APOSTILA 7 RADIO NUCLÍDEOS

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Sumário 
7. Efeitos biológicos da radiação ionizante ............................................................................................................. 95 
7.1. Interação de radiação ionizante com a matéria ........................................................................................ 95 
7.2. Radiação ionizante e seus efeitos biológicos ......................................................................................... 101 
7.3. Ação de radiação ionizante e acidentes radiológicos ............................................................................. 103 
7.4. Exemplos de acidentes radiológicas ...................................................................................................... 108 
7.5. Bibliografia adicional .............................................................................................................................. 114 
7.6. Índice das Figuras ................................................................................................................................. 114 
7.7. Índice das Tabelas ................................................................................................................................. 115 
7.8. Índice das Equações .............................................................................................................................. 115 
 
7. Efeitos biológicos da radiação ionizante 
7.1. Interação de radiação ionizante com a matéria 
7.1.1. Poder de penetração dos diversos tipos de radiação ionizante 
A Figura 1 ilustra esquematicamente o poder dos diferentes tipos de radiação ionizante 
de penetrar a matéria. Como revela esta Figura radiação  é completamente absorbida dentro 
de uma camada de matéria, como por exemplo uma folha de papel. Este fato se deve da alta 
transferência de energia pela radiação , que, por exemplo, corresponde em 190 eV nm-1. Por 
outro lado, radiação  é capaz de passar melhor pela matéria, mas também é ser absorvido 
completamente, por exemplo pelo corpo humano. Isto se explica pela transferência de energia 
muito menor, que em água corresponde à somente 0,2 eV nm-1. Radiação eletromagnética (raios 
X, radiação ) porém não é absorvida completamente, mas somente atenuado pela matéria, 
podendo ultrapassar até camadas grossas de metal. Como mostra a Figura 2 a atenuação da 
radiação  é caracterizada pela camada semi-redutora (d½) a qual diminua a intensidade da 
radiação pela metade. Pode se mostra, que depois de passar por ≈ 10 vezes a camada semi-
redutora a intensidade da radiação se aproxima de zero. Para a mesma energia a razão dos 
coeficientes de adsorção para radiação ,  e  é aproximadamente 104 : 102 : 1, como é 
esquematizada na Figura 2. 
 
Figura 1. Poder de penetração dos 
diversos tipos de radiação ionizante* 
 
Figura 2. Comparação do alcance dos 
tipos de radiação ionizante na matéria† 
 
7.1.2. Interação da radiação  com a matéria 
A Figura 3 mostra a transferência da energia pelas partículas  passando pela matéria. 
Como se pode observar nesta Figura a energia transferida aumenta com a penetração da matéria 
 
*Mazzilli, B. P., Máduar, M. F., Pires de Campos, M., Radioatividade no meio ambiente e avaliação de impacto radiológico 
ambiental, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, São Paulo, 2011, p. 10 
†Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 4, p. 21; traduzido 
(http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
 
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pelas partículas  e diminua rapidamente quando as partículas perdem praticamente toda sua 
energia formando como produto átomos neutros de hélio. 
 
 
Figura 3. Taxa de perda de energia de partículas  na interação com um material* 
 A Tabela 1 enumera o alcance de radiação , com a energia de 7,69 MeV em diversos 
materiais. Para melhor comparação do poder de blindagem dos diversos materiais o alcance da 
radiação  num dado material é geralmente indicado como produto do alcance da radiação e a 
densidade do material na dimensão mg cm-2. 
Tabela 1. Alcance de partículas  de 214Po (E = 7,69 MeV) em vários materiais† 
Material Alcance extrapolado (cm) Densidade (g cm-3) Alcance (mg cm-2) 
Ar 6,95 0,001226 8,5 
Mica 0,0036 2,8 10,1 
Lítio 0,01291 0,534 6,9 
Alumínio 0,00406 2,702 11,0 
Zinco 0,00228 7,14 16,3 
Ferro 0,00187 7,86 14,7 
Cobre 0,00183 8,92 16,3 
Prata 0,00192 10,5 20,2 
Ouro 0,00140 19,32 27,0 
Chumbo 0,00241 11,34 27,3 
7.1.3. Interação da radiação  com a matéria 
A interação de radiação  com a matéria é menor que a da radiação . Enquanto uma 
partícula  (E = 3 MeV) possua um alcance em ar de aproximadamente 1,7 cm uma partícula  
da mesma energia possua um alcance em torno de 10 m e os pares de íons gerados por 
milímetro são de alguns milhares per milímetro para partícula  mas somente 4 por milímetro 
pela partícula . A Figura 4 mostra esquematicamente a atenuação de radiação  na matéria. O 
decrescimento contínuo é resultado da distribuição de energia contínua das partículas  e da 
 
*Tauhata, L.; Salati, I.; Di Prinzio; R.; Di Prinzio, A. R.; Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos, Instituto de 
Radioproteção e Dosimetria – Comissão Nacional de Energia Nuclear; Rio de Janeiro, 2014, p. 103 
† Lieser, K. H., Nuclear and Radiochemistry, Wiley-VCH, Weinheim, 2001, p. 79 
 
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deflexão no absorber e pode ser descrito pela equação exponencial, mostrada na Equação 1. 
Ressalta-se que as partículas  perdem, devido a atração pelos núcleos positivos durante a 
passagem pela matéria velocidade resultando na emissão de radiação eletromagnética (raios-
X), conhecido pelo termo alemão Bremsstrahlung (radiação de freamento). como demonstra a 
Figura 5. Ressalta-se que a formação da Bremsstrahlung aumenta com a carga nuclear do 
absorber. Portanto não é recomendável de blindar fontes radiação  com metais pesados como 
chumbo ou urânio para evitar de criar uma fonte de raios-X. Recomenda-se a sua blindagem 
com materiais mais leves como por exemplo alumínio. Exemplos para alcance de radiação  em 
diversos materiais mostra Figura 6. 
 
