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.
Cinza – Unidade de Dose Absorvida
Uma dose de um cinza é equivalente a uma unidade de energia (joule) depositada em um quilograma de uma substância. Esta unidade foi nomeada em homenagem a Louis Harold Gray , que foi um dos grandes pioneiros em biologia da radiação. Um cinza é uma grande quantidade de dose absorvida. Uma pessoa que absorveu uma dose de 1 Gy no corpo inteiro absorveu um joule de energia em cada kg de tecido corporal.
As doses absorvidas medidas na indústria (exceto medicina nuclear) geralmente têm doses mais baixas que um cinza, e os seguintes múltiplos são frequentemente usados:
1 mGy (miligray) = 1E-3 Gy
1 µGy (micrograma) = 1E-6 Gy
As conversões das unidades SI para outras unidades são as seguintes:
- 1 Gy = 100 rad
- 1 mGy = 100 mrad
O cinza e o rad são unidades físicas. Eles descrevem o efeito físico da radiação incidente (ou seja, a quantidade de energia depositada por kg), mas não nos diz nada sobre as consequências biológicas dessa deposição de energia no tecido vivo.
Exemplos de doses absorvidas em cinzas
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 µGy – Dormindo ao lado de alguém
- 0,09 µGy – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
- 0,1 µGy – Comendo uma banana
- 0,3 µGy – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
- 10 µGy – Dose média diária recebida do fundo natural
- 20 µGy – radiografia de tórax
- 40 µGy – Um voo de avião de 5 horas
- 600 µGy – mamografia
- 1 000 µGy – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
- 3 650 µGy – Dose média anual recebida do fundo natural
- 5 800 µGy – Tomografia computadorizada de tórax
- 10 000 µGy – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
- 20 000 µGy – tomografia computadorizada de corpo inteiro
- 175 000 µGy – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
- 5 000 000 µGy – 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 tons de cinza
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. 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:
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