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Radiologia
Módulo	III
Radioproteção e Dosimetria
Introdução:
Todo trabalho realizado com alta precisão é regido de normas e 
regulamento, na radiologia não é diferente, principalmente porque 
se trata de uma atividade em que envolve indivíduos em atividade 
com equipamentos de alto risco, onde qualquer deslize pode 
resultar em um dano irreversível. 
A radioproteção é responsável pelas determinações e normas para 
quem trabalha com radiação iônica, assim este curso é para 
apresentar e informar as normas e regras de segurança necessárias 
para quem vai trabalhar com radiologia. 
Noções de Estrutura da Matéria 
Todas as matérias existentes no universo são 
constituídas de átomos ou de suas combinações. A 
maneira como os átomos se combinam depende da 
sua natureza e das propriedades que as suas 
estruturas propiciam.
O modelo utilizado para representar o átomo, passou 
a ser concebido como tendo um núcleo pesado, com 
carga elétrica positiva, e vários elétrons, com carga 
elétrica negativa, cujo número varia com a natureza 
do elemento químico.
Estrutura Eletrônica
Modelos atômicos: 1) geométrico, onde os orbitais são percorridos por elétrons; 2) quântico, 
onde os orbitais são nuvens envolvendo o núcleo, local provável de encontrar elétron.
Transição eletrônica:
É possível classificar as transições eletrônicas em dois 
tipos. O primeiro tipo envolve as transições de baixa 
energia (luz) que ocorrem entre os níveis ou 
subníveis de energia próximos do contínuo. O 
segundo, envolve os níveis ou subníveis mais 
internos, originando os raios X característicos, de alta 
energia.
Radiação
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. Tauhata (2014) afirma 
que as radiações beta e gama ocorrem no ajuste no 
núcleo, os raios X característico no ajuste da 
estrutura eletrônica, os raios X de freamento na 
interação de partículas carregadas com o núcleo e 
raios delta na interação de partículas ou radiação 
com elétrons das camadas eletrônicas com alta 
transferência de energia.
Radiação
Raios X são energia eletromagnética invisível, 
capaz de atravessar corpos opacos e 
impressionar as películas.
Radioatividade
Os raios-X foram descobertos por William Röentgen, em 1895. 
Depois disto, físico francês Henri Becquerel, associando a existência 
desses raios, até então desconhecidos, aos materiais fosforescentes 
e fluorescentes, testou uma série de substâncias com essas 
características. Em 1896, verificou que sais de urânio emitiam 
radiações capazes de velar chapas fotográficas, mesmo quando 
envoltas em papel preto. Posteriormente, o casal Pierre e Marie 
Curie aprofundou estas pesquisas, chegando, em 1898, à 
descoberta de dois novos elementos radioativos, o polônio e o 
rádio, tendo empregado o termo radioatividade para descrever a 
energia por eles emitida 
Radioatividade
Os átomos instáveis, radionuclídeos, não realizam transformações 
para se estabilizarem, ao mesmo tempo. Isto ocorre de modo 
aleatório. Não se pode prever o momento em que um determinado 
núcleo irá se transformar por decaimento. 
Entretanto, para uma grande quantidade de átomos, o número de 
transformações por segundo é proporcional ao de átomos que 
estão por se transformar naquele instante, o que significa que a 
probabilidade de decaimento por átomo por segundo deve ser 
constante, independente de quanto tempo ele tem de existência. 
Esta probabilidade de decaimento de átomo por segundo é 
denominada de Constante de Decaimento λ e é característica de 
cada radionuclídeo .
Irradiação e Contaminação 
Efeitos Biológicos da Radiação
Os efeitos biológicos produzidos pela ação das radiações ionizantes 
no organismo humano são resultantes da interação dessas 
radiações com os átomos e as moléculas do corpo. Nessa interação, 
o primeiro fenômeno que ocorre é físico e consiste na ionização e 
na excitação dos átomos, resultante da troca de energia entre a 
radiação e a matéria.
Irradiação e Contaminação 
Efeitos Biológicos da Radiação
Em seguida, aparecem os fenômenos bioquímicos e fisiológicos. 
Após um intervalo de tempo, aparecem as lesões observáveis, que 
podem ser no nível celular ou no nível do organismo como um todo. 
Na maioria das vezes, devido à recuperação do organismo, os 
efeitos não chegam a se tornar visíveis ou detectáveis.
Um dos processos mais importantes de interação da radiação no 
organismo humano é com as moléculas de água, cuja importância é 
consequência da quantidade de água presente no organismo 
humano (aproximadamente 70 % do corpo humano).
Tipos de Exposição e seus Efeitos 
Exposição externa
Diz-se exposição externa aquela em que a fonte de 
radiação, aparelhos de raios-X ou fontes radioativas, 
estão fora do corpo da pessoa irradiada.
A dose de radiação devido à exposição externa 
depende de fatores como atividade da fonte, energia 
da radiação, tempo de exposição, distância fonte-
indivíduo e a utilização de blindagens.
Tipos de Exposição e seus Efeitos 
Exposição interna
A exposição interna é aquela em que a fonte de 
radiação está dentro do corpo da pessoa irradiada. 
Isto ocorre quando o material radioativo entra no 
corpo do indivíduo por inalação, ingestão ou através 
da pele intacta ou ferida, quando do manuseio de 
uma fonte aberta de radiação.
Tipos de Exposição e seus Efeitos 
Exposição interna
O tempo de manifestação dos efeitos causados por estas exposições 
pode ser tardio, manifestando-se após 60 dias, ou imediatos, que 
ocorrem num período de poucas horas até 60 dias. Quanto ao nível 
de dano, os efeitos podem ser: somáticos, que acontecem na 
própria pessoa irradiada ou hereditários, os quais se manifestam na 
prole do indivíduo como resultado de danos causados nas células 
dos órgãos reprodutores. Os efeitos biológicos das radiações 
ionizantes podem ser estocásticos ou determinísticos.
Tipos de Exposição e seus Efeitos 
Efeitos estocásticos
São aqueles que causam alterações aleatórias no DNA de uma única 
célula que, no entanto, continua a se reproduzir. Levam à 
transformação celular, são efeitos hereditários e não apresentam 
limiar de dose. O dano pode ser causado por uma dose mínima de 
radiação. O aumento da dose somente aumenta a probabilidade e 
não a severidade do dano. São cumulativos, quanto maior a dose, 
maior a probabilidade de ocorrência de dano; quando o dano 
ocorre em célula germinativa, efeitos hereditários podem ocorrer.
Tipos de Exposição e seus Efeitos 
Efeitos determinísticos
São aqueles que levam à morte celular. Existe uma relação previsível 
entre a dose e a dimensão do dano esperado, sendo que estes só 
aparecem a partir de uma determinada dose. A probabilidade de 
ocorrência e a severidade do dano estão diretamente relacionadas 
com o aumento da dose. As alterações são somáticas, a dose 
estando acima do limiar, a destruição celular não pode ser 
regenerada e os efeitos clínicos podem aparecer.