 
Figura 4. absorção de partículas - monoenergéticos* 
𝐼 = 𝐼0 ∙ 𝑒
−𝜇∙𝑑 
Equação 1. Intensidade de radiação  como função da espessura do absorver ( = 
coeficiente de absorção; d = espessura do absorber) 
 
 
Figura 5. Origem da 
Bremsstrahlung† 
 
Figura 6. Alcance vs. energia para partículas  absorvidos 
no silício e no germânio‡ 
 
*Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 4, p. 23; traduzido 
(http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
† http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/e/ef/Bremsstrahlung.png 
‡Tauhata, L.; Salati, I.; Di Prinzio; R.; Di Prinzio, A. R.; Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos, Instituto de 
Radioproteção e Dosimetria – Comissão Nacional de Energia Nuclear; Rio de Janeiro, 2014, p. 98 
http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/e/ef/Bremsstrahlung.png
 
98 
 
7.1.4. Interação da radiação  com a matéria 
7.1.4.1. Absorção de radiação  e camada semi-redutora 
No princípio radiação  e raios-X possuam as mesmas propriedades de radiação 
eletromagnética. Suas diferenças são somente a origem e a faixa de energia observada como é 
resumida na Tabela 2. 
Tabela 2. Faixa de energia e origem de radiação  e raios-X 
Radiação Faixa de energia Origem 
 10 keV – 10 GeV 
Diferentes estados energéticos no 
núcleo atômico 
Raios-X 100 eV – 100 keV 
Diferentes estados energéticos na 
camada eletrônica do átomo 
 
 
 
Figura 7. Atenuação de radiação  por um material de espessura X* 
 Como radiação  não é como radiação  e  uma radiação de partículas os mecanismos 
de adsorção são diferentes. Enquanto partículas perdem sua energia no impacto com outras 
partículas em diversos passos a energia de radiação eletromagnética é transferida em um único 
passo e devido à falta de carga a interação dos fótons com a matéria é extremamentefraca. 
Assim não se pode determinar um alcance máximo para radiação  e sua absorção, 
exemplificado na Figura 7, segue para radiação monocromática uma equação exponencial dada 
na Equação 2. 
𝐼
𝐼0
= 𝑒−𝜇𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙∙𝑑 
Equação 2. Intensidade relativa de radiação  num absorber (total = coeficiente de 
absorção; d = espessura do absorber) 
 Como a interação de radiação  não resulta numa adsorção completa, mas somente 
numa diminuição, a capacidade de adsorção de radiação  por diversos materiais não e 
 
*Tauhata, L.; Salati, I.; Di Prinzio; R.; Di Prinzio, A. R.; Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos, Instituto de 
Radioproteção e Dosimetria – Comissão Nacional de Energia Nuclear; Rio de Janeiro, 2014, p. 86 
 
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caracterizada pelo alcance máxima, mas pela camada semi-redutora (d½), como é ilustrado na 
Figura 2. A dependência da camada semi-redutora, que corresponde à espessura de um material 
necessária para diminuir a intensidade pela metade, do coeficiente de adsorção  é dada na 
Equação 3. Com um adsorver de espessura 1 d½ a intensidade da radiação é diminuída somente 
pela metade. Para um adsorver de espessura 7 d½ a intensidade é reduzida para 1 % e com 10 
d½ para 0,1 %. 
𝑑1
2⁄
= 
ln 2
𝜇
 
Equação 3. Camada de semi-redutora para radiação  
7.1.4.2. Processos de adsorção de radiação  e coeficiente de adsorção 
Para energias baixas o principal processo de transferência de energia para a matéria de 
um fóton  ou raios-X é o efeito fotoelétrico, ilustrado na Figura 8. Nesse caso o fóton transfere 
toda sua energia ao elétron que é emitido como fotoelétron com a energia Ee igual a diferença 
entre a energia do fóton e a energia de ligação do elétrons, conforme Equação 4. 
 
 
Figura 8. Efeito fotoelétrico* 
𝐸𝑒 = 𝐸𝛾 − 𝐸𝐿 
Equação 4. Energia do fotoelétron 
 
 
Figura 9. Efeito Compton† 
Para energia de fótons maiores a transferência ocorre pelo Efeito Compton, ilustrado na 
Figura 9. Neste caso o fóton transfere somente parte de sua energia para um elétron resultando 
 
* Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 4, p. 25; 
traduzido (http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
† Idem, ibid, p. 26 
 
100 
na mudança (ângulo ) de sua direção e no aumento de seu comprimento de onda, o qual pode 
ser calculado pela Equação 5. 
∆𝜆 = 
ℎ
𝑚𝑒 ∙ 𝑐
∙ (1 − 𝑐𝑜𝑠𝜑) 
Equação 5. Aumento do comprimento de onda na deflexão de Compton 
Para energias de radiação  acima de 1,02 MeV a energia do fóton pode, no campo 
elétrico do núcleo, ser transformado em um par de um elétron e de um pósitron. A probabilidade 
de criação de par é proporcional a Z2 do adsorver e aumenta significativamente com a energia 
da radiação  sendo acima de 10 MeV o processo dominante na adsorção de radiação . 
 
