Nos anos que se seguiram às descobertas da radiação X e da desintegração nuclear vários foram os relatos de danos biológicos em pesquisadores e profissionais que trabalhavam com essas radiações. Esses danos ocorreram porque as radiações X, ?, ? e ? possuem energia suficiente para provocar ionizações nos átomos constituintes das células animais e vegetais.]
Com o objetivo de fornecer procedimentos padronizados de proteção para o indivíduo sem limitar as práticas benéficas que utilizam exposição à radiação, foi estabelecida, em 1928, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica: ICRP (International Commission on Radiological Protection).
A ICRP é mantida por um número de organizações internacionais e por muitos governos, seu campo de atuação envolve aspectos de proteção contra radiação ionizante em todas as áreas que utilizam esta radiação.
A ICRP estabelece recomendações em proteção radiológica que formam a base para programas e regulamentações mais detalhadas emitidas por outras organizações internacionais e por autoridades regionais e nacionais.
A ICRP publicou seu primeiro relatório em 1928. Este primeiro relatório, denominado Publicação 1, continha recomendações que foram adotadas em Setembro de 1958. Recomendações subsequentes foram publicadas em 1964, em 1966 e em 1977. A Publicação 26, de 1977, ampliada em 1978, foi aprimorada nos anos de 1980 e 1987. As recomendações foram completamente revisadas e publicadas em 1991 como Publicação 60.
A publicações da ICRP tem como objetivo ajudar tanto os responsáveis pela proteção radiológica quanto os indivíduos, como por exemplo, os radiologistas, na tomada de decisões sobre proteção no uso de radiação ionizante.
O estabelecimento de um padrão apropriado de proteção, considerando a melhor relação entre custos e benefícios, não pode ser obtido apenas com base em conceitos científicos, mas deve considerar todos os diferentes tipos de riscos de importância significativa e fazer um balanço entre os riscos e os benefícios associados.
Visando o estabelecimento de um padrão apropriado de proteção foram definidas grandezas que fornecem valores permitidos de radiação aos indivíduos que utilizam radiação ionizante.
A grandeza dose absorvida mede a energia cedida pela radiação por unidade de massa do corpo irradiado. É medida em joule por quilograma, unidade chamada de gray (Gy). Multiplicando a dose absorvida por fatores de ponderação da radiação, w R, que variam com o tipo da radiação, se obtém a dose equivalente em um órgão ou tecido. Multiplicando a dose equivalente em cada órgão ou tecido pelo fator de ponderação do tecido, que reflete a radiosensibilidade do tecido à radiação, se obtém a dose efetiva.
Para radiação X e gama as doses absorvidas e doses equivalentes são numericamente iguais, uma vez que o fator de ponderação para a radiação eletromagnética é numericamente igual a um (w R = 1).
A dose efetiva é definida como a soma das doses equivalentes nos principais tecidos e órgãos do corpo, multiplicadas pelo respectivo fator de ponderação do tecido, wT. Estes fatores de ponderação consideram a probabilidade de desenvolvimento de um câncer fatal e não fatal bem como sua severidade e a redução do tempo de vida devido à indução do câncer. Consideram também a contribuição para o desenvolvimento de doenças hereditárias.
Em proteção radiológica usualmente se utiliza a dose efetiva para comparação com os limites de dose e para a determinação dos riscos. Tanto a dose equivalente quanto a dose efetiva são medidas em joule por quilograma, mas nestes casos, a unidade é chamada de sievert (Sv).
Para o caso de contaminação interna, quando as fontes estão no interior do corpo, a quantidade relevante é a atividade do material radioativo incorporado no corpo. Este material causa uma distribuição contínua de doses equivalentes dentro do organismo. A dose equivalente resultante no indivíduo é denominada de dose equivalente comprometida. Para o cálculo da dose equivalente comprometida, se considera um tempo de 50 anos para um adulto e um tempo de 70 anos para crianças a partir do momento da incorporação.
A grandeza dose coletiva reflete a dose e o número de pessoas expostas à radiação. A dose coletiva pode ser utilizada algumas vezes como uma medida do potencial esperado de dano coletivo.
No Brasil, a Autoridade Regulatória na área nuclear é a Comissão Nacional de Energia Nuclear: CNEN.