Humanos à Radiação 
As exposições dos seres humanos à radiação são classificadas 
enquanto médica, ocupacional e do público.
Exposição médica
A exposição médica é observada na pessoa, como parte de um 
tratamento ou diagnóstico, ajudando a conter ou amparar um 
paciente ou em voluntários participantes de pesquisa científica. Não 
há limite de dose, uma vez que esta é determinada pela 
necessidade médica. No entanto, recomenda-se o uso de níveis de 
referência.
Humanos à Radiação 
Exposição ocupacional
Este tipo de exposição é aquele observado no ambiente de trabalho. 
Denomina-se exposição pública aos demais tipos de exposição. 
Enquanto frequência e intensidade, a exposição pode ser:
a) Exposição única: radiografia convencional;
b) Exposição fracionada: radioterapia (a exposição total necessária 
para a destruição da neoplasia é fracionada em 10 ou mais sessões);
c) Exposição periódica: originada da rotina de trabalho com materiais 
radioativos;
Exposiçãoocupacional
d) Exposição de corpo inteiro: irradiadores de alimentos, acidentes 
nucleares;
e) Exposição parcial: acidentes, pessoa que manipula radionuclídeos
(exposição das mãos);
f) Exposição colimada: radioterapia (o feixe é colimado à região do 
tumor);
g) Feixe Intenso: esterilização e conservação de alimentos -
radioterapia (30 Gy; aproximadamente 2Gy/aplicação);
h) Feixe médio: radiodiagnóstico (alguns mGy/incidência);
i) Feixe fraco: radioatividade natural (1 mGy/ano).
Humanos à Radiação 
As grandezas dosimétricas estão associadas à quantidade de radiação 
a que um material foi submetido. Para avaliar quantitativa e 
qualitativamente os possíveis efeitos, necessita-se definir as 
grandezas radiológicas, suas unidades, os instrumentos de medição e 
detalhar os diversos procedimentos do uso das radiações ionizantes.
Algum efeito ou subproduto são utilizados, como a carga elétrica dos 
elétrons ou íons produzidos pela ionização, a energia da radiação 
transferida ou absorvida pelo material, a luminescência, a alteração 
da condutividade elétrica, o calor produzido e alteração química, 
relacionando com a massa ou volume, pode-se definir grandezas 
radiológicas como: Exposição, Kerma e Dose Absorvida.
Radiológica 
Existem instituições internacionais somente para cuidar da definição 
das grandezas, as relações entre elas e suas respectivas unidades. A 
International Commission on Radiological Protection (ICRP), fundada 
em 1928, promove o desenvolvimento da proteção radiológica e faz 
recomendações voltadas para as grandezas limitantes. 
A International Commission on Radiation Units and Measurements
(ICRU), fundada em 1925, cuida especialmente das grandezas básicas 
e das operacionais. As publicações da ICRP Nº 26, de 1977, e Nº 60 de 
1990 foram duas importantes referências no estabelecimento de 
grandezas radiológicas, suas relações e métodos de medição, dentro 
de uma concepção mais coerente possível. 
Radiológica 
Na ICRP 60 surgiram novas grandezas, algumas em substituição a 
grandezas definidas na ICRP 26, que tinham o inconveniente de ter 
nomes muito parecidos.
Alguns problemas relacionados à determinação de grandezas 
surgiram da introdução da ICRP 26, que serviu de base à Norma CNEN 
NE-3.01 - Diretrizes Básicas de Radioproteção, de 1988. A grandeza 
Dose Equivalent da ICRP 26 foi traduzida na norma brasileira para 
Dose Equivalente, ao invés de Equivalente de Dose, que deveria ser a 
tradução correta. 
Radiológica 
Por outro lado, a ICRP 60 introduziu o conceito de grandeza 
denominada Equivalent Dose, ainda não adotado em norma 
brasileira, mas cuja tradução deve ser Dose Equivalente, o que 
obrigará a CNEN a alterar a denominação da grandeza anterior ou 
criar uma tradução diferente para esse novo conceito.
No processo de transferência de energia de uma radiação incidente 
para a matéria, as radiações que têm carga, como elétrons, partículas 
α e fragmentos de fissão, atuam principalmente por meio de seu 
campo elétrico e transferem sua energia para muitos átomos ao 
mesmo tempo e são denominadas radiações diretamente ionizantes. 
Radiológica 
As radiações que não possuem carga, como as radiações 
eletromagnéticas e os nêutrons, são chamadas de radiações 
indiretamente ionizantes, pois interagem individualmente 
transferindo sua energia para elétrons, que irão provocar novas 
ionizações (XAVIER, 2014). 
A energia transportada pelas radiações é geralmente medida em 
múltiplos do elétron volt (eV), embora a unidade do sistema 
internacional (SI) seja o joule (J). 1 eV= 1,6 x 10- 19 J.
Radiológica 
Exposição (X)
Ato ou efeito de expor um material ou indivíduo à radiação. Os 
modos de exposição podem ser classificados em exposição interna ou 
externa ao corpo do indivíduo irradiado, conforme já mencionado. 
De acordo com a Portaria 453 da Secretaria de Vigilância Sanitária, os 
exames de radiodiagnóstico devem ser realizados de modo a 
considerar os níveis de referência recomendados pela mesma.
Radiológica 
Exposição (X) 
Estes níveis devem ser utilizados de modo a permitir a revisão e 
adequação dos procedimentos e técnicas quando as doses 
excederem os valores especificados (como parte do programa de 
otimização) (XAVIER, 2014). 
A presença de acompanhantes durante os procedimentos 
radiológicos somente é permitida quando sua participação for 
imprescindível para conter, confortar ou ajudar pacientes, mesmo 
assim, quando ocorrer, é obrigatório o uso de vestimenta de proteção 
individual compatível com o tipo de procedimento radiológico e que 
o mesmo possua pelo menos 0,25 mm de chumbo. Entretanto, é 
proibido a um indivíduo desenvolver regularmente esta atividade.
Radiológica 
Irradiação interna
A via pela qual um radionuclídeo vai do ambiente até o homem é 
denominada de “caminho crítico”. Esses emissores, uma vez fixados 
em determinados locais, podem produzir danos localizados. O tempo 
de permanência do material radioativo no corpo é determinado pelas 
constantes de decaimento físico e biológico.
Xavier (2014) observou em seus estudos que é importante salientar 
que uma transformação por segundo não significa a emissão de uma 
radiação por segundo, pois em uma transformação nuclear podem 
ser emitidas várias radiações de vários tipos e várias energias. 