 
Figura 10. Criação de par* 
 Desta maneira o coeficiente total na Equação 2 é composto, conforme Equação 6, pela 
somo dos coeficientes parciais ph, C e p para os processos fotoelétrico, de Compton e 
formação de par, respectivamente. A Figura 11 mostra para o chumbo e alumínio os coeficientes 
de absorção parciais e sua soma (total) como função da energia da radiação . 
𝜇𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = 𝜇𝑃ℎ + 𝜇𝐶 + 𝜇𝑃 
Equação 6. Composição do coeficiente de absorção total de radiação  
 
(a) (b) 
Figura 11. Coeficientes de absorção de radiação  em: (a) chumbo, (b) alumínio† 
7.1.5. Interação de nêutrons com a matéria 
Nêutrons são liberados na fissão espontânea de núcleos pesados e desintegram com 
um tempo de meia de 10,25 min emitindo partículas -. Além da desintegração - nêutrons podem 
induzir reações nucleares como (n,), (n,), (n,p), (n,d), (n,2n) ou (n,f). Como eles são 
eletricamente neutros sua interação com os elétrons dos átomos é desprezível e sua interação 
 
* Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 4, p. 27; 
traduzido (http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
† Idem, ibid, p. 24 
 
101 
com a matéria se restringe, além de reações nucleares a colisões elásticas e inelásticas. As 
colisões são importantes nos reatores nucleares onde a energia dos nêutrons liberados na fissão 
de 235U em torno de 2,5 MeV (nêutrons velozes) deve ser reduzido a 0 – 0,5 eV (nêutrons 
térmicos). A Tabela 3 mostra para diversos núcleos o número médio de colisões necessárias 
para moderar a energia de nêutrons velozes para a energia de nêutrons térmicos. Esta Tabela 
revela que nêutrons perdem sua energia de forma mais rápida colidindo com núcleos leves como 
hidrogênio ou carbono. Portanto eles são blindados de forma efetiva por parafina ou água. 
Tabela 3. Número médio de colisões necessárias para moderação de nêutrons (E = 2 MeV)* 
Núcleo Número médio de colisões Núcleo Número médio de colisões 
1H 14 Be 69 
2H 20 C 91 
1H2O 16 Na 171 
2H2O 29 Fe 411 
He 43 238U 1730 
 
Figura 12. Primeira página “De Rerum 
Natura” de Lucrécio 
 
Figura 13. Título de “Von der Bergsucht” 
de Paracelsus 
 
7.2. Radiação ionizante e seus efeitos biológicos 
7.2.1. Primeiras observações de efeitos biológicos da radiação ionizante 
Embora não se sabia a causa se observou efeitos da radioatividade à saúde humana 
desde a antiguidade. Por exemplo, Tito Lucrécio Caro (ca. 94 a.C. – ca. 50 a.C) atribuiu na sua 
obra De Rerum Natura (Figura 12) os problemas de saúde dos mineiros a exalações de minerais: 
“qualis expiret Scaptensula subter odores? 
quidve mali fit ut exalent aurata metalla! 
quas hominum reddunt facies qualisque colores!” 
 
* Hippler, S., Reaktorchemie – Skript zur Vorlesung, Universität Hannover (http://www.zsr.uni-
hannover.de/folien/reakchem.pdf). 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folien/reakchem.pdf
http://www.zsr.uni-hannover.de/folien/reakchem.pdf
 
102 
No século XVI Paracelsus (1493 – 1541) descreve na sua obra “Von der Bergsucht” 
(Figura 13) como causa da doença dos mineiros: 
“Dann ir sehet/ das eusserlich in dem Chaos zwischen Himmel und Erden/ Nebel wachsen/ …/ die da den 
Asma machen/ husten hüsten und keychen/ das ist nun die erfahrenheit/…/ das der Nebel ein ursach ist/ …/ aus 
welchen die Bergsucht wachsen mag“ 
Consequências da irradiação consciente de tecido humano por radiação ionizante foram 
descritos por Pierre Curie (Figura 14) em 1901, que em um experimento voluntario expus seu 
braço a radiação de rádio, em uma carta para L´Académie française: 
“A pele se avermelhou na superfície de uma área de 6 cm2; a aparência é semelhante duma 
queimadura, mas a pele não está doendo. Depois de alguns dias a vermelhidão começou 
aumentar, sem se expandir: no 20º dia formaram-se crostas e depois um ferimento, que foi tratado 
com ligaduras; no 22º dia a pele começou de sarar, a partir das bordas em direção ao centro e 52 
dias depois da radiação restou uma área do ferimento de 1 cm2, que mostra um tom cinza, que 
deixa concluir que existe um ferimento mais profundo.”* 
Sua esposa Marie Curie (Figura 14) descreveu as queimaduras que ela sofreu 
carregando alguns centigramas de rádio numa ampola de vidro protegido somente por uma caixa 
de metal, nas seguintes palavras: 
“As mãos mostram uma tendência geral à formação de escamas: os pontos de dedos, que 
tinham tocada as cápsulas contendo as substâncias altamente ativas, se endurecem e as vezes 
tornam-se muito dolorosos. Em um de nós a inflamação nos pontos de dedos continuou 14 diais 
e terminou com o endurecimento, mas a sensibilidade ao dor ainda não desapareceu depois de 
uma duração de dois meses.” 
 
Figura 14. Pierre e Marie Curie 
 
Figura 15. Exame de raios-X em 1906 
 
 Queimaduras causadas por radiação ionizante, especialmente de raios-X foram 
inúmeras vezes observados no início do século 20, especialmente por radiologistas da época 
(Figura 15) e resultaram até na formação de câncer de pele (Figura 16). Acidentes com radiação 
ionizante eram comum nesta época como mostra um monumento de 1936 pelas mais de 150 
vítimas pelo manuseio de rádio,raios-X e outras fontes de radiação ionizante no Hospital St. 
Georg em Hamburgo, um dos primeiros hospitais com um departamento de radiologia e medicina 
nuclear da Alemanha (Figura 17). 
 
