Dosimetria de Radiação

Na proteção contra radiação, o rem (uma abreviação de Roentgen Equivalent Man ) é a unidade não SI da dose equivalente , usada predominantemente nos EUA. O rem representa o efeito biológico equivalente ao depósito de cem ergs ( um rad ) de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano. O rem não é derivado da unidade de exposição , o roentgen . O acrônimo agora é um artefato histórico enganoso, uma vez que 1 roentgen realmente deposita cerca de 0,96 rem em tecido biológico mole, quando todos os fatores de ponderação são iguais à unidade.

Como foi escrito, o rem é usado para quantidades de doses de radiação, como doses equivalentes e doses efetivas . Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ).

REM e RAD

Para protecção contra as radiações fins, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação , W _R , para o tipo e a energia da radiação incidente sobre o corpo. O fator de ponderação da radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. A dose ponderada resultante foi designada como a dose equivalente de órgão ou tecido:

Uma dose equivalente de uma rem representa que a quantidade de dose de radiação que é equivalente, em termos de especificada danos biológicos , para um rad de raios-X ou raios gama . Uma dose de um rem causada pela radiação gama é equivalente a uma deposição de energia de cem ergs de energia em um quilograma de tecido. Isso significa que um rem é equivalente a um raio de raios gama depositados em certos tecidos. Por outro lado, danos biológica semelhante (uma REM) pode ser causado apenas por 1/20 rad de radiação alfa (devido à alta W _R de alfa radiação). Da mesma forma que para sieverts, rems também não são uma unidade de dose física. Por exemplo, uma dose absorvida de 1 rad por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 rems. Isso pode parecer um paradoxo. Isso implica que a energia do campo de radiação incidente em ergs aumentou em um fator de 20, violando as leis de conservação de energia . No entanto, este não é o caso. O rem é derivado da dose absorvida da quantidade física, mas também leva em consideração a eficácia biológica da radiação, que depende do tipo e energia da radiação. O fator de ponderação da radiação faz com que o rem não possa ser uma unidade física.

Um rem também é uma grande quantidade de dose equivalente. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 rem no corpo inteiro absorveu cem ergs de energia em cada kg de tecido corporal (no caso de raios gama).

As doses equivalentes medidas na indústria e na medicina geralmente têm doses mais baixas que um rem, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:

1 mrem (millirem) = 1E-3 rem

1 krem ​​(kilorem) = 1E3 rem

As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Fatores de ponderação por radiação – ICRP

Para radiação de fóton e elétron, o fator de ponderação da radiação tem o valor 1 independentemente da energia da radiação e para a radiação alfa o valor 20. Para a radiação de nêutrons, o valor depende da energia e atinge de 5 a 20.

Em 2007, o ICRP publicou um novo conjunto de fatores de ponderação de radiação (ICRP Publ. 103: As Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica). Esses fatores são apresentados abaixo.

Como mostrado na tabela, aw _R de 1 é para todas as radiações de baixa LET, ou seja, raios X e raios gama de todas as energias, bem como elétrons e múons. Uma curva suave, considerada uma aproximação, foi ajustada aos w _R valores como uma função da energia incidente de neutrões. Note que E _n é a energia de nêutrons em MeV.

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 rad por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 rem, e estima-se que uma dose equivalente de radiação tenha o mesmo efeito biológico que uma quantidade igual de dose absorvida de raios gama, que é dado um fator de ponderação de 1.

Veja também: Fator da qualidade

Exemplos de doses em rems

Devemos notar que a radiação está à nossa volta. Dentro, ao redor e acima do mundo em que vivemos. É uma força de energia natural que nos rodeia. É uma parte do nosso mundo natural que está aqui desde o nascimento do nosso planeta. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,005 mrem – Dormindo ao lado de alguém
• 0,009 mrem  – Morando até 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,01 mrem  – Comendo uma banana
• 0,03 mrem  – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 1 mrem  – dose diária média recebida do fundo natural
• 2 mrem  – radiografia de tórax
• 4 mrem  – Um voo de avião de 5 horas
• 60 mrem  – mamografia
• 100 mrem  – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 365 mrem  – Dose média anual recebida do fundo natural
• 580 mrem  – tomografia computadorizada do tórax
• 1 000 mrem  – Dose média anual recebida da natureza em Ramsar, Irã
• 2.000 mrem  – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 17 500 mrem  – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 500 000 mrem  – dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Como pode ser visto, doses baixas são comuns na vida cotidiana. Os exemplos anteriores podem ajudar a ilustrar magnitudes relativas. Do ponto de vista das consequências biológicas, é muito importante distinguir entre doses recebidas em períodos curtos e prolongados . Uma “ dose aguda ” é aquela que ocorre por um período curto e finito de tempo, enquanto uma “ dose crônica ””É uma dose que continua por um longo período de tempo, para que seja melhor descrita por uma taxa de dose. Altas doses tendem a matar células, enquanto doses baixas tendem a danificá-las ou alterá-las. Doses baixas espalhadas por longos períodos de tempo não causam problemas imediatos a nenhum órgão do corpo. Os efeitos de baixas doses de radiação ocorrem no nível da célula e os resultados podem não ser observados por muitos anos.

Cálculo da taxa de dose protegida em rems

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo de 5 cm de espessura. Em seguida, calcule a taxa de dose equivalente em sieverts e rems. Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo uniforme da radiação, podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente a partir da taxa de dose absorvida como:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Na proteção contra radiação, o sievert é uma unidade derivada de dose equivalente e dose efetiva. O sievert representa o efeito biológico equivalente ao depósito de um joule de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano. A unidade de sievert é importante na proteção contra radiação e recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez muitos dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em terapia de radiação.

Como foi escrito, o crivo é usado para quantidades de doses de radiação, como doses equivalentes e doses efetivas. Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ).

Sievert e Gray

Para protecção contra as radiações fins, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação , W _R , para o tipo e a energia da radiação incidente sobre o corpo. O fator de ponderação da radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. A dose ponderada resultante foi designada como a dose equivalente de órgão ou tecido:

Uma dose equivalente de um Sievert representa a quantidade de dose de radiação equivalente, em termos de dano biológico especificado , a um cinza de raios X ou raios gama . Uma dose de um Sv causada pela radiação gama é equivalente a uma deposição de energia de um joule em um quilograma de tecido. Isso significa que um crivo é equivalente a um cinza de raios gama depositados em certos tecidos. Por outro lado, danos biológica semelhante (uma Sievert) pode ser causado apenas por 1/20 cinza de alfa radiação (devido à alta W _R de alfa radiação). Portanto, o sievert não é uma unidade de dose física. Por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv. Isso pode parecer um paradoxo. Isso implica que a energia do campo de radiação incidente em joules aumentou em um fator de 20, violando as leis de conservação de energia . No entanto, este não é o caso. Sievert é derivado da dose física absorvida em quantidade, mas também leva em consideração a eficácia biológica da radiação, que depende do tipo e energia da radiação. O fator de ponderação da radiação faz com que o crivo não possa ser uma unidade física.