Radiológica 
Irradiação interna
Muitas vezes, uma transformação nuclear é confundida com uma 
desintegração nuclear, devido ao antigo conceito de radioatividade 
que imaginava que, quando o núcleo emitia radiações, ele estava se 
desintegrando. Sabe-se que o núcleo só emite radiações para se auto-
organizar, otimizar sua estrutura e dinâmica.
Na prática, devido a convenções estabelecidas, uma 
desintegração/segundo é equivalente a uma transformação/segundo 
e ao becquerel. A razão básica é que, o tempo de ocorrência da 
transformação nuclear é tão curto, de 10- 9 a 10- 13 segundos, que não 
existe ainda detector capaz de discriminar radiações emitidas neste 
intervalo de tempo, de modo que tudo resulta numa "contagem" ou 
em um pulso.
Radiológica 
Irradiação interna
Por outro lado, mesmo que as radiações sejam emitidas em todas as 
direções e sentidos, é possível conhecer a atividade da fonte 
comparando-a com uma fonte de referência, de mesma geometria e 
matriz físico-química (TAUHATA et al., 2014)
Radiológica 
Dose Absorvida (D)
A dose absorvida expressa a quantidade de energia (de) cedida à 
matéria pelas radiações ionizantes no elemento de massa dm, 
sendo definida pela equação:
A unidade de dose absorvida no SI é o Joule por quilograma (J/kg) e 
recebe o nome de Gray (Gy), sendo definida como:
Radiológica 
Dose Absorvida (D)
O Gray foi criado para substituir a unidade antiga, o rad (radiation
absorbed dose). A relação entre estas duas unidades é:
A dose absorvida no ar devida a uma exposição de 1R é igual a 0,87 
rad (0,87 cGy) (TAUHATA et al., 2014).
Radiológica 
Dose Equivalente – (H - ICRP 26): 
A dose absorvida média em um órgão ou tecido é um indicador da 
probabilidade de efeitos subsequentes. Entretanto, esta 
probabilidade depende da qualidade da radiação. Diferentes tipos 
de radiação podem produzir diferentes efeitos biológicos (para uma 
mesma dose absorvida). 
Portanto, se tornou necessária a introdução de uma nova grandeza 
que pudesse ponderar esta dependência com a qualidade da 
radiação, a dose equivalente, que é obtida multiplicando-se a dose 
absorvida D pelo Fator de qualidade Q (Quality factor) (XAVIER, 
2014). 
Radiológica 
Dose Equivalente – (H - ICRP 26): 
No Brasil, a Dose Equivalente é uma tradução equivocada de Dose 
Equivalent das recomendações da ICRP 26. Esta grandeza, assim 
denominada, ficou estabelecida nas normas da CNEN-NE-
3.01(1988), e no vocabulário dos usuários. A tradução correta seria 
Equivalente de dose, pois o conceito definido foi de equivalência 
entre doses de diferentes radiações para produzir o mesmo efeito 
biológico, como já observado neste capítulo. 
A unidade antiga da dose equivalente denominava-serem 
(roentgen equivalente men), sendo que 1 Sv = 100 rem. 
Radiológica 
Dose Equivalente – (H - ICRP 26): 
O fator de qualidade Q é adimensional e constitui um fator de peso 
proveniente da simplificação dos valores da Efetividade (ou Eficácia) 
Biológica Relativa (Relative Biological Effectiveness) - RBE - dos 
diferentes tipos de radiação, na indução de determinado tipo de 
efeito biológico. Dose equivalente num tecido ou órgão (Dose 
equivalent in a tissue or organ), Dose HT (ICRP 26) e CNEN- NE-3.01 
(1988).
Radiológica 
Dose Efetiva (HE) 
A relação entre a probabilidade de efeitos estocásticos e dose 
equivalente depende também do órgão ou tecido irradiado, sendo 
necessário definir uma outra grandeza, derivada da dose 
equivalente, para indicar a combinação de doses diferentes para 
diversos tecidos, de tal maneira que esteja bem relacionada com os 
efeitos estocásticos devido a todos os órgãos.
Radiológica 
A Proteção Radiológica, ou Radioproteção, pode ser definida como 
um conjunto de medidas que visam proteger o homem e o 
ecossistema de possíveis efeitos indesejáveis causados pelas 
radiações ionizantes. 
Para isso, ela analisa os diversos tipos de fontes de radiação, as 
diferentes radiações e modos de interação com a matéria viva ou 
inerte, as possíveis consequências e sequelas a saúde e riscos 
associados, conforme observou Xavier (2003) em seus estudos.
Conceitos de Proteção Radiológica
O estabelecimento de normas regulatórias, os limites permissíveis e 
um plano de Proteção Radiológica para as instalações que executam 
práticas com radiação ionizante, tem por objetivo garantir o seu uso 
correto e seguro. Procedimentos para situações de emergência 
também devem ser definidos para o caso do desvio da normalidade 
de funcionamento de uma instalação ou prática radiológica.
Os conceitos, procedimentos, grandezas e filosofia de trabalho em 
proteção radiológica são continuamente detalhadas e atualizadas 
nas publicações da International Commission on Radiological
Protection, ICRP. 
Conceitos de Proteção Radiológica
Existe também a International Commission on Radiation Units and
Measurements (ICRU), que cuida das grandezas e unidades, seu 
processo de aperfeiçoamento e atualização (XAVIER, 2003).
Os conceitos contidos nas publicações da ICRP e ICRU constituem 
recomendações internacionais. Cada país, pode ou não adotá-los 
parcial ou totalmente, quando do estabelecimento de suas Normas 
de Proteção Radiológica. Tudo depende do estágio de 
desenvolvimento do país, da capacidade ou viabilidade de 
execução, em cada área de aplicação.
Conceitos de Proteção Radiológica
Com o decorrer dos anos, de acordo com estudos de Xavier (2003), 
se percebeu que a radiação não é apenas fonte de energia e cura, 
mas que também pode provocar efeitos deletérios ao organismo, se 
não for utilizada de forma adequada. Como resultado, foram 
formulados procedimentos que envolvem o emprego dos raios X, 
visando não só a proteção contra efeitos nocivos, como também 
dos riscos do trabalho com equipamentos de alta voltagem.
Nesse sentido, foi criado em 1928, o Comitê Internacional de Raios 
X e Proteção Radiológica, que em 1950, se transformou na atual 
Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP).
Fatores de Proteção Radiológica 
A mesma instituição, cujas recomendações antes se aplicavam 
somente à prática médica, teve seu campo de atuação ampliado, se 
estendendo para todas as situações que envolvam exposição de 
pessoas às radiações.
A ICRP, por meio de várias publicações, elaborou o sistema de 
limitação de dose, que se baseia em três princípios: o princípio da 
justificação da prática, da otimização e da limitação de dose e risco, 
conforme descrito a seguir.