Figura 16. Dermatite de raios-X 
 
Figura 17. Monumento para vítimas fatais 
de radiação ionizante 
 
 
* http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
103 
7.3. Ação de radiação ionizante e acidentes radiológicos 
7.3.1. Ação de radiação ionizante me tecidos biológicos 
A Figura 18 esquematiza a interação de radiação ionizante com celas biológicas, 
constituídos principalmente de água. Assim os mecanismos mais prováveis são: a ionização de 
moléculas de água, resultando em H2O+ e elétrons solvatizados, ou a radiolíse da água, 
resultando em radicais livres. Estes produtos são altamente reativos e reagem tanto entre si 
como com as moléculas de seu ambiente, por exemplo, a DNA da célula, modificando sua 
estrutura e propriedades. A distribuição dos produtos primários (íons e radicais) na célula 
depende do tipo de radiação, como mostra a Figura 19, que compara a distribuição de íons 
depois da radiação com doses iguais de raios-X (esquerda) e radiação  (direita). 
 
 
Figura 18. Ação de radiação ionizante numa célula biológica* 
 
 
Figura 19. Apresentação esquemática da distribuição de íons na célula depois da radiação 
com doses iguais de raios-X (esquerda) e radiação  (direita)† 
As modificações em escala molecular da célula podem modificar as enzimas, 
membranas ou a informação genética da célula, causando distúrbios na divisão das células, 
mudanças na sua forma ou tamanho ou até sua morte. Estas modificações na escala celular 
possam-se manifestar nos órgãos como distúrbios funcionais ou na geração de tumores 
benignos ou malignos. Na ação da radiação ionizante no organismo vivo se distingue a fase 
física, a fase química/bioquímica e a fase biológica. A Figura 20 indica os processos ocorrendo 
em cada fase e na Tabela 4 encontra-se a escala de tempo das três fases. A Figura 20 mostra 
que a radiação ionizante nem necessariamente causa danos, uma vez que ela pode não ser 
absorvido pelos tecidos, tornando-a biologicamente ineficaz. Neste caso, se a ocorrência do 
dano e sua gravidade é não necessariamente ligado a irradiação radioativa e é independente da 
sua intensidade o dano causado é considerado um dano estocástico. Por outro lado, se há uma 
relação entre a radiação ionizante e sua intensidade e a ocorrência e gravidade do dano ele é 
considerado determinístico. 
 
* Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 7, p. 12; 
traduzido (http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
† http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
104 
 
 
Figura 20. Fases de radiação ionizante em sistemas biológicas* 
Tabela 4. Duração das fases de ação biológica de radiação ionizante 
Fase Processo Duração 
Fase física 
Ionização e excitação de moléculas 
Tempo de vida de pares de íons 
< 10-15 s 
Fase química e 
bioquímica 
Tempo de vida de radicais livres 
Quebra de ligações químicas 
Reparo enzimático 
10-15 – 10-6 s 
< 10-13 s 
1 min – 10 h 
Fase biológica 
Síndrome de radiação agudo 
Tempo de latência para gênese de carcinomas 
1 d – 1 a 
 2 – 40 a 
7.3.2. Danos estocásticos 
 Como danos estocásticos entendem-se danos cuja probabilidade aumenta com a 
intensidade da radiação recebida, mas cuja gravidade não depende da dose. Estes danos 
estocásticos são defeitos singulares como mutações da DNA, sem perda da possibilidade de 
proliferação da célula, que podem resultar na gênese de um carcinoma (dano somático) ou na 
formação de doenças genéticas nos descendentes (dano genético). Nestes danos não há 
relação entre a exposição radiológica e a manifestação do dano, que aparece em geral anos ou 
décadas depois da exposição à radiação ionizante. Danos estocásticos são, em geral, resultante 
da danificação do DNA pela radiação ionizante, e podem ser diferenciados em dano à 
nucleobase, quebra simples da cadeia do DNA e quebra dupla do DNA, como é exemplificado 
na Figura 21. 
 
* http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
105 
 
 
Figura 21. Danos no DNA causados por radiação ionizante* 
 
Figura 22. Ação direta e indireta de 
radiação  no DNA 
 
Figura 23. Ação direta de radiação  e  no 
DNA 
 
 A ação da radiação ionizante pode ser diretamente na estrutura do DNA ou nas 
moléculas de água que por sua vez formam espécies reativos como radicais ou peróxido as quais 
reagem com a estrutura do DNA. A Figura 22 ilustra a ação indireta de radiação  em qual a 
energia do fóton quebra a molécula de água em dois radicais que subsequentemente reagem 
com as moléculas na cadeia do DNA. Por outro lado, o fóton pode transferir sua energia 
diretamente às moléculas na estrutura do DNA e induzir assim mudanças estruturais. Em geral 
a ação da radiação  no DNA leva a danos nos nucleobases. Devido a sua maior energia a 
radiação particular - e  pode reagir diretamente com a cadeia do DNA, o que para radiação - 
leva  quebra simples da cadeia e para radiação  a sua quebra dupla, como é ilustrado na 
Figura 23. 
Embora existem mecanismos celulares para conserto de danos no DNA, somente danos 
às nucleobases são consertados completamente em tempo razoável, como indica a Figura 24, 
que mostra que 100 % desses defeitos são eliminados depois de algumas horas. A remoção de 
quebra simples e dupla na cadeia do DNA é como indica Figura 24 um processo bem mais 
 
*Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 7, p. 18; traduzido 
(http://www.prc.hs-mannheim.de/prc/) 
 
106 
demorado e nem sempre totalmente eficaz, e assim aumenta a probabilidade que estes defeitos 
causados por radiação ionizante se manifestam no individuo irradiado. 
 
 
Figura 24. Tempo para conserto de danos radiológicos no DNA (BS = dano à nucleobase; 
ESB = quebra simples de cadeia; DSB = quebra dupla de cadeia)* 
 Além de defeitos de bases e quebras de cordão a exposição à radiação ionizante pode 
mudar o genoma, ou seja, o número dos cromossomos muda devido à perda parcial de 
cromossomos depois de quebra de cordão dupla ou aglomeração das partes a outros 
cromossomos. Estas perdas parciais ou reparos defeituosos resultam em cromossomos 
anormais como mostra a Figura 25. A Tabela 5 descreve os principais efeitos de danos 
estocásticos causados por radiação ionizante e o mecanismo de defesa do organismo. 
 