Uma peneira é uma grande quantidade de dose equivalente. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 Sv no corpo inteiro absorveu um joule de energia em cada kg de tecido corporal (no caso de raios gama).

Doses equivalentes  medidas na indústria e na medicina geralmente têm doses mais baixas do que uma peneira, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:

1 mSv (milissegundo) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Fatores de ponderação por radiação – ICRP

Para radiação de fóton e elétron, o fator de ponderação da radiação tem o valor 1 independentemente da energia da radiação e para a radiação alfa o valor 20. Para a radiação de nêutrons, o valor depende da energia e atinge de 5 a 20.

Em 2007, o ICRP publicou um novo conjunto de fatores de ponderação de radiação (ICRP Publ. 103: As Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica). Esses fatores são apresentados abaixo.

Como mostrado na tabela, aw _R de 1 é para todas as radiações de baixa LET, ou seja, raios X e raios gama de todas as energias, bem como elétrons e múons. Uma curva suave, considerada uma aproximação, foi ajustada aos w _R valores como uma função da energia incidente de neutrões. Note que E _n é a energia de nêutrons em MeV.

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv, e estima-se que uma dose equivalente de radiação tenha o mesmo efeito biológico que uma quantidade igual de dose absorvida de raios gama, que é dado um fator de ponderação de 1.

Veja também: Fator da qualidade

Exemplos de doses em Sieverts

Devemos notar que a radiação está à nossa volta. Dentro, ao redor e acima do mundo em que vivemos. É uma força de energia natural que nos rodeia. É uma parte do nosso mundo natural que está aqui desde o nascimento do nosso planeta. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,05 µSv – Dormindo ao lado de alguém
• 0,09 µSv – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,1 µSv – Comendo uma banana
• 0,3 µSv – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 10 µSv – Dose diária média recebida do fundo natural
• 20 µSv – radiografia de tórax
• 40 µSv – Um voo de avião de 5 horas
• 600 µSv – mamografia
• 1 000 µSv – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 3 650 µSv – Dose média anual recebida do fundo natural
• 5 800 µSv – tomografia computadorizada do tórax
• 10 000 µSv – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
• 20 000 µSv – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 175 000 µSv – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 5 000 000 µSv – Dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Como pode ser visto, doses baixas são comuns na vida cotidiana. Os exemplos anteriores podem ajudar a ilustrar magnitudes relativas. Do ponto de vista das consequências biológicas, é muito importante distinguir entre doses recebidas em períodos curtos e prolongados . Uma “ dose aguda ” é aquela que ocorre por um período curto e finito de tempo, enquanto uma “ dose crônica ””É uma dose que continua por um longo período de tempo, para que seja melhor descrita por uma taxa de dose. Altas doses tendem a matar células, enquanto doses baixas tendem a danificá-las ou alterá-las. Doses baixas espalhadas por longos períodos de tempo não causam problemas imediatos a nenhum órgão do corpo. Os efeitos de baixas doses de radiação ocorrem no nível da célula e os resultados podem não ser observados por muitos anos.

Cálculo da taxa de dose protegida em Sieverts

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo de 5 cm de espessura. Em seguida, calcule a taxa de dose equivalente . Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo uniforme da radiação, podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente a partir da taxa de dose absorvida como:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ). A dose ponderada foi designada como a dose equivalente de órgão ou tecido:

Uma dose de  um Sv  causada pela radiação gama é equivalente a uma deposição de energia de um joule em um quilograma de tecido. Isso significa que uma peneira é equivalente a um cinza de raios gama depositados em certos tecidos. Por outro lado, danos biológicos semelhantes (um sievert) podem ser causados ​​apenas por 1/20 de cinza da radiação alfa.

Uma peneira é uma grande quantidade de dose equivalente. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 Sv no corpo inteiro absorveu um joule de energia em cada kg de tecido corporal (no caso de raios gama).

Doses equivalentes  medidas na indústria e na medicina geralmente têm doses mais baixas do que uma peneira, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:

1 mSv (milissegundo) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Taxa de dose equivalente

A taxa de dose equivalente é a taxa na qual uma dose equivalente é recebida. É uma medida da intensidade da dose de radiação (ou força). A taxa de dose equivalente é, portanto, definida como:

Em unidades convencionais, é medido em mSv / s ,  Sv / h, mrem / s ou rem / h. Como a quantidade de exposição à radiação depende diretamente (linearmente) do tempo que as pessoas passam perto da fonte de radiação, a dose absorvida é igual à força do campo de radiação (taxa de dose) multiplicada pelo tempo gasto nesse campo. O exemplo acima indica que uma pessoa pode esperar receber uma dose de 25 millirems permanecendo em um campo de 50 millirems / hora por trinta minutos.

Cálculo da taxa de dose protegida

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo de 5 cm de espessura. Em seguida, calcule a taxa de dose equivalente . Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo uniforme da radiação, podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente a partir da taxa de dose absorvida como:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

Como foi escrito, para protecção contra a radiação fins, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação , W _R , para o tipo e a energia de incidente de radiação no corpo. O fator de ponderação da radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. A dose ponderada resultante foi designada como a dose equivalente de órgão ou tecido:

De Dose Absorvida a Dose Equivalente

Observe que o sievert não é uma unidade de dose física . Por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv. Isso pode parecer um paradoxo. Isso implica que a energia do campo de radiação incidente em joules aumentou em um fator de 20, violando as leis de conservação de energia . No entanto, este não é o caso. Sievert é derivado da dose física absorvida em quantidade, mas também leva em consideração a eficácia biológica da radiação, que depende do tipo e energia da radiação. O fator de ponderação da radiação faz com que o crivo não possa ser uma unidade física.