Fatores de Proteção Radiológica 
Justificação:
Justificação da prática significa balancear o benefício da exposição 
do indivíduo ou da sociedade às radiações, tendo em conta a 
totalidade dos benefícios potenciais que dela decorram em 
comparação com o detrimento (dano) que possa ser causado pela 
radiação ao indivíduo (relação risco x benefício) [Portaria 453 –
1998].
Fatores de Proteção Radiológica 
Otimização:
O princípio da otimização estabelece que as instalações e as práticas 
devem ser planejadas, implantadas e executadas, de modo que a 
magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a 
probabilidade de exposições acidentais sejam “tão baixos quanto 
razoavelmente possível, considerando fatores econômicos e sociais” 
(ALARA: As Low as Reasonably Achievable) [Portaria 453 – 1998].
Fatores de Proteção Radiológica 
Limitação de dose e risco individual:
O princípio da limitação de dose e risco individual fixa valores 
limites de dose, os quais, se ultrapassados, poderão resultar em 
riscos adicionais, considerados inaceitáveis para a determinada 
prática em circunstâncias normais
Para os trabalhadores que lidam com radiações ionizantes (sejam as 
corpusculares ou eletromagnéticas), a dose efetiva média anual não 
deve exceder 20 mSv em qualquer período de 5 anos consecutivos, 
não podendo exceder 50 mSv em nenhum ano. 
Fatores de Proteção Radiológica 
Limitação de dose e risco individual:
Para funcionárias grávidas devem, ser observados os seguintes 
requisitos adicionais, de modo a proteger o embrião ou feto:
a) a gravidez deve ser notificada ao responsável pelo serviço, tão logo 
seja constatada; 
b) as condições de trabalho devem ser revistas para garantir que a dose 
na superfície do abdômen não exceda 2 mSv durante todo o período 
restante da gravidez, tornando pouco provável que a dose adicional no 
embrião ou feto não exceda cerca de 1 mSv neste período; 
Fatores de Proteção Radiológica 
Limitação de dose e risco individual:
c) menores de 18 anos não podem trabalhar com raios X (não 
só os de diagnósticos como de qualquer espécie), exceto em 
treinamentos.
d) para estudantes com idade entre 16 e 18 anos, em estágio 
de treinamento profissional, as exposições devem ser 
controladas de modo que os seguintes valores não sejam 
excedidos:
I- dose efetiva anual de 6 mSv;
II- dose equivalente anual de 150 mSv para extremidades e 50 
mSv para o cristalino.
As exposições normais de indivíduos do público não devem 
exceder a 1 mSv por ano [Portaria 453 – 1998].
Fatores de Proteção Radiológica 
O controle da exposição à radiação, se 
fundamenta em três fatores principais: tempo, 
distância e blindagem, os quais são descritos a 
seguir.
Tempo de exposição:
A redução, tanto quanto possível, do tempo de 
permanência em áreas onde estão presentes 
fontes de radiação ionizante é uma maneira 
simples de evitar exposições desnecessárias.
Controle de Exposição
Distância da fonte:
O aumento da distância entre uma fonte de 
radiação ionizante e um indivíduo é, também, 
uma solução simples para minimizar a 
exposição e, consequentemente, o acúmulo 
de dose
(XAVIER, 2003).
Controle de Exposição
Blindagem:
As pessoas que trabalham com fontes ou geradores 
de radiação ionizante devem dispor de 
procedimentos técnicos bem elaborados de modo 
que o objetivo da tarefa seja concretizado e sua 
segurança esteja garantida contra exposições 
desnecessárias ou acidentais. 
Controle de Exposição
Blindagem para partículas alfa: 
O reduzido alcance das partículas alfa no ar e sua 
pouca penetração no tecido, não chegando a 
atravessar a camada morta da pele, torna 
desnecessário qualquer tipo de medida de proteção 
contra a radiação alfa externa.
Controle de Exposição
Blindagem para partículas beta 
A proteção, no caso de irradiação externa por 
partículas beta, tem por objetivo evitar a irradiação 
da pele, cristalino e gônadas. Devido ao pequeno 
alcance das partículas beta, a taxa de dose pode ser 
reduzida a zero quando se interpõe um material de 
espessura maior ou igual que o alcance das partículas 
beta mais energéticas neste material. Há de se 
lembrar da formação da radiação secundária quando 
o material da blindagem possui elevado número 
atômico, neste caso opta-se por materiais mais leves 
como o acrílico.
Controle de Exposição
Blindagem para radiação gama ou X
Quando um feixe de raios gama colimados passam 
através de um material absorvedor de espessura 
variável, observa-se uma atenuação exponencial 
desses raios. Cada um dos processos de interação 
com a matéria remove fótons do feixe, ou por 
absorção ou por espalhamento, e pode ser 
caracterizado por uma probabilidade fixa de 
ocorrência por unidade de comprimento (espessura) 
do material absorvedor.
Controle de Exposição
Toda instalação radioativa está sujeita a regras especiais de 
proteção radiológica e é obrigada a delimitar suas áreas e estão 
classificadas como:
a) Área livre é toda aquela isenta de regras especiais de segurança, 
os níveis de radiação são necessariamente menores que 1 
mSv/mês. 
b) Área restrita toda aquela que deva ter seus acessos controlados, 
por apresentar níveis de radiação maiores que 1 mSv/mês.
As áreas restritas são subdivididas em área supervisionada e 
controlada, conforme descrito a seguir.
Radioativa
Supervisionada: 
Quando os níveis de radiação estão entre 1 mSv/mês e 3 mSv/mês. 
Para tal, as condições de exposição ocupacional são mantidas sob 
supervisão, mesmo que medidas de proteção e segurança 
especificas não sejam normalmente necessárias.
Radioativa
Controlada: 
Se os níveis de radiação forem maiores que 3 mSv/mês. São áreas 
sujeitas a regras especiais de proteção e segurança com a finalidade 
de controlar as exposições normais, prevenir a disseminação de 
contaminação radioativa e prevenir ou limitar a amplitude das 
exposições potenciais. Para avaliar as doses de radiação num 
determinado ambiente são utilizados monitores de área. Estes 
ficam em locais de fácil acesso e visualização e são acionados 
sempre que os níveis de radiação ultrapassam os limites de 
segurança (Norma NN 3.01, 2014).
Radioativa
De acordo com Mazzilli et al. (2002), a monitoração do local de 
trabalho pode ser feita de acordo com o esquema sugerido pela 
Agência Internacional de Energia Atômica.
Procedimento de Monitoração
A proteção radiológica dispõe de vários recursos para evitar que os 
indivíduos recebam doses excessivas ou desnecessárias e avaliar se 
esses recursos foram eficientes por meio da monitoração.