 
Figura 25. Aberrações de cromossomos depois exposição a radiação ionizante: d = 
dicenter; f = fragmento; t = tricenter; r = anel (com centro); q = quadricenter.† 
Tabela 5. Efeito e mecanismo celular para eliminação de danos radiológicos‡ 
Danos Efeito Eliminação 
estocásticos Defeitos no DNA Conserto, eliminação das células defeituosas 
determinísticos 
Retardação e bloqueio de 
formação de células novas 
Para doses de até 250 mSv reposição da 
perda de células por aceleração da 
proliferação de células 
 
* *Foßhag, E., Skript zur Vorlesung Radiochemie, Fachhochschule Mannheim, Mannheim, 2001, capítulo 7, p. 19 
† http://www.analytik.ethz.ch/vorlesungen/radiochemie.htm 
‡ http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
http://www.analytik.ethz.ch/vorlesungen/radiochemie.htm
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
107 
7.3.3. Danos determinísticos 
 Nos danos determinísticos a gravidade aumenta com a dose da radiação é depende da 
uma dose mínima. A causa dos danos determinísticos é em geral a morte das células, ou a perda 
da sua capacidade de proliferação. Tecidos com alta capacidade de proliferação são mais 
sensíveis e, portanto, danificados por doses menores como revela a Tabela 6 que compara as 
doses mínimas* necessárias para a manifestação de danos radiológicos em diversos tecidos. 
Tabela 6. Dose mínima paraefeitos clínicos depois irradiação corporal† 
Dose 
(Gy) 
Órgão (tipo de dano/sintoma principal) 
2 Medula óssea (atrofia); feto (morte) 
3 Testículos, ovários (infertilidade permanente) 
5 
Olho (Catarata); pele, 100 cm2 (inflamação); couro cabeludo, 10 cm2 (queda 
temporária) 
10 
Couro cabeludo, 10 cm2 (queda permanente), peito, criança (distúrbios de 
crescimento) 
20 Pele, 80 cm2 (escamação); ossos, criança (distúrbios de crescimento) 
40 Coração (inflamação), Pulmão (inflamação) 
 Os efeitos da irradiação corporal inteiro podem ser divididos em três tipos: 
(1) síndrome hematológica; a partir de 1 Sv 
(2) síndrome gastrintestinal; a partir de 10 Sv 
(3) síndrome central nervosa; a partir de 50 Sv 
Para o desenvolvimento da síndrome de radiação agudo se observa em geral três fases: 
(1) mal-estar, vertigem; vômito 
(2) fase de incubação com bem estar relativa: 
a. até 6 semanas (dose de alguns Sv) 
b. 3 três dias (dose > 50 Sv) 
(3) cãibras, distúrbios de coordenação; tremores, distúrbios de consciência 
Os sintomas principais e a previsão para desenvolvimento da síndrome de radiação 
agudo em função da dose recebida encontra-se na Tabela 7 e a Tabela 8 mostra alguns fatores 
que influenciam a ação da radiação ionizante em tecidos biológicos. 
Tabela 7. Sintomas clínicas da síndrome de radiação agudo‡ 
Dose 
(Gy) 
Incubação 
(h) 
Sintoma principal Previsão 
Risco de 
morte (%) 
1 > 5 hemograma alterado Muito bom 0 
1 – 2 > 3 diminuição de leucócitos e plaquetas Bom 0 – 10 
 
 
* Dose mínima necessário para manifestação de danos em 1 – 5 % dos atingidos. 
† http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
‡ http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
108 
Dose 
(Gy) 
Incubação 
(h) 
Sintoma principal Previsão 
Risco de 
morte (%) 
2 – 10 0,5 – 2 
alterações graves do hemograma, dor de 
cabeça, fraqueza, febre, infecções, 
cansaço, sangramento interno, queda de 
cabelo 
Incerto 0 – 90 
10 – 15 0,5 
diarreia, Febre, vomito, distúrbios dos 
eletrólitos 
Muito ruim 90 – 100 
> 50 < 0,2 cãibras, tremor, distúrbios do movimento, 
Sem 
esperança 
100 
Tabela 8. Fatores influenciando os efeitos da radiação ionizante 
Fator Influência 
Dose equivalente e tipo 
de radiação 
Probabilidade de desenvolver danos aumenta com dose 
equivalente recebida e poder de ionização da radiação 
Sensibilidade do tecido 
Aumenta com teor de DNA e com a taxa de proliferação das 
células 
Fatores do ambiente 
Pode aumentar com sensibilizadores (exemplo: cafeína) 
Pode diminuir com protetores (exemplo cisteína) 
Processos de conserto e 
recuperação das células 
Efetivo em tecidos de alta proliferação 
7.4. Exemplos de acidentes radiológicas 
 Um exemplo para danos causados por uma fonte esquecida é o acidente de Goiânia de 
1987. Esta fonte (Figura 26) utilizada na teleterapia de carcinomas continha como fonte de 
radiação  93 g de 137CsCl. Como pode ser visto na Figura 13 do capítulo 3, 137Cs (t½ = 30,17 a) 
mostra com uma probabilidade de 94,4 % desintegração - para 137mBa que, com um t½ = 2,5 
min, emite radiação  da energia de 662 keV, utilizada na teleterapia de câncer. 
Tabela 9. Doses recebidas pelas pessoas expostas interna- e externamente no acidente 
de Goiânia de 1987* 
Contaminados Dose recebida (Sv) Contaminados Dose recebida (Sv) 
45 < 0,005 2 2 – 3 
42 0,005 – 0,05 1 3 – 4 
33 0,05 – 1,0 1 5 – 6 
4 1 – 2 1 7 
Esta fonte abandonada nas antigas instalações do Instituto Goiano de Radioterapia foi 
extraviada por catadores de ferro velho, que depois de abrir a capsula da fonte (Figura 26b) 
perceberam que ela continha uma substancia brilhando no escuro com luz azul. Esta substância 
tornou-se no fim de setembro de 1987 uma atração na vizinhança e foi aplicada por alguns 
moradores diretamente na pele ou acidentalmente ingerida. No total 249 pessoas foram 
contaminadas dos quais 129 pessoas receberam doses externas e internas de até 7 Sv (Tabela 
 