Como foi escrito, cada tipo de radiação interage com a matéria de uma maneira diferente e causa diferentes danos biológicos. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar diretamente átomos. Por outro lado, partículas eletricamente neutras interagem apenas indiretamente, mas também podem transferir parte ou todas as suas energias para o assunto. Certamente simplificaria as coisas se os efeitos biológicosradiação foram diretamente proporcionais à dose absorvida. Infelizmente, os efeitos biológicos dependem também da maneira como a dose absorvida é distribuída ao longo do caminho da radiação. Estudos demonstraram que a radiação alfa e nêutron causa maior dano biológico para uma dada deposição de energia por kg de tecido do que a radiação gama. Foi descoberto que os efeitos biológicos de qualquer radiação aumentam com a transferência linear de energia (LET). Em suma, o dano biológico da radiação de alta LET ( partículas alfa , prótons ou nêutrons ) é muito maior do que o da radiação de baixa LET ( raios gama) Isso ocorre porque o tecido vivo pode reparar mais facilmente os danos causados ​​pela radiação que se espalha por uma área grande do que aquela que está concentrada em uma área pequena. Como mais danos biológicos são causados ​​pela mesma dose física (ou seja, a mesma energia depositada por unidade de massa de tecido), um cinza da radiação alfa ou nêutron é mais prejudicial do que um cinza da radiação gama. Este fato de que radiações de diferentes tipos (e energias) produzem efeitos biológicos diferentes para a mesma dose absorvida é descrito em termos de fatores conhecidos como efetividade biológica relativa (RBE) e fator de ponderação de radiação (w _R ).

Fator de Ponderação de Radiação

Na proteção contra radiação, o fator de ponderação de radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. No passado, um fator semelhante, conhecido como fator de qualidade, era usado para esse fim. O fator de ponderação da radiação é uma estimativa da eficácia por dose unitária da radiação fornecida em relação ao padrão de baixa LET.

Antes de 1990, quantidades equivalentes à dose eram definidas em termos de um fator de qualidade, Q (L), aplicado à dose absorvida em um ponto, a fim de levar em consideração as diferenças nos efeitos de diferentes tipos de radiação. Nas suas recomendações de 1990, o ICRP introduziu um conceito modificado. Para fins de protecção contra as radiações, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação, W _R , para o tipo e a energia da radiação incidente sobre o corpo.

O motivo para a substituição do factor de qualidade, ou seja, a relação Q-G, com w _R valores na definição das doses de órgão equivalente e a dose eficaz foi a de que a Comissão Acredita:

‘que o detalhe e a precisão inerentes ao uso de uma relação Q-L formal para modificar a dose absorvida para refletir a maior probabilidade de prejuízo resultante da exposição a componentes de radiação com alta LET não se justificam devido às incertezas nas informações radiológicas’.

Vale ressaltar que esses dois fatores, o fator de ponderação de radiação e o fator de qualidade, estão restritos à faixa de dose de interesse para a proteção contra radiação, ou seja, à magnitude geral dos limites de dose. Em circunstâncias especiais em que se lida com doses mais altas que podem causar efeitos determinísticos, os valores relevantes de RBE são aplicados para obter uma dose ponderada.

Referência Especial : ICRP, 2003. Eficácia Biológica Relativa (RBE), Fator de Qualidade ( Q ) e Fator de Ponderação de Radiação ( w _R ). Publicação ICRP 92. Ann. ICRP 33 (4).

Fatores de ponderação por radiação – ICRP

Para radiação de fóton e elétron, o fator de ponderação da radiação tem o valor 1 independentemente da energia da radiação e para a radiação alfa o valor 20. Para a radiação de nêutrons, o valor depende da energia e atinge de 5 a 20.

Em 2007, o ICRP publicou um novo conjunto de fatores de ponderação de radiação (ICRP Publ. 103: As Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica). Esses fatores são apresentados abaixo.

Como mostrado na tabela, aw _R de 1 é para todas as radiações de baixa LET, ou seja, raios X e raios gama de todas as energias, bem como elétrons e múons. Uma curva suave, considerada uma aproximação, foi ajustada aos w _R valores como uma função da energia incidente de neutrões. Note que E _n é a energia de nêutrons em MeV.

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv, e estima-se que uma dose equivalente de radiação tenha o mesmo efeito biológico que uma quantidade igual de dose absorvida de raios gama, que é dado um fator de ponderação de 1.

Fator de qualidade

O fator de qualidade de um tipo de radiação é definido como a razão entre o dano biológico produzido pela absorção de 1 Gy dessa radiação e o dano biológico produzido por 1 Gy de raios-X ou raios gama.

O Q de um certo tipo de radiação está relacionado à densidade dos rastros de íons que ele deixa para trás nos tecidos. Os fatores de qualidade para os vários tipos de radiação estão listados na tabela.

Esses fatores de qualidade são restritos à faixa de dose de interesse para a proteção contra radiação, ou seja, à magnitude geral dos limites de dose. Em circunstâncias especiais em que se lida com doses mais altas que podem causar efeitos determinísticos, os valores relevantes de RBE são aplicados para obter uma dose ponderada.

Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

Cálculo da taxa de dose equivalente

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Aproximadamente 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo de 5 cm de espessura. Em seguida, calcule a taxa de dose equivalente . Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo uniforme da radiação, podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente a partir da taxa de dose absorvida como:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM (homem equivalente roentgen) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

Como foi escrito, para protecção contra a radiação fins, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação , W _R , para o tipo e a energia de incidente de radiação no corpo. O fator de ponderação da radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. A dose ponderada resultante foi designada como a dose equivalente de órgão ou tecido:

Uma dose equivalente de um Sievert representa a quantidade de dose de radiação equivalente, em termos de dano biológico especificado , a um cinza de raios X ou raios gama . Dose equivalente é uma quantidade não-física (w _R é derivado de consequências biológicas da radiação ionizante) amplamente usados na dosimetria medido por dosímetros. Dose equivalente é designada pelo ICRP como uma “quantidade limitadora”; especificar limites de exposição para garantir que “a ocorrência de efeitos estocásticos à saúde seja mantida abaixo de níveis inaceitáveis ​​e que as reações teciduais sejam evitadas”.

Dose equivalente , H _T , é utilizado para avaliar o risco de saúde estocástica devido aos campos de radiação externa que penetram uniformemente através de todo o corpo. No entanto, ele precisa de correções adicionais quando o campo é aplicado apenas a parte (s) do corpo ou de maneira não uniforme para medir o risco estocástico geral à saúde do corpo. Para permitir isso, uma quantidade adicional de dose chamada dose efetiva deve ser usada. A dose eficaz é definida como a soma das doses de órgãos equivalentes ponderados pelo órgão ICRP factores de ponderação, W _T , que leva em conta a sensibilidade variando de diferentes órgãos e tecidos para a radiação.