A CNEN , criada em 1956, como uma unidade do Ministério da Ciência e Tecnologia, MCT, é responsável pela segurança no uso da energia nuclear em território nacional. É referência nas áreas de radioproteção e enriquecimento de urânio e responsável pela publicação das normas que regulamentam a utilização da radiação ionizante no Brasil.
A norma de radioproteção, CNEN – NN 3.01, estabelece os princípios básicos de radioproteção, os limites de dose e as grandezas utilizadas em radioproteção.
A norma CNEN-NN 3.01 pode ser obtida gratuitamente pela internet no endereço: http://www.cnen.gov.br.
Fontes:
Com o objetivo de fornecer procedimentos padronizados de proteção para o indivíduo sem limitar as práticas benéficas que utilizam exposição à radiação, foi estabelecida, em 1928, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica: ICRP (International Commission on Radiological Protection).
A ICRP é mantida por um número de organizações internacionais e por muitos governos, seu campo de atuação envolve aspectos de proteção contra radiação ionizante em todas as áreas que utilizam esta radiação.
A ICRP estabelece recomendações em proteção radiológica que formam a base para programas e regulamentações mais detalhadas emitidas por outras organizações internacionais e por autoridades regionais e nacionais.
A ICRP publicou seu primeiro relatório em 1928. Este primeiro relatório, denominado Publicação 1, continha recomendações que foram adotadas em Setembro de 1958. Recomendações subsequentes foram publicadas em 1964, em 1966 e em 1977. A Publicação 26, de 1977, ampliada em 1978, foi aprimorada nos anos de 1980 e 1987. As recomendações foram completamente revisadas e publicadas em 1991 como Publicação 60.
A publicações da ICRP tem como objetivo ajudar tanto os responsáveis pela proteção radiológica quanto os indivíduos, como por exemplo, os radiologistas, na tomada de decisões sobre proteção no uso de radiação ionizante.
O estabelecimento de um padrão apropriado de proteção, considerando a melhor relação entre custos e benefícios, não pode ser obtido apenas com base em conceitos científicos, mas deve considerar todos os diferentes tipos de riscos de importância significativa e fazer um balanço entre os riscos e os benefícios associados.
Visando o estabelecimento de um padrão apropriado de proteção foram definidas grandezas que fornecem valores permitidos de radiação aos indivíduos que utilizam radiação ionizante.
A grandeza dose absorvida mede a energia cedida pela radiação por unidade de massa do corpo irradiado. É medida em joule por quilograma, unidade chamada de gray (Gy). Multiplicando a dose absorvida por fatores de ponderação da radiação, w R, que variam com o tipo da radiação, se obtém a dose equivalente em um órgão ou tecido. Multiplicando a dose equivalente em cada órgão ou tecido pelo fator de ponderação do tecido, que reflete a radiosensibilidade do tecido à radiação, se obtém a dose efetiva.
Para radiação X e gama as doses absorvidas e doses equivalentes são numericamente iguais, uma vez que o fator de ponderação para a radiação eletromagnética é numericamente igual a um (w R = 1).
A dose efetiva é definida como a soma das doses equivalentes nos principais tecidos e órgãos do corpo, multiplicadas pelo respectivo fator de ponderação do tecido, wT. Estes fatores de ponderação consideram a probabilidade de desenvolvimento de um câncer fatal e não fatal bem como sua severidade e a redução do tempo de vida devido à indução do câncer. Consideram também a contribuição para o desenvolvimento de doenças hereditárias.
Em proteção radiológica usualmente se utiliza a dose efetiva para comparação com os limites de dose e para a determinação dos riscos. Tanto a dose equivalente quanto a dose efetiva são medidas em joule por quilograma, mas nestes casos, a unidade é chamada de sievert (Sv).
Para o caso de contaminação interna, quando as fontes estão no interior do corpo, a quantidade relevante é a atividade do material radioativo incorporado no corpo. Este material causa uma distribuição contínua de doses equivalentes dentro do organismo. A dose equivalente resultante no indivíduo é denominada de dose equivalente comprometida. Para o cálculo da dose equivalente comprometida, se considera um tempo de 50 anos para um adulto e um tempo de 70 anos para crianças a partir do momento da incorporação.