Monitoração de Área
Para que as monitorações atinjam suas finalidades, devem ser 
racionalmente planejadas e realizadas dentro de um programa de 
monitoração que inclui:
a) Obtenção de medidas, 
b) Interpretação das medidas obtidas, 
c) Registro dos dados e 
d) Providências, quando necessário, para melhorar os dispositivos 
de proteção
Monitoração de Área
Um programa de monitoração pode requerer um ou mais métodos, 
dependendo da natureza da radiação e das circunstâncias em que a 
radiação pode afetar um indivíduo. As avaliações podem ser feitas 
por meio das medidas tomadas no próprio indivíduo (monitoração 
individual) e no local onde ele trabalha (monitoração de área).
Monitoração individual é aplicável a trabalhadores que estejam 
sujeitos a doses anuais de radiação próximas ou superiores a 5 mSv
(500 mrem) pode ser interna ou externa, conforme descrito a 
seguir.
Monitoração de Área
Monitoração individual externa
Objetiva a obtenção de dados para avaliar as doses equivalentes 
recebidas pelo corpo inteiro, pela pele ou pelas extremidades, 
quando o indivíduo é irradiado externamente. Dosímetros
individuais são colocados em determinadas regiões do corpo e são 
utilizados continuamente pelo indivíduo, durante o seu trabalho. 
Os dosímetros mais utilizados com esta finalidade são: os filmes 
dosimétricos, os dosímetros termoluminescentes, as câmaras de 
ionização de bolso e os dosímetros eletrônicos de alerta.
Monitoração de Área
Monitoração individual externa
Os filmes dosimétricos e os dosímetros termoluminescentes são de 
leitura indireta e necessitam ser recolhidos periodicamente 
(geralmente dentro de um mês) para a avaliação das doses. As 
câmaras de ionização de bolso e os dosímetros eletrônicos de alerta 
são providos de escalas visíveis, permitindo a avaliação imediata das 
doses recebidas pelo usuário. 
Os dosímetros eletrônicos de alerta (visuais ou sonoros), além de 
marcar a dose, emitem sinais sonoros ou luminosos, alertando 
imediatamente o usuário quando um valor de dose pré-
estabelecido for atingido.
Monitoração de Área
Monitoração individual interna
É utilizada para determinar a quantidade de radionuclídeos
incorporados pelo indivíduo e avaliar a respectiva dose equivalente. 
Pode ser feita pela análise de excretas (técnica “in vitro”) ou pela 
contagem direta (técnica “in vivo”).
Pela técnica “in vitro”, a quantidade de material radioativo 
incorporado pelo indivíduo pode ser estimada pela análise de urina, 
fezes, secreções nasais, escarro, etc. Esta técnica pode ser aplicada 
para qualquer radionuclídeo, desde que se conheça a relação entre 
a quantidade eliminada pelo corpo e a quantidade existente dentro 
do corpo. 
Monitoração de Área
Monitoração de área
É utilizada para indicar os níveis de radiação existentes em locais de 
trabalho. Por este método, pode-se estimar com antecedência a 
dose esperada nas pessoas que permanecerem nesta área em 
determinado tempo, podendo adverti-las quando os níveis de 
radiação forem inadequados. 
Os instrumentos utilizados na monitoração do nível de radiação são: 
câmaras de ionização, detectores Geiger-Muller, cintiladores etc. 
Estes monitores, utilizados nas áreas de trabalho, são geralmente 
calibrados para medir as taxas de dose (mSv/h ou mGy/h) ou as 
taxas de exposição (mC / (kg.h)), podendo ser portáteis ou fixos.
Monitoração de Área
Monitoração de área
O aparelho portátil comumente utilizado é o detector Geiger-
Muller,“detector beta gama”. Monitores do tipo fixo podem ser 
instalados em locais estratégicos. Medem o nível de radiação 
constantemente e quando um nível pré-determinado for atingido, 
um sinal de alerta luminoso e/ou sonoro chama atenção do 
operador, não permitindo que ele receba uma dose excessiva de 
radiação, de acordo com estudos observados por Xavier (2003).
Monitoração de Área
Monitoração da contaminação de superfície
Tem como objetivo avaliar a quantidade de material radioativo 
depositado em objetos ou superfícies. Pode ser realizado por 
método direto ou indireto, como afirma Xavier (2003). No método 
direto, o detector é colocado sobre a superfície com suspeita de 
estar contaminada. 
A medida da contaminação pode ser lida diretamente no aparelho. 
O método indireto é empregado quando for impossível realizar 
medidas diretas ou para complementá-las. Consiste em obter 
amostras da superfície contaminada. As medidas da contaminação 
de superfície são obtidas em termos de atividade por unidade de 
área (Bq/cm2). 
Monitoração de Área
Monitoração da contaminação de superfície
Os equipamentos, os recipientes, as áreas ou os recintos, que 
possuam riscos potenciais de radiações ionizantes, devem ser 
marcados com sinais de advertência de radiação. O sinal consiste de 
um trifólio que representa a radiação, juntamente com dizeres 
apropriados (Figura 8 (7)). Os dizeres mais comuns são: PERIGO: 
Área radioativa; material radioativo; risco de radiação.
Monitoração de Área
Monitoração da contaminação de superfície
Monitoração de Área
O desenho representa o símbolo 
internacional da radiação chamado 
Trifólio. Segundo o físico 
americano Paul Frame, da 
Universidade de Michigan, que 
estudou sua origem, foi rabiscado 
pela primeira vez em 1946, por um 
pequeno grupo de pessoas, no 
laboratório de radiação da 
Universidade da Califórnia, em 
Berkeley-USA (MAZZILLI, 2002). 
Monitoração da contaminação de superfície
Monitoração de Área
A Cor do trevo é uma indicação da 
intensidade de radiação. Essa cor 
pode ser, de baixa a alta 
intensidade, cinza azulado, verde, 
amarelo, laranja ou vermelho. No 
primeiro caso, indica que não há 
radiação, último caso, indicou que 
é provável que excede o limite 
legal para ostrabalhadores (20 
mSv por ano) em um período 
muito curto de tempo, o acesso é 
proibido. 
Plano de Radioproteção
Toda instalação que opera com material radioativo deve preparar um 
documento descrevendo as diretrizes de proteção radiológica que 
serão adotadas pela instituição, que deve conter (MAZZILLI, 2002):
• Identificação da instalação e de sua direção;
• A função, classificação e descrição das áreas da instalação;
• A descrição da equipe, das instalações e equipamentos do Serviço 
de Radioproteção;
• A descrição das fontes de radiação, dos sistemas de controle e de 
segurança e de sua aplicação;
• A função e a qualificação dos trabalhadores;
• A descrição do sistema de gerência de rejeitos radioativos, estando 
a sua eliminação sujeita a limites estabelecidos em Norma 
específica;
Plano de Radioproteção
• A estimativa de taxa de dose para condições de rotina;
• A descrição do serviço e controle médico dos trabalhadores, 
incluindo planejamento médico em caso de acidentes;
• O programa de treinamento dos trabalhadores;
• Os níveis de referência, limites operacionais e limites derivados, 
sempre que convenientes;
• A descrição dos tipos de acidentes admissíveis, do sistema de 
detecção correspondente e do acidente mais provável ou de maior 
porte, com detalhamento da árvore de falhas;
• O planejamento de interferência em situações de emergência até o 
restabelecimento da normalidade.