* International Atomic Energy Agency (ed.), The Radiological Accident in Goiania, IAEA, Wien, 1988, p. 134 
 
109 
9). Destas pessoas 49 foram internados num hospital, sendo 20 na UTI. No total 4 pessoas 
acabaram de morrer em consequência da dose recebida. 
 
(a) (b) 
Figura 26. Equipamento utilizado para teleterapia com 137Cs: (a) cabeça de radiação com 
capsula de fonte móvel; (b) detalhes de capsula da fonte de 137Cs* 
 A Figura 27 mostra o desenvolvimento temporal de algumas queimaduras causadas pelo 
contato com o cloreto de 137Cs. Figura 27 a – c mostra a formação de uma bolha (bulla) na palma 
de mão e um dos pacientes, revelando a diminuição do dano depois de aproximadamente 2 
meses depois do contato. Na Figura 27d e e se observa o desenvolvimento de uma lesão na 
coxa que mais de 2 meses depois do contato se estende até a musculatura. 
 
(a) (b) (c) (d) (e) 
Figura 27. Queimaduras causadas por 137CsCl no acidente radiológico de Goiânia em 1987: 
(a) Bolha (bulla) formada na palma da mão ≈ 20 dias depois do contato; (b) bolha estourada 
e estendida ≈ 28 dias depois do contato; (c) bolha parcialmente curada ≈ 58 dias depois 
do contato; (d) lesão na coxa causada pela radiação ionizante ≈ 25 dias depois do contato; 
(e) lesão estendida para musculatura da coxa ≈ 70 dias depois do contato† 
 Fontes abandonadas ou perdidas são uma das causas maiores de acidentes 
radiológicos como mostra também um caso de 1968 em La Plata/Argentina com uma fonte de 
137Cs utilizado para -grafia de soldas. A -grafia é muito utilizado na controle sem destruição de 
materiais e seu princípio é ilustrado na Figura 28, que mostra a exposição de um filme à radiação 
 permitindo no filme revelado a observação de irregularidades na peça de trabalho examinada. 
 
* International Atomic Energy Agency (ed.), The Radiological Accident in Goiania, IAEA, Wien, 1988, p. 20 – 21 
† Idem, ibid, p. 107 – 109 
 
110 
 
 
Figura 28. Princípio da -grafia* 
 A fonte radioativa é guardada dentro de uma caixa blindada (Figura 29b) e introduzido 
ou levado à peca examinada por um tubo e guia (guide tube) dirigido por uma manivela (crank) 
como é esquematizado na Figura 29a. As dimensões dessas fontes são demonstradas na Figura 
30. Os radionuclídeos tipicamente utilizados como fonte da radiação  são 137Cs/137mBa, 192Ir (t½ 
= 74 d; E = 380 keV) ou 60Co (t½ = 5,272 a; E = 1332/1173 keV). 
 
(a) (b) 
Figura 29. Equipamento típico de -grafia† 
 
Figura 30. Fontes utilizadas na -grafia (no lado direito medidas em mm)‡ 
 
* https://en.wikipedia.org/wiki/Industrial_radiography#/media/File:RT_Film_Making_a_Radiograph.jpg 
† International Atomic Energy Agency (ed.), The Radiological Accident in Cochabamba, IAEA, Wien, 2004, p. 11 
‡ Weickhardt, U., Meier, J., Der Strahlenunfall, Schweizerische Unfallversicherungsanstalt Arbeitsmedizin, Luzern, 2001, 
p. 14 
 
111 
 
Figura 31. Cálculo da dose recebida em Gy* 
 
(a) (b) 
 
 (c) 
Figura 32. Estado de queimação por 137Cs: (a) 1 mês depois do acidente; (b) 4 meses 
depois do acidente; (c) 9 meses depois do acidente† 
 
* Weickhardt, U., Meier, J., Der Strahlenunfall, Schweizerische Unfallversicherungsanstalt Arbeitsmedizin, Luzern, 2001, 
p.13 
† Idem, ibid, p. 11 e 12 
 
112 
 Devido a suas dimensões pequenas as fontes para -grafia podem se perder facilmente 
e causar danos graves às pessoas que as encontram sem conhecer sua origem e seu uso. Um 
exemplo para um acidente radiológica deste tipo aconteceu em 1968 em La Plata/Argentina 
quando um operário achou uma fonte de 137Cs utilizada na -grafia e as carregou por um dia na 
bolsa esquerda e um dia na bolsa direito de seu overall. A Figura 31 mostra as doses efetivas 
recebidas pelos diversos partes do corpo irradiado que chegaram a 11,2 e 17,0 kSv na coxa 
direita e esquerda, respectivamente. Durante os primeiros dias depois da exposiçãoa vítima se 
queixou de dores musculares e depois de dois dias foram observadas as primeiras reações 
dermatologias (eritemas). O estado das queimações 1, 4 e 9 meses depois do acidente é 
mostrado na Figura 32. 
 Um acidente semelhante, mas com uma fonte de 192Ir aconteceu 1999 em Yanango/Peru, 
onde um soldador achou a fonte colocou-a no bolso direito de sua calça jeans onde ela 
permaneceu por mais que 6 horas. Como ele tinha começado de sentir dor na coxa depois de 
aproximadamente 5 h ele consultou um médico local, que supunha uma picada de inseto. A 
Figura 33 mostra o desenvolvimento dessa picada nos dias e meses seguintes. Além disso se 
observou danos radiológicos na mão direita com qual a fonte foi pego pelo soldador (Figura 1). 
 