A grandeza dose coletiva reflete a dose e o número de pessoas expostas à radiação. A dose coletiva pode ser utilizada algumas vezes como uma medida do potencial esperado de dano coletivo.
No Brasil, a Autoridade Regulatória na área nuclear é a Comissão Nacional de Energia Nuclear: CNEN.
A CNEN , criada em 1956, como uma unidade do Ministério da Ciência e Tecnologia, MCT, é responsável pela segurança no uso da energia nuclear em território nacional. É referência nas áreas de radioproteção e enriquecimento de urânio e responsável pela publicação das normas que regulamentam a utilização da radiação ionizante no Brasil.
A norma de radioproteção, CNEN – NN 3.01, estabelece os princípios básicos de radioproteção, os limites de dose e as grandezas utilizadas em radioproteção.
A norma CNEN-NN 3.01 pode ser obtida gratuitamente pela internet no endereço: http://www.cnen.gov.br.
Fontes:
http://www.icrp.org/prod03.asp
http://www.nuclep.gov.br/institucional_noticias.php?id=7
O que é radioproteção
A Proteção Radiológica ou Radioproteção consiste no conjunto de medidas que visam a proteger o ser humano e seus descendentes contra possíveis efeitos indesejados causados pela radiação ionizante.
A radioproteção compreende o estudo:
.das radiações ionizantes;
.da constituição da matéria;
.da interação da radiação ionizante com a matéria;
.da célula;
.dos efeitos biológicos associados ao ser vivo;
.de blindagem;
.de formas de proteção à radiação;
.da legislação aplicada à área.
Foto do Núcleo do Reator de Pesquisas do IPEN:IEA-R1.
(www.ipen.br)
A Comissão Nacional de Energia Nuclear, (CNEN), é a Autoridade Regulatória na área de radiação ionizante no Brasil.
Pela norma NN – 3.01 (http://www.cnen.gov.br/seguranca/normas/normas.asp) a CNEN estabelece as diretrizes básicas de Proteção Radiológica, que se aplicam a todas as pessoas que trabalham em uma prática que envolva:
– o manuseio, a produção, a posse e a utilização de fontes, bem como o transporte, o armazenamento e a deposição de materiais radioativos, abrangendo todas as atividades relacionadas que envolvam ou possam envolver exposição à radiação;
– aquelas que envolvam exposição a fontes naturais cujo controle seja considerado necessário pela CNEN.
Os princípios básicos de Proteção Radiológica são:
I – Justificação
Nenhuma prática ou fonte associada a essa prática será aceita pela CNEN, a não ser que a prática produza benefícios, para os indivíduos expostos ou para a sociedade, suficientes para compensar o detrimento correspondente, tendo-se em conta fatores sociais e econômicos, assim como outros fatores pertinentes.
II – Otimização
Em relação às exposições causadas por uma determinada fonte associada a uma prática, salvo no caso das exposições médicas, a proteção radiológica deve ser otimizada de forma que a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de ocorrência de exposições mantenham-se tão baixas quanto possa ser razoavelmente exeqüível, tendo em conta os fatores econômicos e sociais. Nesse processo de otimização, deve ser observado que as doses nos indivíduos decorrentes de exposição à fonte devem estar sujeitas às restrições de dose relacionadas a essa fonte.
Nas avaliações quantitativas de otimização, o valor do coeficiente monetário por unidade de dose coletiva não deve ser inferior, em moeda nacional corrente, ao valor equivalente a US$ 10000/pessoa.sievert.
III -Limitação de dose individual
A exposição normal dos indivíduos deve ser restringida de tal modo que nem a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas, excedam o limite de dose especificado na tabela a seguir, salvo em circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se aplicam às exposições médicas.
Limites de Dose Anuais [a]
Grandeza Órgão Indivíduo Ocupacionalmente Exposto Indivíduo do Público
Dose Efetiva Corpo Inteiro 20 mSv [b] 1 mSv [c]
Dose Equivalente Cristalino 150 mSv 15 mSv
Pele [d] 500 mSv 50 mSv
Mãos e pés 500 mSv —
A radioproteção compreende o estudo:
.das radiações ionizantes;
.da constituição da matéria;
.da interação da radiação ionizante com a matéria;
.da célula;
.dos efeitos biológicos associados ao ser vivo;
.de blindagem;
.de formas de proteção à radiação;
.da legislação aplicada à área.