Plano de Radioproteção
Responsabilidade do supervisor de radioproteção
Ao supervisor de radioproteção cabe: 
• a) Implementar e orientar o Serviço de Radioproteção; 
• b) Assessorar e informar à direção da instalação sobre assuntos 
relativos à radioproteção; 
• c) Fazer cumprir as normas e recomendações da CNEN bem 
como o plano de radioproteção; 
• d) Treinar, reciclar, orientar e avaliar a equipe do serviço de 
Radioproteção e demais trabalhadores envolvidos com fontes 
de radiação; 
• e) Designar um substituto capacitado em seus impedimentos. 
Plano de Radioproteção
Responsabilidade dos trabalhadores da instalação
No que diz respeito aos trabalhadores da instalação, cabe:
a) Executar as atividades de rotina em conformidade com 
regulamentos de radioproteção e segurança estabelecidos pela 
Direção da Instalação;
b) Informar ao Serviço de radioproteção e aos seus superiores, 
qualquer evento anormal que possa acarretar níveis de exposição 
ou risco de ocorrência de acidentes.
Plano de Radioproteção
Atividade do serviço de radioproteção
O Serviço de Radioproteção de uma instalação deve efetuar o 
controle dos trabalhadores, das áreas, das fontes de radiação, bem 
como dos equipamentos e manter atualizados os registros.
Mazzilli et al. (2002) afirma em seus estudos que o controle dos 
trabalhadores é efetuado por meio da monitoração individual dos 
trabalhadores, e a consequente avaliação das doses recebidas pelos 
trabalhadores, durante seu período de trabalho. Além disso, o Serviço 
de Radioproteção deve acompanhar a supervisão médica dos 
trabalhadores da instalação. 
Plano de Radioproteção
Atividade do serviço de radioproteção
O controle das áreas é feito pela avaliação e classificação periódica 
das áreas da instalação, o controle de acesso e sinalização dessas 
áreas e a execução de um programa de monitoração das mesmas. O 
controle das fontes de radiação da instalação deve ser feito por meio 
de um programa de controle físico, com a consequente verificação da 
integridade das fontes quanto a possíveis vazamentos. 
Plano de Radioproteção
Atividade do serviço de radioproteção
Os equipamentos geradores de radiação devem passar por programas 
de inspeção periódica enquanto que os instrumentos utilizados para a 
radioproteção devem ser calibrados com a periodicidade estipulada 
em norma específica. Os registros de usos, das ocorrências e das 
doses individuais dos trabalhadores da instalação devem permanecer 
atualizados no Serviço de radioproteção (MAZZILLI, 2002).
Plano de Radioproteção
Segurança das fontes de radiação
As fontes emissoras de radiação ionizante devem ser mantidas em 
local seguro, a fim de evitar que sejam roubadas ou danificadas, 
prevenindo o seu uso não autorizado e diminuindo a probabilidade 
de ocorrência de acidentes. Para tanto:
a) O controle sobre a fonte de radiação não deve ser abandonado 
sem que sejam atendidos os requisitos especificados pela autoridade 
competente para tal fim;
b) A fonte de radiação não deve ser transferida sem autorização 
específica válida;
c) Inventários periódicos devem ser realizados, de modo a confirmar 
que as fontes de radiação estejam em seus locais previamente 
designados e com segurança.
Plano de Radioproteção
Proteção do operador
Os indivíduos que empregam, em seu trabalho, fontes de radiação 
ionizante devem ter a sua disposição equipamentos de proteção 
adequados, como vestimentas apropriadas, jalecos ou macacões, 
equipamentos de proteção respiratória, biombos para atenuação das 
radiações, aventais de chumbo e outras blindagens específicas para 
determinados órgãos, luvas e sapatilhas, como afirma Mazzilli et al. 
(2002).
Plano de Radioproteção
Rejeitos Radioativos
O gerenciamento seguro de rejeitos radioativos tem por objetivo 
maior a proteção dos seres humanos e a preservação do meio 
ambiente, limitando possíveis impactos radiológicos para as gerações 
futuras, e abrange um conjunto de atividades administrativas e 
técnicas envolvidas na coleta, segregação, manuseio, tratamento, 
acondicionamento, transporte, armazenamento, controle e dispensa 
ou deposição final de rejeitos radioativos.
Plano de Radioproteção
Rejeitos Radioativos
Devem ser observados os seguintes princípios:
• Princípio 1: Proteger a saúde humana;
• Princípio 2: Proteger o meio ambiente;
• Princípio 3: Proteger além das fronteiras do País;
• Princípio 4: Proteger as gerações futuras;
• Princípio 5: Não transferir ônus indevidos às gerações futuras;
• Princípio 6: Estabelecer, no País, uma estrutura legal apropriada;
• Princípio 7: Minimizar a geração de rejeitos;
• Princípio 8: Levar em consideração a interdependência entre 
geração e gerenciamento de rejeitos; e
• Princípio 9: Garantir a segurança de instalações de gerenciamento 
de rejeitos radioativos.
Plano de Radioproteção
Rejeitos Radioativos
A Norma Cnen-NN-3. 1 “Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica”, 
introduziu o conceito de “dispensa”, qual seja, a retirada do controle 
regulatório de materiais radioativos associados a uma prática 
autorizada. A dispensa se aplica à eliminação de materiais radioativos 
sólidos no sistema de coleta de lixo urbano ou em aterros, e de 
materiais radioativos líquidos no esgoto sanitário.
