O que é Captação Interna de Dose – Definição

Se a fonte de radiação está dentro do nosso corpo, dizemos, é a exposição interna. Para doses internas, primeiro devemos distinguir entre ingestão e absorção. Consumo significa o que uma pessoa absorve. Captação significa o que uma pessoa mantém. Captação Interna de Dose – Exposição Interna

Se a fonte de radiação está dentro do nosso corpo, dizemos, é a exposição interna . A ingestão de material radioativo pode ocorrer por várias vias, como ingestão de contaminação radioativa em alimentos ou líquidos, inalação de gases radioativos ou pela pele intacta ou ferida. A maioria dos radionuclídeos fornecerá muito mais doses de radiação se, de alguma forma, puderem entrar em seu corpo, do que se ficassem fora. Para doses internas, primeiro devemos distinguir entre ingestão e absorção. Consumo significa o que uma pessoa absorve. Captação significa o que uma pessoa mantém.

Quando um composto radioativo entra no corpo, a atividade diminui com o tempo, devido à deterioração radioativa e à depuração biológica . A diminuição varia de um composto radioativo para outro. Para esse fim, a meia-vida biológica é definida na proteção contra radiação.

meia-vida biológica é o tempo necessário para que a quantidade de um elemento em particular no corpo diminua para metade do seu valor inicial devido à eliminação apenas por processos biológicos, quando a taxa de remoção é aproximadamente exponencial. A meia-vida biológica depende da taxa na qual o corpo normalmente usa um determinado composto de um elemento. Isótopos radioativos que foram ingeridos ou absorvidos por outras vias serão gradualmente removidos do corpo através do intestino, rins, respiração e transpiração. Isso significa que uma substância radioativa pode ser expelida antes de ter a chance de se decompor.

Como resultado, a  meia-vida biológica influencia significativamente a meia-vida efetiva e a dose geral da contaminação interna. Se um composto radioativo com meia-vida radioativa (t 1/2 ) é eliminado do corpo com uma meia-vida biológica t b , a meia-vida efetiva (t e ) é dada pela expressão:

Como pode ser visto, os mecanismos biológicos sempre diminuem a dose geral da contaminação interna . Além disso, se t 1/2 for grande em comparação com t b , a meia-vida efetiva é aproximadamente a mesma que t b .

Por exemplo, o trítio tem a meia-vida biológica em 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Por outro lado, os radionuclídeos com meia-vida radioativa muito curta também possuem meia-vida efetiva muito curta. Esses radionuclídeos fornecerão, para todos os fins práticos, a dose total de radiação nos primeiros dias ou semanas após a ingestão.

Para o trítio, a ingestão limite anual (ALI) é de 1 x 10 9 Bq. Se você ingerir 1 x 10 9 Bq de trítio, receberá uma dose de 20 mSv no corpo inteiro. A dose efetiva comprometida , E (t), é, portanto, 20 mSv. Não depende se uma pessoa realiza essa quantidade de atividade em um curto espaço de tempo ou em um longo período de tempo. Em todos os casos, essa pessoa recebe a mesma dose de 20 mSv no corpo todo.

Dose Efetiva Comprometida

Na proteção contra radiação, a dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico à saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. A dose confirmada recebe o símbolo E (t) , onde t é o tempo de integração nos anos seguintes à ingestão. A unidade SI de ) é o sievert (Sv) ou ainda 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.

A dose comprometida permite determinar as consequências biológicas da irradiação causada pelo material radioativo, que está dentro do nosso corpo. Uma dose comprometida de 1 Sv de uma fonte interna representa o mesmo risco efetivo que a mesma quantidade de dose eficaz de 1 Sv aplicada uniformemente ao corpo inteiro a partir de uma fonte externa.

O ICRP define duas quantidades de dose para a dose individual comprometida.

Dose Efetiva Comprometida

De acordo com o ICRP, a dose efetiva comprometida, E (t) é definida como:

“A soma dos produtos do órgão comprometido ou doses equivalentes de tecido e os fatores de ponderação de tecidos apropriados (w T ), onde t é o tempo de integração nos anos após a ingestão. O período de compromisso é de 50 anos para adultos e 70 anos para crianças. ”

Dose Equivalente Comprometida

De acordo com o ICRP, a dose equivalente comprometida, H T (t) é definida como:

“A integral do tempo da taxa de dose equivalente em um tecido ou órgão específico que será recebido por um indivíduo após a ingestão de material radioativo no corpo por uma Pessoa de Referência, onde t é o tempo de integração em anos”.