 
 
(a) (b) (c) 
Figura 33. Danos causados pela irradiação com 192Ir depois de 2 (a), 72 (b) e 240 dias (c)* 
 
 
Figura 34. Queimação da mão direita pelo manuseio inadequado da fonte de 192Ir† 
 
 
Figura 35. Bomba de Cobalto‡ 
 
* International Atomic Energy Agency (ed.), The Radiological Accident in Yanango, IAEA, Wien, 2000, p. 16/25/29 
† Idem, ibid, p. 23 
‡ Tauhata, L.; Salati, I.; Di Prinzio; R.; Di Prinzio, A. R.; Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos, Instituto de 
Radioproteção e Dosimetria – Comissão Nacional de Energia Nuclear; Rio de Janeiro, 2014, p. 55 
 
113 
 
(a) (b) 
Figura 36. Queimação pela exposição a 60Co: (a) acima queimação inicial, abaixo estado 
depois de 46 meses; (b) esquema do aparelho com a posição da mão exposta* 
Tabela 10. Exemplos de acidentes radiológicos† 
Ano País Nuclídeo 
Dose 
recebida (Gy) 
Pessoas 
afetadas 
Comentário 
1963 China 60Co 0,2 – 80 4 mortos 
Fonte levada para casa 
de um deposito de lixo 
1968 Argentina 137Cs ver Figura 31 1* Fonte perdida 
1974/76 EUA 60Co ? 426 
Cálculo errado da dose na 
teleterapia 
1984 Marrocos 192Ir ? 8 mortos Fonte perdida 
1987 Brasil 137Cs até 7 4 mortos 
Fonte abandonada levado 
para casa 
1986/87 Alemanha 60Co ? 86 
Cálculo errado da dose na 
teleterapia 
1988 
Reino 
Unido 
60Co ? 207 
Calibração errado da 
unidade de teleterapia 
1992 EUA 192Ir ? 1 morto 
Fonte de braquiterapia 
deixado no paciente 
1997 Geórgia 60Co ? 1 morto Fonte abandonado 
1999 Peru 192Ir ver‡ 1† Fonte perdida 
*Amputação de 2 pernas; †amputação de 1 perna 
 Embora também utilizado para −grafia a maior aplicação do 60Co era seu uso em 
aparelhos de teleterapia nos assim chamados “Bombas de Cobalto” (Figura 35) que continham 
uma fonte de 60Co com atividades de até 296 TBq. Assim os acidentes mais comuns com este 
radionuclídeo eram erros na manutenção do equipamento (Figura 36) ou erros no calculo da 
 
* http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm 
†Ortiz, P., Oresegun, M., Wheatley, J., Lessons from Major Radiation Accidents, International Radiation Protection 
Association, acessível em: http://wwwirpa.net/irpa 10/cdroin/00140.pdf. 
‡ International Atomic Energy Agency (ed.), The Radiological Accident in Yanango, IAEA, Wien, 2000 
http://www.zsr.uni-hannover.de/folienws.htm
 
114 
dose adequada na radioterapia, como mostra Tabela 10 que enumera alguns exemplos de 
acidentes radiológicos. Para diminuir acidentes com fontes radioativas, especialmente com o 
público comum a IAEA sugerir em 2007 o uso do pictograma mostrado na Figura 37. 
 
 
Figura 37. Pictograma de alerta para os perigos radioativos proposto pela IAEA* 
7.5. Bibliografia adicional 
Atkins, P.; Jones, L.; Laverman, L.; Princípios de Química – Questionando a Vida Moderna e o 
Meio Ambiente, Artmed, Porto Alegre, 2018, Tópico 10 
Choppin, G. R.; Liljenzin, J.-O.; Rydberg, J.; Ekberg, C.; Radiochemistry and Nuclear Chemistry, 
Academic Press, Oxford, 2013, capítulos 8 e 15 
Kotz, J. C.; Treichel, P. M.; Townsend, J. R.; Treichel, D. A.; Química Geral e Reações Químicas, 
v.2, Cengage Learning, São Paulo, 2016, capítulo 25 
Tauhata, L.; Salati, I.; Di Prinzio; R.; Di Prinzio, A. R.; Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos, 
Instituto de Radioproteção e Dosimetria – Comissão Nacional de Energia Nuclear; Rio de Janeiro, 
2014, capítulos 1.8; 3 e 4 
Xavier, A. M.; Gaidano, E.; Moro, J. T.; Heilbron, P. F.; Princípios Básicos de Segurança e 
Proteção Radiológica, Universidade Federal do Rio Grande do Sul – Comissão Nacional de 
Energia Nuclear, Porto Alegre, 2014, capítulo 2 
 
7.6. Índice das Figuras 
Figura 1. Poder de penetração dos diversos tipos de radiação ionizante ...................................................................... 95 
Figura 2. Comparação do alcance dos tipos de radiação ionizante na matéria ............................................................. 95 
Figura 3. Taxa de perda de energia de partículas  na interação com um material ....................................................... 96 
Figura 4. absorção de partículas - monoenergéticos ................................................................................................... 97 
Figura 5. Origem da Bremsstrahlung ............................................................................................................................ 97 
Figura 6. Alcance vs. energia para partículas  absorvidos no silício e no germânio ..................................................... 97 
Figura 7. Atenuação de radiação  por um material de espessura X ............................................................................. 98 
Figura 8. Efeito fotoelétrico ........................................................................................................................................... 99 
Figura 9. Efeito Compton .............................................................................................................................................. 99 
Figura 10. Criação de par ........................................................................................................................................... 100 
Figura 11. Coeficientes de absorção de radiação  em: (a) chumbo, (b) alumínio ....................................................... 100 
Figura 12. Primeira página “De Rerum Natura” de Lucrécio ........................................................................................ 101 
Figura 13. Título de “Von der Bergsucht” de Paracelsus ............................................................................................. 101 
Figura 14. Pierre e Marie Curie ................................................................................................................................... 102 
 