Plano de Radioproteção
Rejeitos Radioativos
De acordo com a Norma Cnen-NN 8.01, observada em Azevedo 
(2012), os rejeitos radioativos podem pertencer a uma das seguintes 
classes:
ß Classe 0 - Rejeitos Isentos (RI): rejeitos contendo radionuclídeos
com valores de atividade ou de concentração de atividade, em 
massa ou volume, inferiores ou iguais aos respectivos níveis de 
dispensa;
ß Classe 1 - Rejeitos de Meia-Vida Muito Curta (RVMC): rejeitos com 
meia-vida inferior ou da ordem de 100 dias, com níveis de 
atividade ou de concentração em atividades superiores aos 
respectivos níveis de dispensa;
Plano de Radioproteção
Rejeitos Radioativos
ß Classe 2 - Rejeitos de Baixo e Médio Níveis de Radiação (RBMN): 
rejeitos com meia-vida superior à dos rejeitos da Classe 1, com 
níveis de atividade ou de concentração em atividade superior aos 
níveis de dispensa estabelecidos, bem como com potência térmica 
inferior a 2 kW/m3; Estes estão divididos em quatro subclasses:
• 2.1: Meia-Vida Curta: rejeitos de baixo e médio níveis de radiação 
contendo emissores beta/gama, com meia-vida inferior ou da 
ordem de 30 anos e com concentração de radionuclídeos emissores 
alfa de meia-vida longa;
• 2.2: Rejeitos Contendo Radionuclídeos Naturais: de extração e 
exploração de petróleo, contendo radionuclídeos das séries do 
urânio e tórioem concentrações de atividade ou atividades acima 
dos níveis de dispensa estabelecidos;
Instrumentação
A presença de um campo de radiação ionizante não pode ser 
percebida pelos sentidos do ser humano, o que torna, portanto, 
imprescindível a existência de dispositivos capazes de detectá-lo. O 
princípio utilizado para a detecção da radiação está baseado em sua 
interação com determinado meio material, interação essa que pode 
resultar na geração de cargas elétricas e luz ou na sensibilização de 
películas fotográficas, entre outros fenômenos.
O detector de radiação é um dispositivo que, colocado em um meio 
onde exista um campo de radiação, seja capaz de indicar a sua 
presença. 
Instrumentação
Existem diversos processos pelos quais diferentes radiações podem 
interagir com o meio material utilizado para medir ou indicar 
características dessas radiações.
Um detector de radiação consiste de um elemento ou material 
sensível à radiação, na maioria das vezes eletrônico, que registra o 
resultado da interação da radiação com o elemento ou meio 
empregado. Assim, um detector pode ser considerado um 
transdutor, uma vez que transforma um tipo de informação 
(radiação) em outro que pode ser um sinal elétrico ou luminoso, 
como afirma Xavier (2014).
Instrumentação
Para que um dispositivo seja classificado como um detector 
apropriado é necessário que, além de ser adequado para medição 
do mensurado, apresente nas sequências de medição algumas 
características, tais como:
• Repetitividade - definida pelo grau de concordância dos 
resultados obtidos sob as mesmas condições de medição;
• Reprodutibilidade - grau de concordância dos resultados obtidos 
em diferentes condições de medição;
• Estabilidade - aptidão do instrumento conservar constantes suas 
características de medição ao longo do tempo;
Instrumentação
• Exatidão - grau de concordância dos resultados com o “valor 
verdadeiro” ou “valor de referência” a ser determinado;
• Precisão - grau de concordância dos resultados entre si, 
normalmente expresso pelo desvio padrão em relação à média;
• Sensibilidade - razão entre a variação da resposta de um 
instrumento e a correspondente variação do estímulo;
• Eficiência - capacidade de converter em sinais de medição os 
estímulos recebidos.
Instrumentação
A eficiência de um detector está associada normalmente 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 (XAVIER, 2014).
Eficiência intrínseca - o tipo e a energia de radiação, normalmente, 
são fatores ligados às características intrínsecas do detector. A 
eficiência intrínseca pode ser escrita como:
Instrumentação
Eficiência absoluta - está relacionada não só com as suas 
características de construção, mas também com a fonte de radiação 
que está sendo medida, com o meio e com a geometria de medição. 
Pode ser escrita como:
Como as radiações interagem de forma diferente com a matéria, 
dependendo de seu tipo (radiação eletromagnética, partículas 
carregadas leves, partículas carregadas pesadas, nêutrons), a escolha 
do detector depende do tipo de radiação que se quer medir. Um 
detector que mede com grande eficiência um determinado tipo de 
radiação pode ser totalmente inadequado para medir outro.
Instrumentação
Quando se estabelecem as condições de medição, estão incluídos a 
manutenção do mesmo método, procedimento experimental, 
instrumento, condições de operação, local, condições ambientais e a 
repetição em curto período de tempo (TAUHATA et al., 2014).
Azevedo (2012) afirma, ainda, que a medição "instantânea" da 
radiação registra a radiação acumulada durante um período de 
tempo. Para isso são utilizados os detectores de leitura direta, ou 
ativos, tais como os detectores a gás para medição da taxa de dose, 
os cintilômetros, os detectores a semicondutor, isto é, o número 
médio de radiações em um intervalo de tempo muito curto.
Instrumentação
Os detectores passivos, registram os eventos e podem ser 
processados posteriormente, como as emulsões fotográficas, os 
detectores de traço, os dosímetros termoluminescentes, 
lioluminescentes e citogenéticos. A escolha do detector e do método 
de medição pode variar em relação ao grau de precisão, exatidão e 
resolução dos resultados desejados. Isto está ligado às diversas 
incertezas envolvidas no processo de medição e nas outras 
atividades relacionadas. Medições ambientais com incertezas de 20% 
podem ser aceitas nos resultados.
Instrumentação
O detector utilizado em trabalho de campo tem que ter condições de 
robustez, portabilidade e autonomia diferentes das necessárias aos 
detectores operados em ambientes controlados de laboratório. Os 
detectores necessitam obedecer a certos requisitos, para serem 
padronizados para o uso em Proteção Radiológica e em Metrologia 
das radiações ionizantes.
Instrumentação
Um detector construído e adaptado para radiações e finalidades 
específicas deve apresentar as seguintes propriedades, regidas por 
normas da IEC 731 ou ISO 4037-1:
a) Limite de detecção adequado;
b) Precisão e exatidão;
c) Reprodutibilidade e repetitividade;
d) Linearidade;
e) Estabilidade a curto e longo prazo;
f) Baixa dependência energética;
g) Baixa dependência direcional, rotacional;
h) Baixa dependência dos fatores ambientais;
i) Baixa dependência com a taxa de exposição.
Instrumentação
Existem monitores individuais, monitores de área e monitores 
ambientais. Dentre os monitores individuais mais utilizados constam 
o filme dosimétrico, o dosímetro termoluminescente (TLD) e o de 
albedo. Alguns destes dispositivos, além de alarmes para valores de 
taxa ou de dose acumulada, apresentam a facilidade de leitura 
direta, possibilidade de transmissão de dados para um sistema ou 
estação de monitoração. 
Instrumentação
Os monitores de área podem ser fixos ou portáteis. Dentre os 
monitores fixos, existem os tipos: portal, de mãos e pés, ou de 
medição constante da taxa de dose em determinada área. Já os 
monitores ambientais, podem ser estações de monitoração, 
contendo diversos dispositivos de detecção, como filtros, detectores 
de traço, TLDs, detectores ativos (AZEVEDO, 2012). 