Unidades de dose equivalente :

• Sievert . O sievert é uma unidade derivada de dose equivalente e dose efetiva e representa o efeito biológico equivalente do depósito de um joule de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano.
• REM . O rem (uma abreviação de R oentgen E quivalente M an) é a unidade não SI da dose equivalente, usada predominantemente nos EUA. É um termo para equivalência de dose e é igual ao dano biológico que seria causado por um raio de dose.

Uma dose de  um Sv  causada pela radiação gama é equivalente a uma deposição de energia de um joule em um quilograma de tecido. Isso significa que uma peneira é equivalente a um cinza de raios gama depositados em certos tecidos. Por outro lado, danos biológicos semelhantes (um sievert) podem ser causados ​​apenas por 1/20 de cinza da radiação alfa.

Uma peneira é uma grande quantidade de dose equivalente. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 Sv no corpo inteiro absorveu um joule de energia em cada kg de tecido corporal (no caso de raios gama).

Doses equivalentes  medidas na indústria e na medicina geralmente têm doses mais baixas do que uma peneira, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:

1 mSv (milissegundo) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

De Dose Absorvida a Dose Equivalente

Observe que o sievert não é uma unidade de dose física . Por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv. Isso pode parecer um paradoxo. Isso implica que a energia do campo de radiação incidente em joules aumentou em um fator de 20, violando as leis de conservação de energia . No entanto, este não é o caso. Sievert é derivado da dose física absorvida em quantidade, mas também leva em consideração a eficácia biológica da radiação, que depende do tipo e energia da radiação. O fator de ponderação da radiação faz com que o crivo não possa ser uma unidade física.

Como foi escrito, cada tipo de radiação interage com a matéria de uma maneira diferente e causa diferentes danos biológicos. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar diretamente átomos. Por outro lado, partículas eletricamente neutras interagem apenas indiretamente, mas também podem transferir parte ou todas as suas energias para o assunto. Certamente simplificaria as coisas se os efeitos biológicosda radiação eram diretamente proporcionais à dose absorvida. Infelizmente, os efeitos biológicos dependem também da maneira como a dose absorvida é distribuída ao longo do caminho da radiação. Estudos mostraram que a radiação alfa e nêutron causa maior dano biológico para uma dada deposição de energia por kg de tecido do que a radiação gama. Foi descoberto que os efeitos biológicos de qualquer radiação aumentam com a transferência linear de energia (LET). Em resumo, o dano biológico da radiação de alta LET ( partículas alfa , prótons ou nêutrons ) é muito maior do que o da radiação de baixa LET ( raios gama) Isso ocorre porque o tecido vivo pode reparar mais facilmente os danos causados ​​pela radiação que se espalha por uma área grande do que aquela que está concentrada em uma área pequena. Como mais danos biológicos são causados ​​pela mesma dose física (ou seja, a mesma energia depositada por unidade de massa de tecido), um cinza de radiação alfa ou nêutron é mais prejudicial do que um cinza de radiação gama. Este fato de que radiações de diferentes tipos (e energias) produzem efeitos biológicos diferentes para a mesma dose absorvida é descrito em termos de fatores conhecidos como efetividade biológica relativa (RBE) e fator de ponderação de radiação (w _R ).

Fator de Ponderação de Radiação

Na proteção contra radiação, o fator de ponderação de radiação é um fator adimensional usado para determinar a dose equivalente da dose absorvida média sobre um tecido ou órgão e baseia-se no tipo de radiação absorvida. No passado, um fator semelhante, conhecido como fator de qualidade, era usado para esse fim. O fator de ponderação da radiação é uma estimativa da eficácia por dose unitária da radiação fornecida em relação ao padrão de baixa LET.

Antes de 1990, quantidades equivalentes à dose eram definidas em termos de um fator de qualidade, Q (L), aplicado à dose absorvida em um ponto, a fim de levar em consideração as diferenças nos efeitos dos diferentes tipos de radiação. Nas suas recomendações de 1990, o ICRP introduziu um conceito modificado. Para fins de protecção contra as radiações, a dose absorvida é calculada a média ao longo de um órgão ou tecido, T, e esta absorvida média dose é ponderado para a qualidade de radiação em termos do factor de ponderação da radiação, W _R , para o tipo e a energia da radiação incidente sobre o corpo.

O motivo para a substituição do factor de qualidade, ou seja, a relação Q-G, com w _R valores na definição das doses de órgão equivalente e a dose eficaz foi a de que a Comissão Acredita:

‘que o detalhe e a precisão inerentes ao uso de uma relação Q-L formal para modificar a dose absorvida para refletir a maior probabilidade de prejuízo resultante da exposição a componentes de radiação com alta LET não se justificam devido às incertezas nas informações radiológicas’.

Vale ressaltar que esses dois fatores, o fator de ponderação de radiação e o fator de qualidade, estão restritos à faixa de dose de interesse para a proteção contra radiação, ou seja, à magnitude geral dos limites de dose. Em circunstâncias especiais em que se lida com doses mais altas que podem causar efeitos determinísticos, os valores relevantes de RBE são aplicados para obter uma dose ponderada.

Referência especial : ICRP, 2003. Eficácia biológica relativa (RBE), fator de qualidade ( Q ) e fator de ponderação de radiação ( w _R ). Publicação ICRP 92. Ann. ICRP 33 (4).

Fatores de ponderação por radiação – ICRP

Para radiação de fóton e elétron, o fator de ponderação da radiação tem o valor 1 independentemente da energia da radiação e para a radiação alfa o valor 20. Para a radiação de nêutrons, o valor depende da energia e atinge de 5 a 20.

Em 2007, o ICRP publicou um novo conjunto de fatores de ponderação de radiação (ICRP Publ. 103: As Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica). Esses fatores são apresentados abaixo.

Como mostrado na tabela, aw _R de 1 é para todas as radiações de baixa LET, ou seja, raios X e raios gama de todas as energias, bem como elétrons e múons. Uma curva suave, considerada uma aproximação, foi ajustada aos w _R valores como uma função da energia incidente de neutrões. Note que E _n é a energia de nêutrons em MeV.