Foto do Núcleo do Reator de Pesquisas do IPEN:IEA-R1.
(www.ipen.br)
A Comissão Nacional de Energia Nuclear, (CNEN), é a Autoridade Regulatória na área de radiação ionizante no Brasil.
Pela norma NN – 3.01 (http://www.cnen.gov.br/seguranca/normas/normas.asp) a CNEN estabelece as diretrizes básicas de Proteção Radiológica, que se aplicam a todas as pessoas que trabalham em uma prática que envolva:
– o manuseio, a produção, a posse e a utilização de fontes, bem como o transporte, o armazenamento e a deposição de materiais radioativos, abrangendo todas as atividades relacionadas que envolvam ou possam envolver exposição à radiação;
– aquelas que envolvam exposição a fontes naturais cujo controle seja considerado necessário pela CNEN.
Os princípios básicos de Proteção Radiológica são:
I – Justificação
Nenhuma prática ou fonte associada a essa prática será aceita pela CNEN, a não ser que a prática produza benefícios, para os indivíduos expostos ou para a sociedade, suficientes para compensar o detrimento correspondente, tendo-se em conta fatores sociais e econômicos, assim como outros fatores pertinentes.
II – Otimização
Em relação às exposições causadas por uma determinada fonte associada a uma prática, salvo no caso das exposições médicas, a proteção radiológica deve ser otimizada de forma que a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de ocorrência de exposições mantenham-se tão baixas quanto possa ser razoavelmente exeqüível, tendo em conta os fatores econômicos e sociais. Nesse processo de otimização, deve ser observado que as doses nos indivíduos decorrentes de exposição à fonte devem estar sujeitas às restrições de dose relacionadas a essa fonte.
Nas avaliações quantitativas de otimização, o valor do coeficiente monetário por unidade de dose coletiva não deve ser inferior, em moeda nacional corrente, ao valor equivalente a US$ 10000/pessoa.sievert.
III -Limitação de dose individual
A exposição normal dos indivíduos deve ser restringida de tal modo que nem a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas, excedam o limite de dose especificado na tabela a seguir, salvo em circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se aplicam às exposições médicas.
Limites de Dose Anuais [a]
Grandeza Órgão Indivíduo Ocupacionalmente Exposto Indivíduo do Público
Dose Efetiva Corpo Inteiro 20 mSv [b] 1 mSv [c]
Dose Equivalente Cristalino 150 mSv 15 mSv
Pele [d] 500 mSv 50 mSv
Mãos e pés 500 mSv —
[a] Para fins de controle administrativo efetuado pela CNEN, o termo dose anual deve ser considerado como dose no ano calendário, isto é, no período decorrente de janeiro a dezembro de cada ano.
[b] Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano.
[c] Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano.
[d] Valor médio em 1 cm2 de área, na região mais irradiada.
[b] Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano.
[c] Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano.
[d] Valor médio em 1 cm2 de área, na região mais irradiada.
Os valores de dose efetiva se aplicam à soma das doses efetivas, causadas por exposições externas, com as doses efetivas comprometidas (integradas em 50 anos para adultos e até a idade de 70 anos para crianças), causadas por incorporações ocorridas no mesmo ano.
Limites de Dose: Mulher Grávida
Para mulheres grávidas ocupacionalmente expostas, suas tarefas devem ser controladas de maneira que seja improvável que, a partir da notificação da gravidez, o feto receba dose efetiva superior a 1 mSv durante o resto do período de gestação.
Uma mulher ocupacionalmente exposta, ao tomar conhecimento da gravidez, deve notificar imediatamente esse fato ao seu empregador. A notificação da gravidez não deve ser considerada um motivo para excluir uma mulher ocupacionalmente exposta do trabalho com radiação; porém o titular ou empregador, nesse caso, deve tomar as medidas necessárias para assegurar a proteção do embrião ou feto, evitando que este receba uma dose efetiva superior a 1 mSv, durante o resto do período da gestação.