Detectores por Ionização 
Em detectores por ionização, a radiação incidente cria pares de íons 
no volume de medida do detector. Este volume de medida 
geralmente é preenchido com um gás ou uma mistura de gases. A 
quantidade de pares de íons criados é contada em um dispositivo de 
medida da corrente elétrica. Como exemplo deste tipo de detector 
pode-se citar a câmara de ionização e o contador Geiger Müller 
Detectores à Cintilação
Os detectores à cintilação baseiam-se na propriedade de 
fluorescência ou cintilação, que é o fenômeno observado em certas 
substâncias que emitem luz quando bombardeadas por um feixe de 
radiação ionizante. As cintilações produzidas pela radiação nos 
cristais cintiladores são amplificadas em uma válvula 
fotomultiplicadora (Figura 12 (7)), que gera um pulso elétrico sendo 
este medido. Os detectores de iodeto de sódio (NaI) enquadram- se 
nesta categoria. Existem outros tipos de cintiladores, como os 
termoluminescentes, a gás, líquidos, materiais semicondutores e 
outros.
Detectores à Cintilação
Para conhecer o fator de calibração (rastreamento metrológico), são 
muito utilizadas as câmaras tipo dedal para fótons e elétrons, câmara 
de placas paralelas para raios X de baixa energia e elétrons de alta 
energia a câmara esférica de grande volume para radioproteção. 
Dosímetros
A dosimetria é a avaliação quantitativa da dose de radiação recebida 
pelo corpo humano. Os dosímetros são instrumentos utilizados para 
esta avaliação, e indicam a exposição ou a dose absorvida total a que 
uma pessoa foi submetida, mas com resultados relacionados ao 
corpo inteiro, órgão ou tecido humano. São também denominados 
de dosímetros integradores. As principais características que um bomdosímetro deve apresentar são:
• A resposta deve ser independente da energia da radiação incidente;
• Deve cobrir um grande intervalo de dose;
• Medir todos os tipos de radiação ionizante; e,
• Ser pequeno, leve, de fácil manuseio, confortável para o uso e 
econômico à fabricação.
Dosímetros
Além das propriedades de um monitor ele deve ter:
• Resultados em dose absorvida ou dose equivalente (ou taxa);
• Ser construído com material tecido-equivalente;
• Possuir fator de calibração bem estabelecido;
• Suas leituras e calibrações são rastreadas a um laboratório nacional 
e à rede do BIPM;
• Incertezas bem estabelecidas e adequadas para sua aplicação;
• Modelo adequado para cada aplicação;
• Modelo adequado para cada tipo e intensidade de feixe.
• Os principais tipos de dosímetros são: fotográfico, 
termoluminescente (TLD) e câmara de ionização de bolso (caneta 
dosimétrica, há inclusive modelos eletrônicos)
fotográfico 
O dosímetro fotográfico é um dos detectores de radiação mais 
simples que existe, sendo constituído por um filme acondicionado 
em um suporte para proteção, que salvaguarda a parte fotossensível 
dos efeitos da luz, agentes químicos e mecânicos. Esta embalagem 
contém pequenas placas metálicas que funcionam como filtros, 
permitindo a estimativa da dose e uma distinção entre os vários tipos 
de radiação, como ilustra a imagem a seguir:
fotográfico 
Os filmes dosimétricos utilizam 
a propriedade das radiações 
ionizantes de impressionarem 
chapas fotográficas. Mediante 
a medida do grau de 
enegrecimento da película 
revelada (denominada 
densidade óptica), pode ser 
relacionado com a quantidade 
de radiação absorvida, e desta 
forma avaliar a dose recebida 
pelo indivíduo. 
fotográfico 
As emulsões fotográficas utilizadas para detecção de radiação são 
similares às utilizadas em filmes fotográficos comuns, sendo que nas 
primeiras a concentração dos grãos de brometo de prata é várias 
vezes superiores. A utilização de emulsões fotográficas para a 
detecção de nêutrons rápidos ocorre por um mecanismo diferente. 
A emulsão é utilizada como um detector de traços.
Os filmes dosimétricos oferecem a vantagem de assegurar uma 
informação quase permanente (podem ser guardados), permitindo 
desta forma que as medidas, se necessário, sejam repetidas. As 
desvantagens são decorrentes das influências das condições 
ambientais que podem afetar sua resposta, tais como temperatura, 
umidade e o enegrecimento com o tempo.
(TLD)
Os dosímetros termoluminescentes são cristais que ao serem 
irradiados, armazenam a energia da radiação incidente. Se o mesmo 
for aquecido a uma determinada temperatura, após ter sido 
irradiado, a energia armazenada será liberada com emissão de luz, 
fenômeno denominado de termoluminescência. A quantidade de 
luz emitida durante o aquecimento é proporcional à dose absorvida 
pelo dosímetro.
(TLD)
O volume sensível de um material termoluminescente consiste de 
uma massa pequena (de aproximadamente 1 a 100mg) de um 
material cristalino dielétrico contendo ativadores convenientes.
Os dosímetros TLD têm o formato de pastilhas e geralmente, são 
utilizados em um estojo que acomoda vários filtros, com a mesma 
finalidade daqueles utilizados nos dosímetros fotográficos. Os TLDs
apresentam pouca dependência energética e quase nenhuma 
dependência direcional, mas a informação armazenada só pode ser 
avaliada uma única vez. A grande vantagem desses dosímetros é a 
sua reutilização, como mostra a figura a seguir:
(TLD)
As principais substâncias 
utilizadas como materiais 
termoluminescentes para 
dosimetria são o CaSO4:Dy 
(sulfato de cálcio dopado com 
disprósio), o CaSO:Mn (dopado 
com manganês); o LiF (fluoreto 
de lítio) e a CaF2 (fluorita). No 
Brasil, o CaSO4: Dy (produzido 
no IPEN/CNENSP) e o LiF, são 
os mais utilizados.
dosimétrica)
Os dosímetros de bolso, do 
tamanho de uma caneta 
comum chamados por isso de 
canetas dosimétricas, são 
utilizados como dosímetros
complementares, quando é 
necessária uma medida direta 
e rápida, permitindo ao 
usuário verificar a dose a que 
foi submetido durante um 
determinado trabalho.
Diodos semicondutores
O emprego de meios sólidos para detecção de radiação, a partir do 
início da década de 60, permitiu que instrumentos de medida 
fossem bem mais compactos do que aqueles baseados na técnica 
de ionização de gás, a densidade dos sólidos é da ordem de 1000 
vezes maior do que a dos gases.
Seu princípio de funcionamento é a formação de pares elétron 
buraco criados ao longo do caminho percorrido pela partícula 
carregada (radiação primária ou partícula secundária) através do 
detector.
Diodos semicondutores
instrumentos absolutos, necessitando, portanto, de calibração. Essa 
calibração significa determinar sua resposta a uma exposição de 
radiação ou dose absorvida conhecida, envolvendo sempre o uso de 
pelo menos um instrumento de referência ou padrão. A calibração 
dos instrumentos deve ser efetuada em intervalos regulares ou 
após conserto e ou manutenção (MAZZILLI, 2002).
Calibração de Detectores