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

Limite anual de consumo – ALI

Na avaliação de doses efetivas comprometidas para os trabalhadores, a ingestão de material radioativo é controlada pelo Limite Anual de Consumo (ALI) definido pelo ICRP e expresso em unidades de atividade ( becquerels ou curies ).

O ALI foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A ingestão de atividade (Bq) de um radionuclídeo que levaria a uma dose efetiva correspondente ao limite E anual ; w , sob a expectativa de que o trabalhador esteja exposto apenas a esse radionuclídeo”.

O ALI do radionuclídeo j é então:

Limite anual de consumo - ALI

onde e (50) é o coeficiente de dose eficaz comprometido de referência correspondente em (Sv / Bq). Esse coeficiente de dose, e (T), é determinado pela radiotoxicidade de um nuclídeo e é responsável por fatores de radiação e de ponderação tecidual, informações metabólicas e bioquinéticas.

Veja também: ICRP, 1994. Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por trabalhadores. Publicação ICRP 68. Ann. ICRP 24 (4).

Limite anual de consumo - ALI
Limites anuais de ingestão (ALI) para trabalhadores, o que resulta em uma dose de 0,020 Sv.

A Comissão recomendou na publicação 60 que o ALI se baseiasse no limite da dose do limite ; w = 0,020 Sv em um ano, sem tempo médio. Para membros do limite E público ; w = 0,001 Sv é o valor recomendado.

Como exemplo, vamos assumir uma ingestão de trítio radioativo . Para o trítio, a ingestão limite anual (ALI) é de 1 x 10 9 Bq. Se você ingerir 1 x 10 9 Bq de trítio, receberá uma dose de 20 mSv no corpo inteiro. Observe que a meia-vida biológica é de 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Em vez de anos, leva alguns meses até que o trítio seja bem eliminado. A dose efetiva comprometida , E (t), é, portanto, 20 mSv. Não depende se uma pessoa realiza essa quantidade de atividade em um curto espaço de tempo ou em um longo período de tempo. Em todos os casos, essa pessoa recebe a mesma dose de 20 mSv no corpo todo.

Para 131 I, o ICRP calculou que, se você inalar 1 x 10 6 Bq (ALI para 131 I), receberá uma dose tireoidiana de HT = 400 mSv (e uma dose ponderada de 20 mSv no corpo inteiro).

Concentração de Ar Derivado – DAC

As concentrações de materiais radioativos no ar são limitadas pela Concentração de Ar Derivado (DAC), derivada do ALI. O DAC é a concentração de atividade no ar em unidades de Bq / m 3 do radionuclídeo considerado, o que levaria a uma ingestão de um ALI (Bq) assumindo uma taxa de respiração média de gênero de 1,1 m 3 / h e um tempo de trabalho anual de 2000 h (uma entrada de ar anual de 2200 m 3 ).

O DAC foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A concentração de ar derivada é igual ao limite anual de ingestão, ALI, (de um radionuclídeo) dividido pelo volume de ar inalado por uma Pessoa de Referência em um ano de trabalho (ou seja, 2,2 × 10 3 m 3 ). A unidade do DAC é Bq / m 3. ”

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

Portanto, se dividirmos o ALI por 2200 m 3 , obteremos o DAC em Bq / m 3 . Por exemplo, o ALI do iodo-131 é 1 x 10 6 Bq. O DAC correspondente será de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .

O DAC do radionuclídeo j é dado por:

Concentração de Ar Derivado - DAC - definição

Se um trabalhador respirar ar contendo material radioativo a uma concentração de 1 DAC por uma hora, ele será exposto a 1 DAC.hr.

Veja também: Contaminação no ar

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:

Exposição Ocupacional - Externa e Interna.

dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico para a saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. Como o limite de dose operacional de 20 mSv se aplica à soma das exposições interna e externa, se um trabalhador tiver alguma dose externa, o ALI deve ser modificado ou compensado para contabilizar a dose externa. Por exemplo, suponha que o trabalhador tenha 10 mSv de fontes externas de radiação. Apenas mais 10 mSv são permitidos a partir da radiação interna antes que o trabalhador atinja o limite ocupacional do corpo inteiro.

Veja também: Limites de dose

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Este artigo é baseado na tradução automática do artigo original em inglês. Para mais informações, consulte o artigo em inglês. Você pode nos ajudar. Se você deseja corrigir a tradução, envie-a para: [email protected] ou preencha o formulário de tradução on-line. Agradecemos sua ajuda, atualizaremos a tradução o mais rápido possível. Obrigado.