Uma mulher ocupacionalmente exposta, ao tomar conhecimento da gravidez, deve notificar imediatamente esse fato ao seu empregador. A notificação da gravidez não deve ser considerada um motivo para excluir uma mulher ocupacionalmente exposta do trabalho com radiação; porém o titular ou empregador, nesse caso, deve tomar as medidas necessárias para assegurar a proteção do embrião ou feto, evitando que este receba uma dose efetiva superior a 1 mSv, durante o resto do período da gestação.
Limites de Dose: Menores de Idade
Indivíduos com idade inferior a 18 anos não podem estar sujeitos a exposições ocupacionais.
Limites de Dose: Exposições Médicas
Os limites de dose estabelecidos não se aplicam a exposições médicas de acompanhantes e voluntários que eventualmente assistem pacientes. As doses devem ser restritas de forma que seja improvável que algum desses acompanhantes ou voluntários receba mais de 5 mSv durante o período de exame diagnóstico ou tratamento do paciente. A dose para crianças em visita a pacientes em que foram administrados materiais radioativos (por exemplo, iodoterapia) deve ser restrita de forma que seja improvável exceder a 1 mSv.
A responsabilidade da radioproteção em uma instalação é do titular, o qual deve fomentar e manter uma cultura de segurança para estimular e fortalecer atitudes e comportamentos que contribuam para aprimorar a segurança das fontes e a Proteção Radiológica.
Não é suficiente apenas se instituir um sistema de radioproteção em uma instalação, deve-se estabelecer e implantar um sistema de garantia da qualidade para proporcionar, no que se refere à Proteção Radiológica:
Não é suficiente apenas se instituir um sistema de radioproteção em uma instalação, deve-se estabelecer e implantar um sistema de garantia da qualidade para proporcionar, no que se refere à Proteção Radiológica:
Garantia de que os requisitos especificados estão satisfeitos; e
Mecanismos e procedimentos para revisar e avaliar se as medidas de Proteção Radiológica adotadas são efetivas.
Mecanismos e procedimentos para revisar e avaliar se as medidas de Proteção Radiológica adotadas são efetivas.
Devem ser tomadas medidas para reduzir, o quanto for exeqüível, a contribuição de erros humanos que levem a acidentes ou outros eventos que possam vir a originar exposições inadvertidas ou não intencionais em qualquer indivíduo.
Ou seja, a radioproteção é uma atividade dinâmica, exigindo do responsável por sua implementação uma reavaliação constante das medidas e procedimentos estabelecidos a fim de melhorar a proteção dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOE) em atividades que envolvam exposições ocupacionais.
A CNEN considera que os titulares e empregadores são responsáveis pela proteção dos IOE em atividades que envolvam exposições ocupacionais. Os titulares e empregadores devem assegurar também que os demais indivíduos da instalação, que não estejam envolvidos em atividades diretamente relacionadas à radiação, sejam tratados como indivíduos do público e recebam o mesmo nível de proteção.
A verificação dos níveis de dose nos IOE deve ser realizada com o estabelecimento e implementação, pelos titulares e empregadores, de um programa de monitoração individual e de área, conforme aplicável, levando-se em conta a natureza e intensidade das exposições normais e potenciais previstas.
Ou seja, a radioproteção é uma atividade dinâmica, exigindo do responsável por sua implementação uma reavaliação constante das medidas e procedimentos estabelecidos a fim de melhorar a proteção dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOE) em atividades que envolvam exposições ocupacionais.
A CNEN considera que os titulares e empregadores são responsáveis pela proteção dos IOE em atividades que envolvam exposições ocupacionais. Os titulares e empregadores devem assegurar também que os demais indivíduos da instalação, que não estejam envolvidos em atividades diretamente relacionadas à radiação, sejam tratados como indivíduos do público e recebam o mesmo nível de proteção.
A verificação dos níveis de dose nos IOE deve ser realizada com o estabelecimento e implementação, pelos titulares e empregadores, de um programa de monitoração individual e de área, conforme aplicável, levando-se em conta a natureza e intensidade das exposições normais e potenciais previstas.
Fontes: www.cnen.gov.br
www.ipen.br
www.ipen.br
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