*https://www.iaea.org/newscenter/news/new-symbol-launched-warn-public-about-radiation-dangers 
 
115 
Figura 15. Exame de raios-X em 1906 ........................................................................................................................ 102 
Figura 16. Dermatite de raios-X .................................................................................................................................. 102 
Figura 17. Monumento para vítimas fatais de radiação ionizante ................................................................................ 102 
Figura 18. Ação de radiação ionizante numa célula biológica ..................................................................................... 103 
Figura 19. Apresentação esquemática da distribuição de íons na célula depois da radiação com doses iguais de raios-X 
(esquerda) e radiação  (direita) ................................................................................................................................. 103 
Figura 20. Fases de radiação ionizante em sistemas biológicas ................................................................................. 104 
Figura 21. Danos no DNA causados por radiação ionizante........................................................................................ 105 
Figura 22. Ação direta e indireta de radiação  no DNA ..............................................................................................105 
Figura 23. Ação direta de radiação  e  no DNA ....................................................................................................... 105 
Figura 24. Tempo para conserto de danos radiológicos no DNA (BS = dano à nucleobase; ESB = quebra simples de 
cadeia; DSB = quebra dupla de cadeia) ...................................................................................................................... 106 
Figura 25. Aberrações de cromossomos depois exposição a radiação ionizante: d = dicenter; f = fragmento; t = tricenter; 
r = anel (com centro); q = quadricenter. ...................................................................................................................... 106 
Figura 26. Equipamento utilizado para teleterapia com 137Cs: (a) cabeça de radiação com capsula de fonte móvel; (b) 
detalhes de capsula da fonte de 137Cs......................................................................................................................... 109 
Figura 27. Queimaduras causadas por 137CsCl no acidente radiológico de Goiânia em 1987: (a) Bolha (bulla) formada na 
palma da mão ≈ 20 dias depois do contato; (b) bolha estourada e estendida ≈ 28 dias depois do contato; (c) bolha 
parcialmente curada ≈ 58 dias depois do contato; (d) lesão na coxa causada pela radiação ionizante ≈ 25 dias depois do 
contato; (e) lesão estendida para musculatura da coxa ≈ 70 dias depois do contato ................................................... 109 
Figura 28. Princípio da -grafia.................................................................................................................................... 110 
Figura 29. Equipamento típico de -grafia ................................................................................................................... 110 
Figura 30. Fontes utilizadas na -grafia (no lado direito medidas em mm) ................................................................... 110 
Figura 31. Cálculo da dose recebida em Gy................................................................................................................ 111 
Figura 32. Estado de queimação por 137Cs: (a) 1 mês depois do acidente; (b) 4 meses depois do acidente; (c) 9 meses 
depois do acidente ...................................................................................................................................................... 111 
Figura 33. Danos causados pela irradiação com 192Ir depois de 2 (a), 72 (b) e 240 dias (c) ........................................ 112 
Figura 34. Queimação da mão direita pelo manuseio inadequado da fonte de 192Ir ..................................................... 112 
Figura 35. Bomba de Cobalto ..................................................................................................................................... 112 
Figura 36. Queimação pela exposição a 60Co: (a) acima queimação inicial, abaixo estado depois de 46 meses; (b) 
esquema do aparelho com a posição da mão exposta ................................................................................................ 113 
Figura 37. Pictograma de alerta para os perigos radioativos proposto pela IAEA ........................................................ 114 
 
7.7. Índice das Tabelas 
Tabela 1. Alcance de partículas  de 214Po (E = 7,69 MeV) em vários materiais ........................................................... 96 
Tabela 2. Faixa de energia e origem de radiação  e raios-X ........................................................................................ 98 
Tabela 3. Número médio de colisões necessárias para moderação de nêutrons (E = 2 MeV) ..................................... 101 
Tabela 4. Duração das fases de ação biológica de radiação ionizante ........................................................................ 104 
Tabela 5. Efeito e mecanismo celular para eliminação de danos radiológicos ............................................................. 106 
Tabela 6. Dose mínima para efeitos clínicos depois irradiação corporal ...................................................................... 107 
Tabela 7. Sintomas clínicas da síndrome de radiação agudo ...................................................................................... 107 
Tabela 8. Fatores influenciando os efeitos da radiação ionizante ................................................................................ 108 
Tabela 9. Doses recebidas pelas pessoas expostas interna- e externamente no acidente de Goiânia de 1987 .......... 108 
Tabela 10. Exemplos de acidentes radiológicos .......................................................................................................... 113 
 
7.8. Índice das Equações 
Equação 1. Intensidade de radiação  como função da espessura do absorver ( = coeficiente de absorção; d = espessura 
do absorber) ................................................................................................................................................................. 97 
 
116 
Equação 2. Intensidade relativa de radiação  num absorber (total = coeficiente de absorção; d = espessura do absorber)
 ..................................................................................................................................................................................... 98 
Equação 3. Camada de semi-redutora para radiação  ................................................................................................. 99 
Equação 4. Energia do fotoelétron ................................................................................................................................ 99 
Equação 5. Aumento do comprimento de onda na deflexão de Compton ................................................................... 100 
Equação 6. Composição do coeficiente de absorção total de radiação  ..................................................................... 100