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv, e estima-se que uma dose equivalente de radiação tenha o mesmo efeito biológico que uma quantidade igual de dose absorvida de raios gama, que é dado um fator de ponderação de 1.

Fator de qualidade

O fator de qualidade de um tipo de radiação é definido como a razão entre o dano biológico produzido pela absorção de 1 Gy dessa radiação e o dano biológico produzido por 1 Gy de raios-X ou raios gama.

O Q de um certo tipo de radiação está relacionado à densidade dos rastros de íons que ele deixa para trás nos tecidos. Os fatores de qualidade para os vários tipos de radiação estão listados na tabela.

Esses fatores de qualidade são restritos à faixa de dose de interesse para a proteção contra radiação, ou seja, à magnitude geral dos limites de dose. Em circunstâncias especiais em que se lida com doses mais altas que podem causar efeitos determinísticos, os valores relevantes de RBE são aplicados para obter uma dose ponderada.

Exemplos de doses em Sieverts

Devemos notar que a radiação está à nossa volta. Dentro, ao redor e acima do mundo em que vivemos. É uma força de energia natural que nos rodeia. É uma parte do nosso mundo natural que está aqui desde o nascimento do nosso planeta. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,05 µSv – Dormindo ao lado de alguém
• 0,09 µSv – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,1 µSv – Comendo uma banana
• 0,3 µSv – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 10 µSv – Dose diária média recebida do fundo natural
• 20 µSv – radiografia de tórax
• 40 µSv – Um voo de avião de 5 horas
• 600 µSv – mamografia
• 1 000 µSv – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 3 650 µSv – Dose média anual recebida do fundo natural
• 5 800 µSv – tomografia computadorizada do tórax
• 10 000 µSv – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
• 20 000 µSv – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 175 000 µSv – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 5 000 000 µSv – Dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Como pode ser visto, doses baixas são comuns na vida cotidiana. Os exemplos anteriores podem ajudar a ilustrar magnitudes relativas. Do ponto de vista das consequências biológicas, é muito importante distinguir entre doses recebidas em períodos curtos e prolongados . Uma “ dose aguda ” é aquela que ocorre por um período curto e finito de tempo, enquanto uma “ dose crônica ””É uma dose que continua por um longo período de tempo, para que seja melhor descrita por uma taxa de dose. Altas doses tendem a matar células, enquanto doses baixas tendem a danificá-las ou alterá-las. Doses baixas espalhadas por longos períodos de tempo não causam problemas imediatos a nenhum órgão do corpo. Os efeitos de baixas doses de radiação ocorrem no nível da célula e os resultados podem não ser observados por muitos anos.

Taxa de dose equivalente

A taxa de dose equivalente é a taxa na qual uma dose equivalente é recebida. É uma medida da intensidade da dose de radiação (ou força). A taxa de dose equivalente é, portanto, definida como:

Em unidades convencionais, é medido em mSv / s ,  Sv / h, mrem / s ou rem / h. Como a quantidade de exposição à radiação depende diretamente (linearmente) do tempo que as pessoas passam perto da fonte de radiação, a dose absorvida é igual à força do campo de radiação (taxa de dose) multiplicada pelo tempo gasto nesse campo. O exemplo acima indica que uma pessoa pode esperar receber uma dose de 25 millirems permanecendo em um campo de 50 millirems / hora por trinta minutos.

Cálculo da taxa de dose protegida

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo de 5 cm de espessura. Em seguida, calcule a taxa de dose equivalente . Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo uniforme da radiação, podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente a partir da taxa de dose absorvida como:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Dose Absorvida – Equação

Dose absorvida é definida como a quantidade de energia depositada pela radiação ionizante em uma substância. Dose absorvida é dado o símbolo D . A dose absorvida é geralmente medida em uma unidade chamada cinza (Gy), que é derivada do sistema SI. Às vezes, a unidade não-SI rad também é usada, predominantemente nos EUA.

Unidades de dose absorvida:

• Gray . Uma dose de um cinza é equivalente a uma unidade de energia (joule) depositada em um quilograma de uma substância.
• RAD . Uma dose de um rad é equivalente à deposição de cem ergs de energia em um grama de qualquer material.

Taxa de Dose Absorvida – Equação

A taxa de dose absorvida é a taxa na qual uma dose absorvida é recebida. É uma medida da intensidade da dose de radiação (ou força). A taxa de dose absorvida é, portanto, definida como:

Nas unidades convencionais, é medido em mrad / s ,  rad / h, mGy / s ou Gy / h. Como a quantidade de exposição à radiação depende diretamente (linearmente) do tempo que as pessoas passam perto da fonte de radiação, a dose absorvida é igual à força do campo de radiação (taxa de dose) multiplicada pelo tempo gasto nesse campo. O exemplo acima indica que uma pessoa pode esperar receber uma dose de 25 millirems permanecendo em um campo de 50 millirems / hora por trinta minutos.

Cálculo da taxa de dose absorvida

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Aproximadamente 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Determine a taxa de dose primária do fóton , em cinza por hora (Gy.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo com 5 cm de espessura. A taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Nos capítulos anteriores, descrevemos a dose equivalente e a dose efetiva . Mas essas doses não são diretamente mensuráveis . Para esse propósito, o ICRP introduziu e definiu um conjunto de quantidades operacionais , que podem ser medidas e cujo objetivo é fornecer uma estimativa razoável para as quantidades de proteção. Essas quantidades visam fornecer uma estimativa conservadora do valor das quantidades de proteção relacionadas a uma exposição, evitando subestimação e superestimação demais.

Os links numéricos entre essas quantidades são representados por coeficientes de conversão , definidos para uma pessoa de referência. É muito importante que um conjunto de coeficientes de conversão acordado internacionalmente esteja disponível para uso geral nas práticas de proteção radiológica para exposições ocupacionais e exposições do público. Para o cálculo dos coeficientes de conversão para exposição externa, fantasmas computacionais são usados ​​para avaliação da dose em vários campos de radiação. Para o cálculo dos coeficientes de dose da ingestão de radionuclídeos , são utilizados modelos biokinéticos para radionuclídeos, dados fisiológicos de referência e fantasmas computacionais.

Um conjunto de dados avaliados de coeficientes de conversão para proteção e quantidades operacionais para exposição externa a fóton monoenergético, nêutron e radiação de elétrons sob condições específicas de irradiação é publicado em relatórios (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Em geral, o ICRP define quantidades operacionais para monitoramento individual e de área de exposições externas. As quantidades operacionais para o monitoramento da área são:

• Dose ambiente equivalente , H * (10). O equivalente à dose ambiente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área de radiação fortemente penetrante.
• Dose direcional equivalente , H ‘(d, Ω). A dose direcional equivalente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área de radiação que penetra fracamente.

As quantidades operacionais para monitoramento individual são:

• Dose equivalente pessoal , H _P (0,07) . O H _P (0,07) dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose para a pele e para as mãos e os pés.
• Dose equivalente pessoal , H _p (10) . O H _P (10) de dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose eficaz.

Referência especial: ICRP, 2007. Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica. Publicação 103 da ICRP. Ann. ICRP 37 (2-4).

Monitoramento de área

Equivalente de dose ambiente – H * (10)

A dose ambiente equivalente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área. De acordo com o ICRP, a dose ambiente equivalente é definida como:

Publicação 103 do ICRP:

“A dose equivalente em um ponto em um campo de radiação que seria produzido pelo campo expandido e alinhado correspondente na esfera ICRU a uma profundidade de 10 mm no vetor raio opondo a direção do campo alinhado.”

A dose ambiente equivalente recebe o símbolo H * (10) . A unidade SI de H * (10) é a peneira (Sv). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia. Para todos os tipos de radiação externa, as quantidades operacionais para o monitoramento da área são definidas com base em um valor equivalente à dose em um ponto em um fantasma simples, a esfera ICRU , que é uma esfera de material equivalente ao tecido (30 cm de diâmetro, Tecido ICRU (mole) com densidade: 1 g / cm ³ e composição de massa: 76,2% de oxigênio, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de nitrogênio).

Como foi escrito, as quantidades operacionais são mensuráveis, diferentemente de uma dose efetiva, e os instrumentos para monitoramento da radiação são calibrados em termos dessas quantidades. No monitoramento, os valores dessas quantidades operacionais são tomados como uma avaliação suficientemente precisa da dose efetiva e da dose cutânea, respectivamente, em particular, se seus valores estiverem abaixo dos limites de proteção. Os vínculos numéricos entre quantidades operacionais e dose efetiva são representados por coeficientes de conversão conservadores, definidos para uma pessoa de referência.

Equivalente de dose direcional – H ‘(d, Ω)

A dose direcional equivalente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área de radiação que penetra fracamente. A dose direcional equivalente, H ‘(d, Ω), é a quantidade operacional para determinação de dose equivalente à pele, lente do olho, etc., também para radiação beta e fótons de baixa energia.

De acordo com o ICRP, a dose direcional equivalente é definida como:

Publicação 103 do ICRP:

“ A dose equivalente em um ponto de um campo de radiação que seria produzido pelo campo expandido correspondente na esfera da ICRU a uma profundidade d em um raio em uma direção especificada, Ω . “

O equivalente da dose direcional recebe o símbolo H ‘(0,07, Ω) ou, em casos raros, H’ (3, Ω). A unidade SI de H ‘(d, Ω) é a peneira (Sv). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia. Para todos os tipos de radiação externa, as quantidades operacionais para monitoramento de área são definidas com base em um valor equivalente à dose em um ponto em um fantasma simples, a esfera ICRU, que é uma esfera de material equivalente a tecido (30 cm de diâmetro, Tecido ICRU (mole) com densidade: 1 g / cm ³ e composição de massa: 76,2% de oxigênio, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de nitrogênio).

Como foi escrito, as quantidades operacionais são mensuráveis, diferentemente de uma dose efetiva, e os instrumentos para monitoramento da radiação são calibrados em termos dessas quantidades. No monitoramento, os valores dessas quantidades operacionais são tomados como uma avaliação suficientemente precisa da dose efetiva e da dose cutânea, respectivamente, em particular, se seus valores estiverem abaixo dos limites de proteção. Os vínculos numéricos entre quantidades operacionais e dose efetiva são representados por coeficientes de conversão conservadores, definidos para uma pessoa de referência.

Monitoramento Individual

Equivalente de dose pessoal – H _p (10) – H _p (0,07)

Geralmente, a dose equivalente pessoal , H _p (d), é uma quantidade operacional para monitorização individual. De acordo com o ICRP, a dose equivalente pessoal é definida como:

Publicação 103 do ICRP:

“A dose equivalente em tecidos moles (comumente interpretada como a ‘esfera da URI’) em uma profundidade apropriada, d, abaixo de um ponto especificado no corpo humano. “

A dose equivalente pessoal recebe o símbolo H _p (d). Duas quantidades operacionais comuns para o monitoramento individual definido pelo ICRP são:

• Dose equivalente pessoal , H _P (0,07) . O H _P (0,07) dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose para a pele e para as mãos e os pés.
• Dose equivalente pessoal , H _p (10) . O H _P (10) de dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose eficaz.

Como pode ser visto, várias profundidades podem ser usadas. A dose equivalente pessoal , _Hp (d), pode ser avaliada indiretamente com um detector fino equivalente a tecido ( dosímetro de radiação ) usado na superfície do corpo e coberto com uma espessura apropriada de material equivalente a tecido. O ponto especificado, d, é normalmente considerado o local onde o dosímetro de radiação é usado.

Para avaliação dos órgãos superficiais e controle de dose equivalente, são utilizadas profundidades de 0,07 mm para a pele e 3 mm para a lente do olho, e as equivalentes de doses pessoais para essas profundidades são indicadas por H _p (0,07) e H _p ( 3), respectivamente. H _p (0,07) também é chamado a rasa dose equivalente .

Para a avaliação dos órgãos profundos e o controle da dose efetiva , é escolhido H _p (10) com profundidade d = 10 mm. H _p (10) também é chamado a dose equivalente de profundidade . Se o dosímetro pessoal for usado em uma posição do corpo representativa de sua exposição, em doses baixas e sob a hipótese de uma exposição uniforme do corpo inteiro, o valor de Hp (10) fornece um valor efetivo da dose suficientemente preciso para fins de proteção radiológica . As radiações de nêutrons e gama contribuem para doses profundas e rasas, mas a radiação beta é completamente absorvida na pele e, portanto, contribui apenas para doses rasas.

A unidade SI de H _p (d) é a peneira (Sv). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia. Para todos os tipos de radiação externa, as quantidades operacionais para monitoramento individual são definidas com base em um valor equivalente à dose em um ponto em um fantasma simples, a esfera ICRU, que é uma esfera de material equivalente a tecido (30 cm de diâmetro, Tecido ICRU (mole) com densidade: 1 g / cm ³ e composição de massa: 76,2% de oxigênio, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de nitrogênio).

Como foi escrito, as quantidades operacionais são mensuráveis, diferentemente de uma dose efetiva, e os instrumentos para monitoramento da radiação são calibrados em termos dessas quantidades. No monitoramento, os valores dessas quantidades operacionais são tomados como uma avaliação suficientemente precisa da dose efetiva e da dose cutânea, respectivamente, em particular, se seus valores estiverem abaixo dos limites de proteção. Os vínculos numéricos entre quantidades operacionais e dose efetiva são representados por coeficientes de conversão conservadores, definidos para uma pessoa de referência. Na maioria das situações práticas, os dosímetros fornecem aproximações razoáveis ​​à dose equivalente pessoal, H _p(d), pelo menos na localização do dosímetro. Deve-se notar que o equivalente à dose pessoal geralmente superestima a dose efetiva. Por outro lado, esse procedimento é válido apenas em doses baixas e sob a hipótese de uma exposição uniforme do corpo inteiro . Para doses pessoais altas que se aproximam ou excedem o limite anual de dose ou em campos de radiação fortemente não homogêneos, esse procedimento pode não ser suficiente.

Exposição Ocupacional – Dose Efetiva

Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz, E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:

A  dose comprometida  é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico para a saúde devido à  ingestão de material radioativo  no corpo humano.

Limites de dose

Veja também: Limites de dose

Os limites de dose são divididos em dois grupos, o público e os trabalhadores expostos ocupacionalmente. De acordo com o ICRP, a exposição ocupacional refere-se a toda a exposição incorrida pelos trabalhadores no curso de seu trabalho, com exceção da

1. exposições excluídas e exposições de atividades isentas que envolvam radiação ou fontes isentas
2. qualquer exposição médica
3. a radiação natural local normal de fundo.

A tabela a seguir resume os limites de dose para trabalhadores expostos ocupacionalmente e para o público:

De acordo com a recomendação do ICRP em sua declaração sobre reações teciduais de 21 de abril de 2011, o limite de dose equivalente para a lente do olho para exposição ocupacional em situações de exposição planejada foi reduzido de 150 mSv / ano para 20 mSv / ano, em média por períodos definidos de 5 anos, sem dose anual em um único ano superior a 50 mSv.

Os limites da dose efetiva são a soma das doses efetivas relevantes da exposição externa no período especificado e a dose efetiva comprometida da ingestão de radionuclídeos no mesmo período. Para adultos, a dose efetiva comprometida é calculada por um período de 50 anos após a ingestão, enquanto para crianças é calculada para o período de até 70 anos. O limite efetivo da dose para o corpo inteiro de 20 mSv é um valor médio em cinco anos. O limite real é de 100 mSv em 5 anos, e não mais de 50 mSv em um ano.

Na protecção contra as radiações, a dose eficaz é uma quantidade de dose definida como a soma das doses de tecido equivalente ponderados pela CIPR órgão (tecido) factores de ponderação , W _T , que leva em conta a variação da sensibilidade de diferentes órgãos e tecidos para a radiação . A dose eficaz é dado o símbolo E . A unidade SI de E é o sievert (Sv) ou mas rem (roentgen equivalente man) ainda é comumente usado ( 1 Sv = 100 rem ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

Dose Efetiva – Cálculo da Taxa de Dose Blindada

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Aproximadamente 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em sieverts por hora (Sv.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo com 5 cm de espessura. Em seguida, calcule as taxas de dose equivalentes e efetivas para dois casos.

1. Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. Isso significa: Calcule a taxa efetiva de dose para todo o corpo .
2. Suponha que esse campo de radiação externa penetre apenas os pulmões e os outros órgãos estejam completamente protegidos. Isso significa: Calcule a taxa de dose efetiva .

Observe que a taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

1) irradiação uniforme

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo de radiação uniforme (o fator de ponderação do tecido também é igual à unidade), podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente e a taxa de dose efetiva (E = H _T ) a partir da taxa de dose absorvida, como:

2) irradiação parcial

Neste caso, assumimos uma irradiação parcial apenas dos pulmões. Assim, temos que utilizar o factor de ponderação de tecido , o que é igual a w _T = 0,12 . O fator de ponderação da radiação para raios gama é igual a um. Como resultado, podemos calcular a taxa de dose efetiva como:

Observe que, se uma parte do corpo (por exemplo, os pulmões) recebe uma dose de radiação, isso representa um risco para um efeito particularmente prejudicial (por exemplo, câncer de pulmão). Se a mesma dose é administrada a outro órgão, isso representa um fator de risco diferente.

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Na protecção contra as radiações, a dose eficaz é uma quantidade de dose definida como a soma das doses de tecido equivalente ponderados pela CIPR órgão (tecido) factores de ponderação , W _T , que leva em conta a variação da sensibilidade de diferentes órgãos e tecidos para a radiação . A dose eficaz é dado o símbolo E . A unidade SI de E é o sievert (Sv) ou mas rem (roentgen equivalente man) ainda é comumente usado ( 1 Sv = 100 rem ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

Como foi escrito no capítulo anterior, dose equivalente , H _T , é utilizado para avaliar  o risco de saúde estocástica  devido aos campos de radiação externa que penetram  uniformemente  através de todo o corpo. No entanto, ele precisa de correções adicionais   quando o campo é aplicado apenas a parte (s) do corpo ou de maneira  não uniforme  para medir o risco estocástico geral à saúde do corpo. Para permitir isso, uma quantidade adicional de dose denominada  dose efetiva deve ser usado. A dose eficaz permite determinar as consequências biológicas da irradiação parcial (não uniforme). É devido ao fato de que vários tecidos do corpo reagem à radiação ionizante de diferentes maneiras. Portanto, o ICRP atribuiu fatores de sensibilidade a tecidos e órgãos especificados, para que o efeito da irradiação parcial possa ser calculado se as regiões irradiadas forem conhecidas.

Na publicação 60, o ICRP definiu a dose efetiva como a soma duplamente ponderada da dose absorvida em todos os órgãos e tecidos do corpo. Os limites de dose são definidos em termos de dose efetiva e aplicam-se ao indivíduo para fins de proteção radiológica, incluindo a avaliação de risco em termos gerais. Matematicamente, a dose efetiva pode ser expressa como:

Tanto a dose equivalente quanto a dose efetiva são quantidades para uso em proteção radiológica, incluindo a avaliação de riscos em termos gerais. Eles fornecem uma base para estimar a probabilidade de efeitos estocásticos apenas para doses absorvidas bem abaixo dos limiares para efeitos determinísticos.

Unidades de dose efetiva :

• Sievert . O sievert é uma unidade derivada de dose equivalente e dose efetiva e representa o efeito biológico equivalente do depósito de um joule de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano.
• REM . O rem (uma abreviação de R oentgen E quivalente M an) é a unidade não SI de dose equivalente e dose efetiva, usada predominantemente nos EUA. É um termo para equivalência de dose e é igual ao dano biológico que seria causado por um raio de dose.

Um sievert é uma grande quantidade de dose eficaz. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 Sv no corpo inteiro absorveu um joule de energia em cada kg de tecido corporal (no caso de raios gama).

As doses efetivas na indústria e na medicina geralmente têm doses mais baixas do que uma peneira, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:

1 mSv (milissegundo) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Fatores de ponderação de tecidos

O factor de ponderação tecido, w _T , é o factor pelo qual a dose equivalente de um tecido ou órgão T é ponderado para representar a contribuição relativa de que o tecido ou órgão para o detrimento de saúde total resultante da irradiação uniforme do corpo (1991b ICRP) . Representa uma medida do risco de efeitos estocásticos que podem resultar da exposição desse tecido específico. Os fatores de ponderação do tecido levam em consideração a sensibilidade variável dos diferentes órgãos e tecidos à radiação.

Os fatores de ponderação do tecido estão listados em várias publicações da ICRP (Comissão Internacional de Proteção Radiológica). De acordo com a determinação real do ICRP, os fatores de risco estão na tabela a seguir (da publicação 103 do ICRP (ICRP 2007)).

Referência especial: ICRP, 2007. Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica. Publicação 103 da ICRP. Ann. ICRP 37 (2-4).

Para esta finalidade, o corpo foi dividido em 15 órgãos diferentes – cada um com um fator de ponderação w _T . Se apenas parte do corpo é irradiada, somente essas regiões são usadas para calcular a dose efetiva. Os factores de ponderação tecido somar a 1,0 , de modo que, se um corpo inteiro é irradiada com radiação externa uniformemente penetrante, a dose eficaz para o todo do corpo é igual à dose equivalente para o corpo inteiro.

Se uma pessoa é irradiada apenas parcialmente, a dose dependerá fortemente do tecido que foi irradiado. Por exemplo, uma dose gama de 10 mSv para todo o corpo e uma dose de 50 mSv para a tireóide é a mesma, em termos de risco, que uma dose para todo o corpo de 10 + 0,04 x 50 = 12 mSv.

Exemplos de doses em Sieverts

Devemos notar que a radiação está à nossa volta. Dentro, ao redor e acima do mundo em que vivemos. É uma força de energia natural que nos rodeia. É uma parte do nosso mundo natural que está aqui desde o nascimento do nosso planeta. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,05 µSv – Dormindo ao lado de alguém
• 0,09 µSv – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,1 µSv – Comendo uma banana
• 0,3 µSv – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 10 µSv – Dose média diária recebida do fundo natural
• 20 µSv – radiografia de tórax
• 40 µSv – Um voo de avião de 5 horas
• 600 µSv – mamografia
• 1 000 µSv – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 3 650 µSv – Dose média anual recebida do fundo natural
• 5 800 µSv – tomografia computadorizada do tórax
• 10 000 µSv – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
• 20 000 µSv – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 175 000 µSv – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 5 000 000 µSv – Dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Como pode ser visto, doses baixas são comuns na vida cotidiana. Os exemplos anteriores podem ajudar a ilustrar magnitudes relativas. Do ponto de vista das consequências biológicas, é muito importante distinguir entre doses recebidas em períodos curtos e prolongados . Uma “ dose aguda ” é aquela que ocorre por um período curto e finito de tempo, enquanto uma “ dose crônica ””É uma dose que continua por um longo período de tempo, para que seja melhor descrita por uma taxa de dose. Altas doses tendem a matar células, enquanto doses baixas tendem a danificá-las ou alterá-las. Doses baixas espalhadas por longos períodos de tempo não causam problemas imediatos a nenhum órgão do corpo. Os efeitos de baixas doses de radiação ocorrem no nível da célula e os resultados podem não ser observados por muitos anos.

Taxa de dose efetiva

A taxa de dose efetiva é a taxa na qual uma dose efetiva é recebida. É uma medida da intensidade da dose de radiação (ou força). A taxa de dose efetiva é, portanto, definida como:

Em unidades convencionais, é medido em mSv / s ,  Sv / h, mrem / s ou rem / h. Como a quantidade de exposição à radiação depende diretamente (linearmente) do tempo que as pessoas passam perto da fonte de radiação, a dose efetiva é igual à força do campo de radiação (taxa de dose) multiplicada pelo tempo gasto nesse campo. O exemplo acima indica que uma pessoa pode esperar receber uma dose de 25 millirems permanecendo em um campo de 50 millirems / hora por trinta minutos.

Cálculo da taxa de dose protegida

Suponha a fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em sieverts por hora (Sv.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo com 5 cm de espessura. Em seguida, calcule as taxas de dose equivalentes e efetivas para dois casos.

1. Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. Isso significa: Calcule a taxa efetiva de dose para todo o corpo .
2. Suponha que esse campo de radiação externa penetre apenas os pulmões e os outros órgãos estejam completamente protegidos. Isso significa: Calcule a taxa de dose efetiva .

Observe que a taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

1) irradiação uniforme

Como o fator de ponderação da radiação para os raios gama é igual a um e assumimos o campo de radiação uniforme (o fator de ponderação do tecido também é igual à unidade), podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente e a taxa de dose efetiva (E = H _T ) a partir da taxa de dose absorvida, como:

2) irradiação parcial

Neste caso, assumimos uma irradiação parcial apenas dos pulmões. Assim, temos que utilizar o factor de ponderação de tecido , o que é igual a w _T = 0,12 . O fator de ponderação da radiação para raios gama é igual a um. Como resultado, podemos calcular a taxa de dose efetiva como:

Observe que, se uma parte do corpo (por exemplo, os pulmões) recebe uma dose de radiação, isso representa um risco para um efeito particularmente prejudicial (por exemplo, câncer de pulmão). Se a mesma dose é administrada a outro órgão, isso representa um fator de risco diferente.

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então: