PROTEÇÃO E HIGIENE DAS RADIAÇÕES II

CURSO TÉCNICO EM RADIOLOGIA MÉDICA-RADIODIAGNÓSTICO2° PERIODO

MONITORAMENTO DA RADIAÇÃO

Todo trabalhador com radiações ionizantes deverá portar, durante o seu período de trabalho, um dosímetro que acumule a dose por ele recebida.

Desta maneira, pode-se, com relativa precisão, avaliar esta dose.Normalmente estes dosímetros pessoais são filmes, pequenas câmeras de ionização ou cristais

termoluminescentes.

Dosímetro pessoal

A dosimetria pessoal tem como finalidade determinar o nível de doses de radiação recebida pelo usuário em decorrência de seu trabalho. A dosimetria pessoal é uma medida de grande responsabilidade, pois alem de permitir ainda uma indicação das condições de funcionamento da aparelhagem utilizada. Dose elevada pode indicar maneira incorreta de trabalho, instalação com problemas de blindagem ou aparelhagem defeituosa. Além disso, a instituição cumpre a legislação do Ministério da Saúde com seus funcionários.

o Dosímetro: dispositivo utilizado para medir doses de radiação. O dosímetro individual serve para medir a dose recebida pela pessoa que o usa.

Tipos de dosímetros

Dosímetro de cristal (TLD): é composto de cristais de fluoreto de cálcio (CaF) ou fluoreto de lítio (LiF) que possuem uma propriedade, chamada de termoluminescência, ou seja, quando esses cristais são aquecidos durante um curto intervalo de tempo à uma certa temperatura, eles emitem luz ultravioleta, cuja a intensidade é proporcional a dose de radiação incidente. Na temperatura ambiente esses cristais acumulam a energia da radiação incidente durante longos períodos meses e a liberam em forma de luz quando lidos no laboratório.

O crachá dosímetro é constituído de uma plaqueta de acrílico com alguns cristais termoluminescentes e utilizado para medir doses de radiações ionizantes, como as geradas por aparelhos de raios X ou fontes radioativas.Dosímetro de filme: o filme fotográfico é geralmente usado como etiqueta presa à roupa de trabalho. Quando uma pessoa é exposta à radiação, os raios são “fotografados” no filme. Pelo grau de escurecimento observado no filme após a revelação, pode estimar-se o grau de radiação a que a pessoa se expôs. Dosímetro tipo caneta: contém uma pequena fibra, regada por uma bateria de forma a indicar a leitura “zero” numa escala especial. Quando a radiação atinge o dosímetro, a ionização resultante descarrega parcialmente a fibra, que se afasta do zero da escala. Colocando-se o dosímetro contra a luz e olhando-se através de uma lente situada em uma de suas extremidades, pode-se ler a escala e, assim, determinar a quantidade de radiação absorvida pela pessoa portadora.Dosímetro padrão: Junto com o grupo de dosímetros de uma instituição segue um dosímetro especial chamado de padrão. Este dosímetro é a referencia “zero”, para todos os dosímetros do grupo. Sua finalidade pode ser resumida da seguinte maneira: os dosímetros são enviados pelo correio, e ao chegar à instituição são encaminhados ao setor correspondente para a sua utilização no período indicado.

Durante todo esse percurso, os dosímetros estão sujeitos não só a exposição à radiação natural, mas também um possível transporte junto a materiais radioativos, que poderiam alterar as doses dando indicações que não são provenientes do trabalho. Portanto, após a leitura do dosímetro de cada usuário, será descontada a leitura do dosímetro.

Enfim, não importa muito qual o tipo de dosímetro monitor usado e sim que se use alguns deles.

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Se não forem usadas todas as normas de proteção radiológica, não terão sentido, pois não saberemos a dose recebida pelo trabalhador.

Recomendações quanto ao uso dos dosímetros: O dosímetro é de uso exclusivo do usuário e não pode ser usado por outra pessoa, nem em outra instituição. Deve ser usado de maneira visível, na região do tronco mais exposta e por cima do avental de chumbo. Cuidar do dosímetro, verificar que nada fique na sua frente como, por exemplo, caneta, carteira, etc. Durante a utilização do avental plumbífero, o dosímetro deve ser colocado sobre o avental, aplicando-se um fator de correção de 1/10 para estimar a dose efetiva. Dosímetros de extremidade devem ser utilizados em casos em que as extremidades possam estar sujeitas a doses altas. Quando o dosímetro não for usado, deixe-o sempre junto com o dosímetro padrão, em local livre de radiação. O dosímetro deve ser usado apenas no local de trabalho e não deve ser levado para casa.

Filosofia da Proteção Radiológica

A radioproteção tem como objetivos: a proteção dos indivíduos, de seus descendentes, da humanidade como um todo e do meio ambiente contra os possíveis danos provocados pelo uso da radiação ionizante.

Princípios Básicos da Radioproteção1. Princípio da Justificação.2. Princípio da Otimização.3. Princípio da Limitação das Doses.4. Prevenção de Acidentes.

1. Princípio da Justificação

Qualquer técnica que faça uso da radiação ionizante tem que ser justificada em relação a outras técnicas de modo a produzir um benefício líquido positivo.

Do ponto de vista médico, esse princípio aplica-se de modo que todo exame radiológico deve ser justificado individualmente, tendo em vista a necessidade da exposição e as características particulares do individuo envolvido. Também fica proibida toda a exposição que não possa ser justificada, incluindo a exposição deliberada de seres humanos às radiações ionizantes com o objetivo único demonstração, treinamento ou outros fins que contrariem o principio da justificativa. Exemplo: uso de tomógrafo computadorizado (emissão de raios-X) (ou de equipamento de ressonância magnética, para obtenção da mesma informação diagnóstica).

2. Princípio da Otimização

As exposições à radiação ionizante devem ser mantidas “tão baixas quanto razoavelmente exeqüível”, levando em consideração fatores econômicos e sociais.

A proteção radiológica é otimizada quanto às exposições empregam a menor dose possível de radiação, sem que isso implique na perda da qualidade da imagem.

Exemplos: a) Utilizar armário embaixo da bancada de manipulação para o armazenamento de rejeitos radioativos.b) Acréscimo indefinido de placas de chumbo em paredes de sala onde se faz uso de equipamentos

emissor de raios-X.c) A colimação minimiza a radiação espalhada, a dose no paciente e otimiza o contraste.

Em contrapartida temos também exemplos do não emprego do princípio da otimização:

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a) Repetição de exames, pela escolha inadequada da técnica a ser utilizada. Esse fato pode ser evitado pelo estabelecimento de uma carta de técnicas radiográficas para as salas de exames em função do tipo de paciente (magro, médio, obeso).

b) Inadequada limpeza de processadoras e a reutilização de componentes químicos de revelação que geram radiografias de baixa qualidade, necessitando assim novo exame e consequentemente maior dose para o paciente.

c) Ausência de um programa de controle de qualidade que avalie o desempenho dos equipamentos de produção de imagens.

d) Equipamentos sem colimadores, sem filtros, com feixe desalinhado, sem grade, etc.

3. Princípio da Limitação das Doses

Os limites de dose, tanto para trabalhadores com radiação como para indivíduos do publico, devem ser respeitados. As doses de radiação não devem ser superiores aos limites estabelecidos pelas normas de Radioproteção de cada país.

Os limites de dose foram estabelecidos para evitar a ocorrência de efeitos determinísticos (abaixo dos limiares) e minimizar as probabilidades de ocorrência de efeitos estocásticos a níveis considerados.

Utiliza-se o valor limite anual de 50 mSv/ano para trabalhadores com radiação ionizante e os limites derivados de 4mSv/mês. Recomenda-se que a media da dose individual não ultrapasse 20mSv nos últimos 5 anos.

4. Prevenção de Acidentes.Tomar medidas necessárias a fim de não causar acidentes.

Fatores determinantes na Radioproteção

Tempoo Exposição é instantânea.o Quanto menor o tempo de exposição, menor a dose recebida.

A redução do tempo de exposição ao mínimo necessário, para a realização de um exame, é a maneira mais pratica de se reduzir à exposição à radiação.Exemplos:

Utilização do rodízio dos técnicos durante procedimentos de radiografia em leitos de UTI.Blindagem

A blindagem deve ser adequada ao tipo de radiação:o Chumbo para radiação gama e raios X.o Acrílico ou lucite para radiação beta.o Materiais hidrogenados para nêutrons.

A eficiência da blindagem depende da energia da radiação incidente.

Blindagem para técnicos e pacientes

A proteção dos técnicos e pacientes, através do uso de acessórios blindados é obrigatória. Os protetores blindados para a tireóide, na forma de colar cervical, e os óculos plumbífero são muito úteis em fluoroscopia.

Os protetores individuais (aventais) podem ser constituídos com lâminas de chumbo ou serem flexíveis, quando confeccionados em borracha enriquecida com chumbo.

A espessura dos aventais plumbífero pode variar de 0,25 a 0,5 mm de chumbo, em função da necessidade de proteção radiológica e seu peso pode variar de 2,5 a 7 kg.

Aventais de 0,5 mm de chumbo são altamente eficientes para baixas energias e permitem passar apenas 0,32% da radiação para uma faixa de 70 Kvp e 3,2% para 100 Kvp.

O protetor de gônadas deve ser utilizado em pacientes em idade reprodutiva.

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Blindagens das salas de raios X

As blindagens para fins de proteção radiológica são calculadas inicialmente para a exposição primária de feixe de radiação, da radiação espalhada e da radiação de fuga.

As blindagens das salas de raios X devem ser contínuas, sem falhas e devem ser aplicadas até uma altura de parede de 2,10 m. Os materiais mais comumentes utilizados são o chumbo e a argamassa britada, que é uma composição de cimento, areia saibrosa, barita (sulfato de bário) e aditivos que evitam rachaduras durante a secagem. Esta argamassa é usada quando a parede a ser revestida é construída em alvenaria com mais de 12 cm de espessura, e é equivalente a 1,9 mm de chumbo, suficiente como barreira de raios X de até 150 Kvp de energia.

Pisos e tetos de concreto podem ser considerados como blindagem, dependendo da espessura da laje, tipo de concreto (vazado ou não), distância da fonte, geometria do feixe e fator de ocupação das áreas acima e abaixo da sala de raios X.

O tipo de blindagem a ser utilizada está em geral relacionada à minimização de custo.

Distância Quanto mais distante da fonte de radiação, menor a intensidade do feixe e consequentemente menor

será a dose recebida de radiação. A intensidade da radiação é proporcional ao inverso do quadrado da distância entre o ponto e a

fonte.Nos procedimentos radiológicos em unidades de terapia intensiva, onde são utilizados equipamentos

portáteis, o operador deve permanecer a uma distância mínima de 2 metros do feixe primário (ou do tubo de raios X). Para manter a distância é requerido um cabo longo para o disparador.

Doses Máximas Permissíveis para Trabalhadores e Indivíduos do Público

A comissão internacional de proteção radiológica estabeleceu doses máximas permissíveis tanto para o trabalhador com radiações ionizantes, como também para o público em geral.

Em janeiro de 1994, a Comissão Reguladora Nuclear (CNR) modificou alguns padrões relacionados às doses permissíveis máximas. O termo correto agora para dose permissível máxima é recomendações de limitação da dose. A recomendação de limitação de dose para trabalhadores sujeitos à exposição ocupacional de 5 rem (50 mSv) da dose efetiva corporal por ano. Estes 5 rem ou 50mSv algumas vezes são denominados como limite de dose efetiva anual para exposição ocupacional de todo o corpo. A dose efetiva para trabalhadores submetidos à exposição ocupacional como tecnólogos/radiologistas, é muito maior do que o limite de dose para a população geral, que é de 0,1 rem, (1 mSv) por ano para exposição continua e freqüente, e de 0,5 rem ( 5 mSv) por ano para exposição anual infrequente.

Limites primários Anuais de Dose EquivalenteParte do corpo Dose Máxima Trabalhador Dose Máxima Indivíduos

do PúblicoTodo corpo 50 mSv (5 rem) 1 mSv (0,1 rem)Órgão ou tecido 500 mSv (50 rem) 1 mSv (0,1 rem)Pele 500 mSv (50 rem) 50 mSv (5 rem)Extremidades; mãos, antebraços, pés, tornozelos

500 mSv (50 rem) 50 mSv (5 rem)

Cristalino 150 mSv(15 rem) 50 mSv(5 rem)

As doses máximas permissíveis não devem ser excedidas em um período de 1 ano; mas a dose em um trimestre do ano poderá ser no máximo a metade do valor permissível para todo o ano.

Para todo o corpo, gônadas e órgãos formadores do sangue, a dose máxima permissível em um trimestre é de 3 rem que a dose nos últimos 12 meses não exceda a 5 rem.

A dose acumulada de ate 3 rem por trimestre, não se aplica a mulheres em idade de procriação. Neste caso, a dose máxima trimestral passa a ser de 1,3 rem.

Se não for conhecida a dose anteriormente acumulada por um trabalhador com radiações ionizantes, admite-se que este trabalhador recebeu a dose máxima permissível.

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Pode acontecer que o profissional se exponha sob controle a doses maiores que os limites máximos, dede que não ultrapasse 2 vezes o máximo anual numa única exposição ou 5 vezes este limite em toda a vida profissional.

Restrições para Trabalhadores em Radiologia

Menores Menores de 18 anos de idade não podem trabalhar com raios X diagnósticos, exceto em

treinamentos. Para estudantes com idades entre 16 e 18 anos, em estagio de treinamento profissional, as exposições devem ser controladas de modo que os seguintes valores não sejam excedidos:a) Dose efetiva anula de 6 mSv;b) Dose equivalente anual de 150mSv para extremidades e 50mSv para o cristalino.É proibida a exposição ocupacional para menores de 16 anos.

Trabalhadoras Grávidas

A gravidez deve se notificada ao titular do serviço tão logo que seja constatada.A tecnóloga/radiologista e outras trabalhadoras submetidas à exposição ocupacional grávidas devem

tomar todas as precauções possíveis para manter a exposição do embrião/ feto menores possível. As condições de trabalho devem ser revistas, para garantir que a dose na superfície do abdômen não exceda 2 mSv durante todo o período restante da gravidez, tornando pouco provável que a dose adicional no embrião ou feto exceda de 1 mSv neste período.

Organização de um serviço de Radioproteção em Estabelecimentos de Radiodiagnósticos

Os serviços de radiodiagnósticos devem implantar uma estrutura organizacional de modo a facilitar o desenvolvimento de uma cultura de segurança radiológica.

A equipe de radioproteção de um estabelecimento de radiodiagnostico é composta dos seguintes profissionais:1) Supervisor de Proteção radiológica (SPR): responde pelas ações relativas ao programa de proteção radiológica de um estabelecimento. Para desempenhar a função de SPR é necessário possuir certificação de especialista em física de radiodiagnóstico. Pode assessorar-se de consultores externos, conforme a necessidade e o porte de serviço.2) Responsável Técnico (RT): responsabiliza-se pelos procedimentos radiológicos a que são submetidos os pacientes, levando em conta os princípios e requisitos de proteção radiológica. Para responder pela função de RT é necessário possuir formação em medicina ou em odontologia, no caso de radiologia odontológica, alem de qualificação para a pratica que avalie também o conhecimento necessário em física de radiodiagnóstico, incluindo proteção radiológica.3) Técnico em raios x diagnósticos: realiza exposições médicas autorizada por um médico do serviço, ou odontólogo. Em se tratando de radiologia odontológica, é necessário possuir formação de técnico em radiologia na área especifica de radiodiagnóstico, além de conhecimento e experiência em técnicas radiográficas em medicina, considerando os princípios e requisitos de proteção radiológica.Obs: Nenhum indivíduo pode administrar, intencionalmente, radiações ionizantes em seres humanos a menos que tal indivíduo seja médico ou odontólogo qualificado para a pratica, ou que seja um técnico, enfermeiro ou outro profissional de saúde treinado e que esteja sob a supervisão de um médico ou odontólogo.

PRINCÍPIOS ALARA Há um princípio de proteção denominado ALARA que vai muito além à proteção do trabalhador do que o nível da Dose Efetiva (DE). Este princípio afirma que a exposição ocupacional deve ser mantida “As Low As Reasonably Achievable” (Tão baixo quanto razoavelmente alcançável). Este é um importante princípio pelo qual todos os tecnólogos/radiologistas, devem esforçar-se e a seguir é fornecido um resumo de quatro formas pelas quais ele pode ser alcançado:

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1) Sempre usar dosímetro ou outro dispositivo de monitoração. Embora o dosímetro não diminua a exposição do usuário, registros preciosos em longo prazo das leituras do dosímetro são importantes para determinar práticas de proteção.2) Se for necessário conter os pacientes, isso deve ser feito por uma outra pessoa que não seja um trabalhador sujeito a exposição ocupacional. Esta pessoa nunca deve ficar na frente do feixe primário ou útil e sempre deve usar aventais e luvas de proteção. Devem se utilizar aparelhos ou faixas de contenção sempre que possível, e apenas como último recurso, deve alguém permanecer na sala para conter pacientes - esta pessoa nunca deve pertencer à equipe de radiologia. 3) Praticar o uso da colimação, filtração do feixe primário, técnicas de Kvp ótimo, écrans e filme de alta velocidade, e mínima repetição de exames. A exposição do tecnólogo/ radiologista é devida basicamente à radiação dispersa do paciente e outras fontes. Portanto, a redução da exposição do paciente resulta também em redução da exposição do tecnólogo/ radiologista.4) Seguir a regra cardinal de três partes de proteção radiológica, o princípio do tempo, distância e proteção. O tecnólogo/radiologista deve minimizar seu tempo em um campo de exposição, ficar o mais distante possível da fonte e utilizar proteção de chumbo quando estiver no campo de exposição.

Proteção do PacienteTodo profissional tecnólogo/radiologista está sujeito a um código de ética que inclui

responsabilidade pelo controle e limitação da exposição à radiação dos pacientes sob seus cuidados. Esta é uma responsabilidade séria, e cada uma das oito formas específicas, apresentadas a seguir, para reduzir a exposição do paciente conforme descrito adiante. Estas são:1) Repetição mínima de radiografias;2) Filtração correta;3) Colimação precisa;4) Proteção de área específica (proteção das gônadas e mamas femininas);5) Proteção para as gestações;6) Uso de fatores de exposição ótimos e combinações écran-filme de alta velocidade.

Recomendações Gerais para Proteção Radiológica durante os Exames

Durante a jornada de trabalho, utilizar o dosímetro. Manter as portas fechadas durante os exames. Sempre que possível utilizar proteção para o paciente. Evitar pessoas desnecessárias nas salas de exames. Só pode ser admitido, se necessário, um acompanhante para segurar o paciente. Certifica-se da indicação de raios X em funcionamento, por fora da porta de entrada da sala, para que nenhum indivíduo entre de forma inadvertida durante a realização do exame. Em caso de dúvida, suspeita ou gravidez confirmada comunique o responsável na instituição. O operador deve:Aumentar a distância entre o técnico e fonte;Minimizar o tempo de exposição;Utilizar o avental e permanecer atrás do biombo durante os exames. Qualquer alteração na imagem avisar a manutenção, pois:Se aumentar a corrente, aumenta a exposição e diminui a vida útil do tubo.Se aumentar a voltagem, diminui o efeito da blindagem e a vida útil do tubo. Utilizar sempre as técnicas recomendadas para cada tipo de exame, evitando a necessidade de repetição de exame por uso de técnica inadequada. Ao término da jornada de trabalho os dosímetros devem ser guardados em local apropriado e afastado das fontes de radiação.

Normas Básicas em Proteção Radiológica

No Brasil, ate 1972, os regulamentos e a orientação sobre o suo e aplicação de material radioativo, sob o ponto de vista médico, industrial, técnico e científico, vinham sendo feitos com base em leis

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internacionais, notadamente nas estabelecidas pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) e pelo Comitê Internacional de Proteção contra as Radiações (ICPR).

Embora a legislação brasileira específica sobre o assunto seja recente, já estão mencionadas, na Consolidação das leis do trabalho (Decreto-lei 5.452/43, capítulo V - Segurança e Higiene do Trabalho, seção XVIII-Radiações Ionizantes, artigo 208), as primeiras providencias de cunho nacional para especialistas que operam com radionuclídeos. Foi atribuído mais tarde a CNEN, através da lei 4.118/62, de 27 agosto de 1962, artigo 4, o estabelecimento de normas de segurança para o homem e para o ambiente e a responsabilidade de elaborar a regulamentação para o uso das radiações provenientes dos materiais nucleares.

A comissão, através da Resolução CNEN-6/73, publicada no Diário Oficial de 19 de Setembro de 1973, definiu as normas Básicas de proteção radiológica.

A Resolução CNEN6/73 refere-se a elementos ionizantes, naturais ou não, a abrangem em seu texto os mais variados aspectos do suo e dos procedimentos com material nuclear.

Atribui, exclusivamente á CNEN:a) O estabelecimento e a orientação de normas de produção comércio, processamento, armazenamento, manipulação, transporte, fiscalização, controle de contaminação, verificação de efeitos de doses, eliminação de rejeitos dos subprodutos nucleares e de radioisótopos;b) A concessão de licença para compra, empréstimo arredamento desses mesmos materiais;c) A competência única de elaborar licenciamentos, registros, notificações e isenções para qualquer dos requisitos expostos acima;d) A autoridade e a execução, no que concerne aos assuntos descritos, para intervir em situações onde não tenha havido o cumprimento das citadas normas; nesses casos, pode a seu critério, interromper, provisória ou definitivamente, a operação em custo;e) Autorizar entidades a executar atividades de assessoramento ou de promoção de operações relativas à segurança e á proteção radiológicas.

A Resolução CNEN-6/73 determina, ainda, que se proceda ao cumprimento dos princípios operativos fundamentais que são:a) Encaminhar à sua sede de notificações registros, assentamentos e licenciamentos, acompanhados de todas as informações necessárias para a avaliação do perigo para a saúde. Esses itens dependem de uma série de considerações, e podem ser dispensados alguns de seus aspectos para pessoas que não estejam incluídas nas categorias de usuários médicos, radiofarmacêuticos ou produtores fertilizantes;b) Não adicionar substâncias radioativas na fabricação de alimentos, cosméticos, produtos de uso doméstico e brinquedos;c) Usar equipamentos de monitoração e dosimetria com atestados anuais de verificação e aferição, fornecidos pela CNEN ou órgão por ela autorizado;d) Preencher uma série de formulários próprios da CNEN para pedidos de licença, registro de licença geral, específica e especial bem como requerimentos de renovação, alteração, e cassação de licenças.

É atribuição da CNEN:a) Controlar os cuidados por parte dos usuários em manter os limites do nível de radiação, assim como as precauções que tornam durante o armazenamento dos radioinuclídeos e inventários trimestrais; observar que os usuários mantenham um livro de ocorrências referente aos nuclídeos sob sua guarda.b) Manter registros individuais, controles médicos, para verificar a saúde ou prevenir danos às pessoas que trabalham com radioisótopos; fazer delimitações para áreas físicas, estabelecendo áreas controladas e com sinalização visível, ou por meio de inscrições como:

Cuidado! Área radioativa!Cuidado! Área controlada, Radioatividade!

c) Manter equipamento e pessoal especializado para auxiliar ou intervir em casos de acidentes.A norma NE-3.01 da CNEN baixa as diretrizes básicas de Radioproteção para trabalhadores com

fontes radioativas.A Portaria 453 de 01 de Junho de 1998 da Vigilância Sanitária dispõe sobre o regulamento técnico

que estabelece diretrizes básicas de proteção radiológica em radiodiagnostico médico e odontológico e sobre o uso de raios X em todo território nacional.

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Atividades Complementares

1- Mediante as notas de aula em sala e aos debates realizados sobre a Portaria 453 MS/SVS, explique de forma sucinta em que consiste as “Diretrizes de Proteção Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico”, listando todos os motivos.

2- Quais os princípios básicos de proteção radiológica? Explique cada um.

3- Nenhum indivíduo pode administrar intencionalmente radiações ionizantes em seres humanos ao menos que:a) Possua permissão fornecida pela Vigilância Sanitária (VISA);b) Possua certificação de qualificação que inclua os aspectos de proteção radiológica, exceto para indivíduos que estejam realizando treinamento autorizado;c) Documentação fornecida pelo fabricante relativa às características técnicas, especificações de desempenho, instruções de operação, de manutenção e de proteção radiológica. d) Seja um profissional da área de saúde.

4- Os ambientes de serviço devem ser delimitados e classificados, segundo as atividades desenvolvidas em cada ambiente, em:a) Áreas livres e áreas controladas,b) Salas de raios-X e salas de controle;c) Áreas internas e áreas externas;d) Áreas de controle, salas de raios-X e salas para paciente e público em geral.

5- Nos assentamentos dos procedimentos radiológicos devem constar:a) O nome do responsável técnico (RT);b) Peso e técnica radiológica;c) O nome do Supervisor de Proteção Radiológica (SPR);d) Um dos membros da equipe da clínica.

6- Por que todos os equipamentos de radiodiagnóstico ou de terapia devem ser registrados no ministério da saúde?

7- Qual a finalidade do Licenciamento das unidades de radiodiagnóstico? O que a Portaria 453 regulamenta?

8- Um dos objetivos da Portaria 453 é:a) Regulamentar o uso de fontes radioativas na Radioterapia;b) Dar autorização para a criação de escolas de Técnicos em Radiografia;c) Fiscalizar o uso da Radiografia Industrial;d) Baixar diretrizes para a proteção da população dos possíveis efeitos indevidos inerentes a utilização de raios-X diagnósticos.

9- As salas onde se realizam os procedimentos radiológicos, e a sala de comando, devem ser classificadas como áreas controladas e:a) Ser dotada de maior conforto para os técnicos;b) Ter duas portas de acesso para facilitar a circulação através dela;c) Possuir barreiras físicas com blindagem suficiente para garantir a manutenção de níveis de dose tão

baixos quanto exeqüíveis, não ultrapassando os níveis de restrição de dose estabelecidos pela Portaria 453.

10- Quais os limites anuais permitidos pelos trabalhadores e o publico em geral quanto a doses equivalente efetiva e dose de entrada de pele?

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11- Em que consiste o Levantamento Radiométrico? Quais os parâmetros de operação e o período de análise?

12- No Levantamento Radiométrico, quais são os fatores de operação utilizados? Por quê?

13- Um rapaz foi a uma Clínica de Raios-X de sua cidade, para fazer uma radiografia do tórax, a pedido de seu medico. O funcionário realizou o exame sem utilizar os procedimentos de proteção radiológica mínima exigida. De acordo com a Portaria 453 e seus conhecimentos faça uma analise da situação listando como seria tal procedimento seguindo as normas de proteção profissional.

14- O que um dosímetro? Quais são as recomendações de seu uso para os profissionais?

15- Qual o procedimento em caso de uma das trabalhadoras da equipe de raios-X estarem grávidas?

16- Os testes de controle de qualidade têm qual finalidade e qual freqüência?

17- Quanto aos acompanhes de pacientes, em que condições eles podem ser ter acesso a sala de raios-X? Cite os parâmetros da Portaria 453.

18- Quais são os itens de condições de ambientes controlados? Explique.

19- Quais são os equipamentos de proteção individual? O que os caracteriza?

20- A camada semi-redutora tem um papel importante no levantamento radiométrico. Explique o que é uma camada semi-redutora e quais são os critérios utilizados no controle de qualidade dos exames.

21- Enuncie o princípio ALARA.

EQUIPAMENTOS DE RADIOGRAFIA – FLUOROSCOPIA (R/F)Unidade de Fluoroscopia convencional/ Não-digital (com intensificador de imagem, televisor e câmera para imagem em spot).

A combinação de uma unidade de radiografia – fluoroscopia convencional não-digital é mostrada na fig. 14.43. A válvula produtora de raios X está localizada sobre a mesa. Essa sala de procedimentos gerais está equipada com uma variedade de equipamentos eletrônicos. Estes incluem um intensificador de imagens, equipamento para a produção de imagem em spot com câmera que se movimenta verticalmente e televisor. A imagem ampliada eletronicamente pode ser visualizada através de um monitor de televisão.O compartimento porta filmes

A unidade Fluoroscopia convencional não-digital é equipada com um compartimento porta-filme de modo a permitir o registro de imagens sempre que necessário. Chassis de vários tamanhos podem ser selecionados para permitir uma exposição convencional. Quando a fluoroscopia esta sendo realizada, o porta-filme fica protegido pelo chumbo em determinada posição dentro do equipamento, estando pronto para uso quando o radiologista deseja registrar em filme uma imagem fluoroscópica específica.A televisão fluoroscópica

O monitor de televisão é mostrado, com a câmera localizada na torre da unidade fluoroscópica, em combinação com o intensificador de imagem. Como esses sistemas de imagem são um circuito fechado, os monitores também podem ser colocados na parte externa, para visualização simultânea durante i procedimento.Imagens fotográficas

Alguns sistemas fluoroscópicos não-digitais utilizam, também, uma câmera fotográfica, registrando imagens num filme de 105 mm. Essas imagens são registradas pela câmera acoplada à saída de imagem do intensificador de imagem, enquanto os filmes convencionais de 18 x 24 cm (8 x 10 polegadas), ou similares, são imagens diretas tomadas antes da passagem pelo intensificador de imagem (fig. 14.43). Os filmes convencionais não usam, portanto, o intensificador de imagens, e a imagem acaba perdendo o brilho próprio das imagens obtidas pela câmera.Cinefluoroscopia

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As câmeras de cinefluoroscopia são similares a câmera de cinema. Elas fornecem imagens que capturam processos ou funções fisiológicas dinâmicas. Essa técnica é ideal para o registro de imagens durante a cateterização cardíaca, por exemplo. Em geral, usam-se filmes de 16 x 35 mm, porem atualmente já se dispõe de equipamentos digitais que dispensam a utilização de filmes.

Intensificador de imagem

No início dos anos 1950, a invenção do intensificador de imagem revolucionou a fluoroscopia. O intensificador de imagem utiliza a radiação que atravessa o paciente e torna a imagem 1.000 a 6.000 vezes mais brilhante, comparada com a imagem das máquinas mais antigas, através de processos eletrônicos. A imagem produzida pelo intensificador tem brilho suficiente para ser vista em visão direta na luz do dia. As luzes das salas de exame são suaves, e o exame fluoroscópico é realizado num ambiente confortavelmente iluminado.

O intensificador de imagem fica localizado na torre de fluoroscopia, acima da mesa de exames, enquanto a válvula produtora de raios X fica localizada embaixo da mesa de exames (fig. 14.43 e 14.44).Uma placa protetora de chumbo é mostrada em posição na fig. 14.44, funcionando como um escudo protetor para o operador.

Proteção Profissional durante a FluoroscopiaPadrões de Exposição e Proteção Profissional

Durante a fluoroscopia de rotina do trato gastrointestinal (GI), a equipe é exposta à radiação espalhada pelo paciente e por outros objetos que estão sendo irradiados. A exposição à radiação dispersa cai drasticamente quando o profissional se afasta do paciente e da mesa. Isso pode ser demonstrado na fig. 1.163, que mostra a dispersão estimada dos campos expostos de radiação diretamente ao lado da torre intensificadora sem que a mesma esteja protegida.

A torre intensificadora, os aventais de chumbo da torre, a proteção da fenda de Bucky, a mesa de raios-X, o suporte para os pés do paciente (se houver) e mesmo o radiologista fornecem ao técnico/radiologista alguma forma de proteção.

A importante proteção da fenda Bucky fecha em 5 e 7,5 com do espaço abaixo do tampo da mesa quando o Bucky está em toda extensão e vai até o fim da mesa. Perceba que a área “F” atrás do radiologista e longe do paciente e da mesa (Fig.1.164) tem a menor taxa de exposição, de menos de 25 mR por hora.

Quando a torre intensificadora está abaixada o mais próximo possível do paciente, muito da dispersão para os olhos do técnico e a região do pescoço é eliminada. As dimensões lateral e vertical do campo de exposição movem-se com dificuldade conforme a distancia entre o paciente e a torre intensificadora é reduzida.

Práticas de Proteção ao Profissional

Mesmo com as corretas práticas de proteção e a torre intensidade bem próxima do paciente, alguma quantidade de radiação dispersa ocorre durante a rotina fluoroscópica.

A dispersão é maior na região imediatamente próxima ao paciente em cada lado do radiologista, que tem a torre chumbada de proteção entre ele e o paciente. Por esse motivo, o técnico e/ou radiologista e outros funcionários na sala podem reduzir a sua exposição apenas não ficando próximo à mesa ou mesmo próximo ao radiologista, mas ficando o mais distante possível dos campos de dispersão da radiação.

Todos os que estiverem envolvidos em um procedimento fluoroscópico devem usar aventais de chumbo como medida de proteção. Um avental de chumbo equivalente a 0,5 mm, reduzirá muito a radiação dispersa em quase todo o corpo cerca de 10 vezes ou mais. Isso é geralmente suficiente para reduzir os ricos a um nível razoável, bem baixo dos limites máximos permitidos. As doses comuns com o uso do avental são menores que 10 mm ao mês (imensurável pelos dosímetros) em departamentos que o usam pouco (não exclusivamente fluoroscopia) e quase nunca acima de 20 mm GI. Nesses níveis, não é necessário transferir uma técnica que esteja grávida para manter a exposição do feto à fluoroscopia abaixo dos níveis máximos permitidos. A transferência, entretanto, deve ser considerada em uma base individual tendo em vista os princípios ALARA.

A equipe deve ser cautelosa se forem usar os aventais ditos “leve” ou aqueles que têm grandes decotes no braço e ao redor do pescoço. Isso permite maior exposição aos órgãos dose-sensível, como a tireóide, os pulmões e mesmo as mamas em certos ângulos.

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Muitos aventais antigos não possuem proteção especial para a tireóide. Eles podem ter uma proteção à parte em forma de colarinho, que pode ser usada com o avental decotado, ou podem ser de novo tipo, que inclui uma extensão para o pescoço com o objetivo de proteger a tireóide.

Usar os escudos de tireóide quando disponíveis está de acordo com o princípio ALARA, mas toda a redução na dose efetiva e o risco com o uso dos escudos tireoidianos são muito pequenos. Além disso, não é necessário o uso de proteção de chumbo adicional usando luvas e óculos de chumbo especiais pelos técnicos durante os procedimentos de rotina na fluoroscopia do trato GI se as recomendações forem seguidas. Limites de Taxas de Exposição à Fluoroscopia Devido ao potencial de altas doses de exposição do técnico e do paciente durante a fluoroscopia, os padrões federais americanos estabelecem limites de freqüência de exposição das unidades intensivas de fluoroscopia a 10R/min. Com os equipamentos mais modernos, entretanto, a média da freqüência da fluoroscopia está entre 3 ou 4R/min.

Proteção Profissional Durante a Fluoroscopia

Padrões de Exposição Os padrões de exposição e as doses relacionadas aos procedimentos fluoroscópico estão indicando onde o técnico, ou o radiologista, deve ou não ficar dentro da sala. A Fig. 14.45 demonstra esses padrões de exposição, que chamam a atenção do técnico assistente para que não fique próximo à mesa em nenhum dos lados do radiologista, mas que fique atrás do campo de maior radiação a maior parte do tempo possível durante o procedimento fluoroscópico.

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Escudo Protetor de Chumbo - Um escudo (placa) protetor de chumbo flexível, preso à frente do equipamento fluoroscópico, é muito importante e deve ser inspecionado regularmente, para garantir que não esteja danificando ou mal posicionado.

O Protetor da Abertura Bucky O técnico deverá garantir que o Bucky esteja na extremidade distal da mesa, que então prepara o protetor da abertura Bucky para cobrir o espaço de cerca de 2 polegadas (5 cm) embaixo das laterais da mesa (Fig. 14.46). Essa proteção reduz bastante a dispersão da radiação da válvula de raios X localizada sob a mesa. A radiação poderá escapar através da abertura Bucky se o protetor de abertura não estiver acoplado ao sistema em funcionamento.Esse requisito da abertura Bucky na extremidade da mesa durante a fluoroscopia é importante não somente para proteção do profissional, mas também necessário para manter o mecanismo Bucky na direção do tubo de fluoroscopia que se situa sob a mesa.

Avental de Chumbo Aventais de proteção como o equivalente a 0,5 mm de chumbo devem sempre ser usado durante a fluoroscopia. Alguns radiologistas também usam lentes que equivalem ao chumbo e escudos tireoidianos de chumbo.Antes que o técnico ou radiologista dirija a mão para o feixe fluoroscópico, uma luva de chumbo deve sempre ser calçada e o feixe deve ser sempre atenuado pelo corpo do paciente em exame. O uso de um compressor é a melhor alternativa para colocar as mãos, mesmo que com luvas, diretamente sobre o feixe primário do fluoroscópio quando se necessita comprimir partes abdominais do paciente durante o exame.

Fluoroscopia Digital (FD)Com o uso crescente de computadores e de imagem digital, a utilização da fluoroscopia digital está se

tornando mais comum. Uma unidade de fluoroscopia digital com braço C é mostrada na Fig. 14.48. Nessa posição, a válvula de raios X se encontra na porção interior do braço C, e o intensificador de imagem esta na porção superior. Esse tipo de unidade digital é bastante flexível e pode girar em torno do paciente em qualquer posição para vários tipos de procedimentos especiais, incluindo estudos angiográficos evasivos.

Radiografia-fluoroscopia Digital (R/F) Um sistema de R/F é mostrado na Fig. 14.49. Esse tipo de combinação radiografia-fluoroscopia é usado comumente para procedimentos do TGI. O sistema incorpora as vantagens da fluoroscopia digital com os raios X de mesa convencional, tendo a válvula sob a mesa. O sistema também inclui uma válvula adicional que pode ser acoplada sobre o paciente, como na radiografia convencional.

A fluoroscopia digital é similar ao sistema de fluoroscopia por televisão descrita anteriormente, com a adição do conversor digital e de um computador para manipulação e/ou armazenamento da imagem. Um conversor analógico-digital é incorporado na torre de fluoroscopia captando a imagem que sai do intensificador. Daí a informação da imagem é transmitida ao computador para a manipulação e/ ou armazenamento. O disco rígido do computador armazena as imagens produzidas durante o estudo. Devido ao limitado espaço em disco, as imagens são mantidas gravadas por um período de tempo limitado antes de serem transferidas para um disco magnético ou óptico para armazenamento a longo prazo.

Uma estação de trabalho de computador fornece um teclado e também um mouse, ou outro dispositivo, para manipulação da imagem. As imagens podem ser exibidas em monitores de alta resolução na sala de exame, bem como em monitores em outros locais do centro radiográfico.

O uso da fluoroscopia digital permite os estudos de do TGI permaneçam em formato digital e possam ser mandados para vários lugares dentro do hospital ou fora dele. A técnica levou ao uso crescente dos PACS-Patient Archiving and Communications Systems (Sistema de Arquivamento e Comunicação de Dados do Paciente), que é uma rede de imagens digitais em que é possível armazenar, recuperar, manipular e imprimir exames específicos em vários lugares.

VANTAGENS DA FLUOROSCOPIA DIGITAL SOBRE A FLUOROSCOPIA CONVENCIONAL

Não necessita de Porta-filmesAs imagens radiológicas podem ser registradas durante a fluoroscopia similarmente aos spot filmes, sem

precisar de porta-filmes. As imagens são capturadas sob na forma digital e exibidas em monitores de alta resolução, ou para armazenamento e manipulação, conforme a necessidade, sendo transformado em filme se

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desejado. Desse modo, essas imagens digitais também substituem os filmes convencionais e captura de imagens nos portas-filme nos portas-filme antes da passagem pelo intensificador. As imagens digitais também substituem as imagens em spot e os filmes dinâmicos obtidos durante um estudo de TGI. Isso economiza tempo e dose de radiação ao paciente.

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Exercícios Complementares-2° Período

1- Qual é a diferença entre um Sistema de Fluoroscopia Convencional e um Sistema de Fluoroscopia Digital? O que compõe cada um?

2- Como são as imagens em um Sistema Fluroscópico? Explique.

3- Escreva com suas palavras o que é um intensificador de imagens, listando sua importância em exames e cirurgias.

4- Quanto à exposição nos exames fluroscópicos quais os procedimentos dos profissionais quanto a sua proteção e dos pacientes?

5- De acordo com sua resposta no exercício anterior, analise as práticas de proteção com o Princípio ALARA.

6- Quais são os limites de taxas de exposição na Fluoroscopia? Qual a diretriz da Portaria 453 associa-se aos limites de exposição?Explique.

7- Como é uma Unidade Fluorosópica Digital?

8- Liste e comente precauções quanto ao transporte de uma Unidade Fluorosópica.

9- O gerador de raios X produz radiação por ionização quando energizado. O que se pode fazer para evitar uma exposição que cause risco. Por quê?

ACIDENTES RADIOLÓGICOS

Acidente de n°1Local: URSS, Ucrânia-Prypiat, Chernobyl.Data: 25/04/1986N° de mortos: 34(31 em conseqüência da exposição excessiva de radiação, por terem participação diretamente no combate ao incêndio, 2 pela explosão do reator e 1 de infarto do miocárdio)Nº. de expostos a níveis acima do permitido: 237 trabalhadores hospitalados, 134 diagnosticados como casos de síndrome aguda de radiação. Milhares sofrendo ate hoje os efeitos da exposição à radiação em conseqüência do acidentes.

No dia 25 de abril, a unidade 4, da central nuclear Vladimir Itich Lênin, seria desligada para uma manutenção de rotina. Porém a direção de usina efetuou uma pequena mudança no cronograma de trabalhos da parada original. A direção queria testar o sistema de segurança de refrigeração do núcleo do reator, no caso da falta de energia, tanto interna, isto é, energia elétrica externa, e modo a que os tubogeradores atuassem mesmo com reator desligado, por inércia, suprindo energia elétrica para as bombas de circulação de água e responsáveis pela troca térmica do núcleo do reator, até a entrada em serviço dos geradores de energia a diesel.

O teste iniciou-se à 01h00, com reator produzindo 3.200 MW térmicos, e iniciando a redução da potencia, atingindo a metade da carga às 03h47min. As bombas do sistema de circulação da água (4 em operação e 2 auxiliares) foram transferidas para o sistema de alimentação dos turbogeradores. Às 14h00, o sistema de resfriamento de emergência do reator foi desligado para evitar que este atuasse, pois desativaria automaticamente o reator, fazendo com que o teste não se realizasse.

Concomitantemente com o teste da usina, ocorreu um aumento na demanda do consumo de energia elétrica na região e com isto, suspendeu-se a redução da potencia gerada pela usina, deixando-se o sistema de resfriamento de emergência desligado. Às 23h10min, com a redução da demanda na região, foi continuada a redução da potencia gerada pela usina.

A troca de turno ocorreu às 00h00, tendo o pessoal do turno recebido a orientação para seguir com experiência, tanto que 5 min após a passagem de serviço para o turno da noite, a potência estava em 720 MW e continuava caindo.

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Quando às 00h28min a potência atingiu 500 MW e então, o controle automático para o manual. O operador vendo-se numa situação nova demorou a reagir corretamente, levando o sistema ao desbalanceamento, de tal modo que a potencia atingiu um nível muito baixo (30MW) rapidamente, valor este tão baixo que inviabilizava a experiência. Durante o período de baixa potência, ocorreu a geração do gás nobre xenônio, envenenando o reator, por este gás absorvedor de nêutrons e consequentemente, reduz a potencia de energia gerada pelo reator. Normalmente em situações como esta duas decisões podem ser adotadas:

1. Esperar 24h a dissipação do gás;2. Elevar a potência do gerador rapidamente do gerador rapidamente, sendo esta foi a decisão tomada,

em virtude da ânsia de realizar o teste.Em quatro minutos foi feita análise e tomada a decisão, iniciando-se a retirada das barras para que a

potência do reator aumentasse. O normal seria que fossem retiradas, no máximo 180 barras, das existentes, porem foram deixadas somente 6 barras de absorção. Isto fez com que o funcionamento do reator tornasse-se instável, com alto risco de aumentos de potência da energia sem qualquer controle, uma situação de risco.

Com este quadro de perigo a direção da usina autorizou que se desligasse o sistema de refrigeração do reator, os sistemas de reserva e inclusive o sistema de gerador diesel, deixando o sistema sem qualquer fonte de energia, numa situação de alto risco, de tal modo que eles não poderiam inserir as barras de controle caso houvesse necessidade de redução da potência do gerador, pois as barras são introduzidas por sistema elétrico-mecânico. Simultaneamente aumentaram o número de bombas de circulação de água de refrigeração do reator e diminuíram o volume de água no separador de vapor, a tal ponto que inclusive desligou-se o set point de nível baixo. Continuaram aumentando a potencia do reator, e consequentemente sua temperatura, levando as barras alem da posição limite de segurança, tendo-se como resultado aumento de pressão no separador de vapor.

Neste ponto o operador com o intuito de estabilizar o estabilizador de vapor, reduzindo a água de circulação de refrigeração do reator, levando ao um aumento de temperatura no reator. Como o resultado dessa ação, iniciou-se a formação de vapor no núcleo. A pressão interna aumentou ate um limite que começou a atingir o limite de resistência mecânica dos materiais.

Neste momento o operador ouviu os avisos sonoros de alarme de nível baixo de água e de pressão excessiva no reator, porem ao invés de atuar para corrigir a irregularidade apontada tomou-se a decisão de silenciar o sistema de alarme.

A potencia do reator caiu a um nível baixo que exigia seu desligamento imediato, porem mesmo com todos estes indicadores da alta situação de risco existente, a direção determinou que a experiência fosse continuada.

Neste momento à 01h23min a experiência propriamente dita inicia-se. O turbogerador é desligado, com isto as bombas de resfriamento pararam de receber energia e continuaram girando somente por inércia, reduzindo-se drasticamente a troca térmica do reator. A água que estava no reator com a função de absorver os nêutrons, deste modo reduzindo a sua potencia e consequentemente sua temperatura começou a entrar no estado de ebulição, perdendo sua função e deixando com que a potencia do reator aumenta-se e consequentemente sua temperatura. A geração de vapor começa aumentar fora de controle, aumentando a pressão no seu interior.

Neste momento a equipe que gerenciava o teste deu a ordem para desarmar o reator, por meio da inserção das barras de controle. Ao premirem o botão de emergência, de modo a todas as barras de controle ser inseridas, o efeito que ocorreu foi o contrario do desejado. Ao entrarem as barras, a água que estava no interior foi deslocada, aumentando ainda mais a potencia do reator, aumento a geração de nêutrons livres e também a reação de fissão nuclear a potencia alcançou um valor superior 100 vezes o de projeto. A situação estava completamente fora de controle e 1 minuto após o inicio da experiência, ocorre a primeira de uma serie de explosões. A tampa de cimento pesando aproximadamente 2000 ton é elevada a 15 metros de altura e seus destroços dão deslocados num raio de 2,2 km.

O prédio onde estava localizado o reator é somente escombros. O combustível nuclear no momento do acidente estava a uma temperatura media de 1500°C. Parte da tampa quando da queda, ficou vedando somente parte da parte superior do reator, deixando deste modo uma abertura por onde entrou ar, e consequentemente oxigênio, para alimentar o incêndio iniciado instantaneamente iniciou-se uma reação de combustão entre o oxigênio do ar e o bloco do material moderador, que era feito de grafite (carbono). Por sua reação de combustão pobre em oxigênio gerou-se monóxido de carbono (CO), gás inflamável, que começou a queimar em todo o reator.

Alta temperatura fez com que se iniciassem vários focos de incêndio na usina nuclear. A temperatura excessiva fez com que toda a água existente fosse transformada para o estado de vapor superaquecido que se espalhou por todo edifico do reator e áreas adjacentes. O encapsulamento dos elementos combustíveis e dos

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tubos de vapor que são feitos com uma liga de zircaloy, que é uma liga metálica com a seguinte composição química em peso, 98% de Zircônio, 1,2 a 1,7% de Estanho, 0,18 a 0,38% de Ferro, Cromo e Níquel, reagiu nesta temperatura elevada com o carbono da grafite e com isto formou-se uma mistura explosiva.

A temperatura seguiu elevando-se em razão da queima da grafite e também em virtude do processo de desintegração do material radioativo, sem qualquer controle. O incêndio foi debelado no dia 30 de abril as 17h00.

Foram 136h de catástrofe com material radioativo, em um nível nunca antes presenciado. Ocorreu a liberação de vapores para a atmosfera de 3 milhões TBq, com a quantidade considerável de materiais radioativos com meia vida longa (46000 TBq), com os materiais plutônicos ( 6000 a 24000 anos), Césio (30 anos) e Estrôncio (29,2 anos).

A União da Repúblicas Socialistas Soviéticas (URSS), não fez qualquer tipo de aviso sobre este grave acidente.

A Central Nuclear de Forsmark, na Suécia, 56 horas após a ocorrência do acidente, apresentou nos seus monitores níveis de radiação acima dos normais de iodo e cobalto, fazendo inclusive com que a direção da Central desencadeasse o plano de evacuação dos seus empregados, por acharem que o vazamento do material radioativo era proveniente daquela unidade. Após uma analise acurada dos especialistas, verificou-se que o aumento da radiação não provinha da unidade e sim do ar.

Em contato com as Agências Nucleares da Finlândia, Dinamarca e Noruega, confirmou-se o aumento dos níveis de radiação no ar. Tudo indicava que havia ocorrido um acidente na URSS. O governo sueco interpelou formalmente a Embaixada russa em Estocolmo, porém a resposta foi incisiva: não havia ocorrido qualquer acidente com material radioativo em território soviético.

Após dois dias de negação sobre o fato, no dia 28 de abril às 09h00, a televisão estatal da Republica da Ucrânia declarou, de modo bem curto, o acidente.

Nenhum alerta foi passado a população civil, tanto que no dia 1º de maio, as comemorações nas cidades de Kiev e Minsk, foram realizadas normalmente.

Internamente, no entanto, foram tomadas algumas ações, somente de caráter local. Todos os 50.000 habitantes da cidade de Pripyat foram evacuados após 36 horas da ocorrência do acidente, sem poderem levar qualquer objeto, pois estes, tanto quanto as pessoas, já estavam contaminadas, em virtude da precipitação da nuvem com material radioativo. Ao final foi criada uma área de exclusão com raio de 30 km, com centro em Chernobyl, sendo todas as pessoas que moravam nesta área evacuadas.

O trabalho de atuação na emergência foi feito sem o cuidado adequado com a segurança dos envolvidos. O pessoal operacional foi recrutado à força, entre o exercito. Os jovens recrutas foram enviados sem o mínimo treinamento e equipamentos de proteção. Mais de 500.000 pessoas envolveram-se neste serviço e 10.000 morreram devido às altas doses de radiação recebidas durante os serviços. A partir de 27 de abril helicópteros começaram a despejar areia, dolomita, boro, argila e chumbo, num total de mais de 5.000 ton, de modo a cobrir a tampa do reator e impedir a saída de vapores radioativos. O outro risco que era proveniente da chamada “Síndrome da China”, isto é, o núcleo do reator penetrar no solo em virtude das altas temperaturas, para eliminar esta situação bombeou-se nitrogênio liquido (aproximadamente -200°C), na parte inferior do reator de modo a reduzir-se a temperatura e eliminar-se este risco.Todos os helicópteros utilizados na descarga do material, bem como os veículos envolvidos na operação, ficaram na área de exclusão, em virtude da contaminação radioativa. Todos os pilotos dos helicópteros morreram em razão das altas doses de radiação recebidas.

Passados dez anos da ocorrência do acidente de Chernobyl, na zona de exclusão, a atividade radioativa estava em torno de 8.1017 Bq. O ciclo das águas (chuvas, inundações, derretimento da neve) tem feito com que a radiação se espalhe por outras áreas adjacentes, aumentando o risco, pois as águas do Rio Pripyat e da bacia do Rio Dniper ficarão contaminadas, privando de consumo de água mais de 10 milhões de pessoas. A proteção do reator demorou sete meses para ser concluída, porém a falta de verbas fez com que não fosse a mais adequada, correndo o risco de colapsar, expondo ao céu aberto o material radioativo.

Em 30 de julho de 1987 foi concluído o julgamento sobre os responsáveis pelo acidente de Chernobyl. Dos seis acusados três foram considerados culpados, foram eles o Chefe da Usina (Viktor P. Bryukhanov), o Engenheiro Chefe (Nikolai M. Fomin) e o Adjunto do Engenheiro Chefes (Anatoly S. Dyatlou), sentenciados a dez anos de trabalho forçados.

Porém as seqüelas destes que foi o pior acidente nuclear ocorrido, e até mesmo imaginado, ficará na lembrança de várias pessoas, inclusive crianças que adquiriram doenças que reduziram em muito as suas expectativas de vida.

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Acidente nº. 2Local: Brasil, Goiás – Goiânia.Data: 13/09/1987Nº. de mortos: 7 (4 em seis dias após a contaminação e outros três anos após o acidente)Nº. de expostos a níveis acima dos permitidos: 249 indivíduos do público, sendo que 20 foram hospitalizados, com um tendo de amputar o antebraço direito em virtude de necrose por radiação.

No dia 13 de setembro de 1987, dois catadores de papeis e sucatas, Roberto Santos Alves e Wagner Mota, entraram em um imóvel na Avenida Paranaíba nº. 1.587, no Centro de Goiânia, que estava sendo demolido, e no meio dos destroços encontraram entre outros materiais, um grande equipamento metálico, bem pesado, com aproximadamente 500 kg. Para poderem transportá-lo, os dois catadores resolveram dividi-lo em dois objetos, um com 300 kg e o outro com 120 kg, aproximadamente. Pensaram que iriam receber um bom dinheiro vendendo estes dois equipamentos, porém em virtude do peso e das outras quinquilharias, carregaram somente o menor. Curiosos abriram o objeto levado na casa de Roberto Alves, para verificar se havia algo de valioso no seu interior. Utilizando-se de uma marreta, a peça foi violada até atingir-se uma portinhola. Ao ser aberta, viram que no seu interior havia um pó brilhante e azulado. Fascinados pela aparência deste pó, chamaram os amigos e vizinhos para verem o que haviam descoberto e mexerem neste material “mágico”. A peça maior foi retirada no dia seguinte e vendida a um ferro velho, de propriedade de Devair Alves Ferreira e Ivo Alves Ferreira. Devair ficou maravilhado pelo brilho do pó e deu um pouco para sua filha Leide das Neves Ferreira brincar e para sua esposa, fez um colar com este material.

Logo após o contato com o material, as pessoas começaram a sentir tontura, enjôo e em alguns casos ate diarréia. As pessoas iam até farmácias e hospitais e eram medicadas como se estivessem com uma doença infecto-contagiosa. A esposa de Devair, Maria Gabriela Ferreira começou a achar que estranho que as pessoas que tinham contato com aquele aparelho e o pó estavam sentindo mal, inclusive sua filha; decidiu, então, levar o aparelho que continha o pó azul para a Coordenadoria da Vigilância Sanitária da Secretaria de Saúde. No dia seguinte é que os especialistas ligaram o aparelho aos sintomas das pessoas: síndrome da radiação.

O equipamento que havia sido rompido era uma bomba de cloreto de césio 137, de origem italiana, adquirida em 1972 pelo Instituto Goiano de Radioterapia (IGR), cuja sede era na Avenida Paranaíba nº. 1.587, que quando da demolição do prédio, em virtude da venda do imóvel ao Instituto de Previdência e Assistência Social do Estado de Goiás, foi demolido e a bomba por estar com uma atividade abaixo da necessária para operar, foi deixada no local, como sucata, sem qualquer adicional.

Centenas de pessoas contaminaram-se com o cloreto de césio, a menina Leide inclusive, ingeriu o material radioativo, pois estava com as mãos sujas com o pó e se alimentou. Mais de 90% do material foi dissipado pelas pessoas, vindo a incorporar-se, no solo, nas residências, sendo carreado pela chuva. Diversos imóveis ficaram contaminados radioativamente, pois inocentemente as pessoas manipularam o bonito e brilhante pó azul, e com isso contaminaram-se e espalharam o césio por grandes áreas da cidade.

O físico da Secretaria da Saúde de Goiás, Walter Mendes Ferreira, ao ter contato com os casos e com os destroços da bomba, que foram entregues na Coordenadoria de Vigilância Sanitária, imediatamente foi até o local onde estava guardado o material e, portanto um cintilômetro cedido pela NUCLEBRAS, avaliou o local e a cadeira onde ele foi colocado e o resultado foi que a contaminação já tinha um inicio.

Informando a Secretaria de Saúde da sua descoberta, imediatamente foi acionado o físico Flamarion Barbosa Goulart, responsável técnico póla bomba de Césio do IGR, que em conjunto com Walter Ferreira sugeriram as primeiras medidas emergenciais a serem adotadas como o rastreamento de onde foi manipulado o material e o recolhimento de todo o material contaminado, deixando-os no Estádio Olímpico, onde inclusive foram instaladas barracas para as pessoas contaminadas pudessem ser tratadas.

Após o alarme dado, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) acionou técnicos do Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD) e do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), alem de pessoal da Escola Técnica Federal do Rio de Janeiro e de Goiás, bem como FURNAS e da NUCLEBRAS. Este exército de pessoas iniciou uma varredura na cidade de Goiânia para determinar todos os sítios de contaminação e iniciar a remoção do material e seu envio para disposição final.

Foram monitoradas 112.800 pessoas em virtude da radiação, sendo que 249 apresentaram níveis de contaminação acima do normal. Destas, 20 ficaram internadas no hospital para tratamento intensivo, vitimas da síndrome da radiação aguda. Destas, quatro vieram a falecer (Leide Alves Ferreira – 23/10/1987; Maria Gabriela Ferreira – 23/10/1987; Israel Batista dos Santos – 29/10/1987 e Admilson Alves de Souza –

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29/10/1987). Todos os corpos das vitimas foram tratados como material radioativo para descarte, sendo colocados em sarcófagos com blindagem especial para a radiação por eles emitida. A vitima que apresentou o maior nível de descontaminação foi Devair Alves Ferreira, com 700rem, sendo que sobreviveu ao tratamento.

Os métodos utilizados para a descontaminação das vitimas constaram numa 1ª etapa de lavagem com água e sabão, com monitoramento da radiação após cada banho. Utilizou-se também ácido acético diluído (vinagre). Nos casos mais graves prepararam-se soluções a base de cremes e pastas com resinas catiônicas com azul de Prússia, que eram aplicadas na pele das pessoas contaminadas, eliminando de forma eficiente o Césio.

Um total de 14 toneladas de material contaminado foram segregados, colocados em tambores especialmente preparados e enviados a cidade de Abadia, em Goiás.

Um inquérito policial foi instaurado e após as investigações, foi aberto processo a pedido do Ministério Publico. O juiz do processo foi o Juiz Substituto Juliano Tavera Bernardes, da 8ª Vara de Goiás. Após analise do processo foram proferidas as seguintes sentenças: condenação ao Estado de Goiás, ao pagamento de R$ 100.000,00, proprietário dos imóveis que foram demolidos e nos quais estavam o material radioativo, a CNEN também foi condenado a um pagamento de R$ 1.000.000,00, garantir atendimento médico-hospitalar, técnico-científico, odontológico, psicológico a todas as vitimas diretas e indiretas, reconhecidamente atingidas, até a 3ª geração, viabilizando, inclusive, o transporte das vitimas em estado grave, efetuar monitoramento epidemiológico permanente da população de Goiânia, alem de manter um Centro de Atendimento das vitimas de exposição à radiação na capital do estado de Goiás; o IPASGO, Flamarion Barbosa Goulart e Amaurillo Monteiro de Oliveira foram condenados ao pagamento, cada um, de valor de R$100.000,00.

Após quinze anos da ocorrência do acidente, continua-se com avaliações do nível de radiação em Goiânia.

Acidente nº. 3Local: Japão, Honshu – Tokaimura (130 km de Tóquio)Data: 30/09/1999Nº. de mortos: 2 (um no dia 21/12/1999 e outro no dia 27/04/2000)Nº. de expostos a níveis acima do permitido: 63 pessoas, sendo 14 delas trabalhadores da Usina Nuclear da empresa JCO e49 indivíduos do publico.

A planta de processamento de combustível nuclear, operada pela JCO Company Ltd., subsidiaria da empresa Sumitomo Metal Mining Company Ltd., empregava na época do acidente 140 pessoas e o prédio onde estava localizada era um dos 15 existentes no complexo nuclear de Tokaimura, complexo industrial este que emprega um terço da população da cidade onde esta localizado. A principal atividade da unidade da JCO era converter isotopicamente hexafluoreto de urânio enriquecido em combustível de dióxido de urânio, que posteriormente era comercializado com alguns reatores nucleares do Japão. O urânio utilizado no processo tinha sido enriquecido de modo a conter 5% de isótopo físsil U235 e o restante da massa com o isótopo inerte U238.

Ocasionalmente a unidade purificava urânio para obter um combustível especial para um reator rápido conhecido como Joyo, o qual necessitava de um enriquecimento de isótopo físsil de 18,8%. Para atingir-se este nível de concentração de U235 medidas de segurança suplementares são necessárias, em virtude da maior possibilidade de acumulo de massa crítica. A Agência de Ciência e Tecnologia do Japão, que é o órgão governamental que licencia as unidades nucleares, adotou uma serie de medidas de segurança e, entre elas, que a massa limite por batelada a ser enriquecida, era de 2,4kg, em toda a planta por vez. A licença foi expedida em 1980.

O processo para obtenção do combustível nuclear necessita de um processo de purificação químico, que no caso especifico em questão, que inclusive foi o que consta da licença expedida pelo governo, era o seguinte, alimenta-se pequenas quantidades de U3 O8, em pó, num reator de dissolução, onde ocorria a mistura de ácido nítrico PA, para obter-se UO2 (NO3) – nitrato de uranil – que após a total solubilização era transferida para um tanque de armazenagem. Este tanque tinha também a função de misturador e tinha uma geometria especial de modo a prevenir qualquer criticalidade da reação de reação. Deste tanque após a mistura, enviava-se a solução para um tanque de precipitação onde se adiciona amônia, na forma de solução de sal de amônia, para obter-se um produto sólido, (NH4) U2O7 – diuranato de amônio – para purificar-se mais o produto obtido, o oxido de urano extraído da precipitação é reprocessado ate obter-se o produto na pureza desejada. Finalmente o oxido de urânio é convertido a nitrato de uranil, transferido para containeres de estocagem especiais e enviados para outra unidade do mesmo complexo de Tokaimura, que preparará o combustível para o reator Joyo.

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Os fatores que levaram a ocorrência do acidente começaram no dia 28 de setembro de 1999, quando o processo de dissolução e mistura de uma batelada iniciou-se. Na manhã do dia 30, os três técnicos responsáveis pelas operações Hesashi Ouchi, Masato Shinohara e Yutaka Yokokawa estavam no estagio final do processo de conversão. Em virtude da globalização, a JCO enfrentava concorrência do exterior para competir com o combustível por eles obtido. Para reduzirem custos, começaram a adotar a redução do tempo de reação, desde três anos antes, para continuarem competitivos no mercado, porém não avisando a Agência de Ciências e Tecnologia do Japão que estava mudando o protocolo da operação. Então, para adiantar o processo os três técnicos misturaram o oxido de urânio e o acido nítrico PA em tambores de aço inoxidável de 10l, em vez de fazer esta operação no tanque de dissolução. Em fazendo esta operação, por comodidade eles transferiram a solução obtida diretamente no tanque de precipitação de 45 cm de diâmetro, ao invés do tanque de armazenagem que possuía geometria especial para prevenir qualquer risco de reação. Com todas estas reduções de segurança no processo, principalmente pela utilização do tanque, levou a ocorrência do acidente. Ao encherem o tanque de precipitação com sete tambores de 10l, acrescentaram de uma única batelada 16 kg de urânio enriquecido, sete vezes mais que o permitido pela licença de operação. Os três técnicos trabalhavam na sala de operação, com Shinohara permanecendo na plataforma despejando a solução de nitrato de uranil no tanque de precipitação, enquanto Ouchi segurava o funil de vidro na topo do tanque. O outro técnico estava na mesma sala, porém na mesa, uns 4m da área de operação, fazendo anotações. Às 10h35min foi adicionado o sétimo tambor e eles viram ser emitida uma luz azul. Poucos minutos após, os dois técnicos que estavam na área operacional começaram a sentir náuseas, dores, dificuldade de respirar e problemas de mobilidade e incoerência com as idéias. O alarme de radiação gama começou a soar, havia ocorrido o acidente.

Nenhum dos três técnicos percebeu o que havia ocorrido, pois esta operação era executada a três anos. Ouchi quis sair do alto do tanque, onde estava segurando o funil, só conseguindo isso graças ao auxilio dos seus colegas. Como o alarme havia soado, os três técnicos saíram do prédio. Um empregado de um prédio vizinho ao ver o estado dos três, solicitou de imediato auxilio medico. Logo chegou uma ambulância e os levou para o hospital.

A direção da JCO não sabia o que havia ocorrido, e tentaram minimizar qualquer situação de alarme, tanto que deram a opção aos trabalhadores do prédio a ficarem ou irem para suas casas.

A exata massa critica do acidente não foi conhecida, sabe-se somente que o reator Joyo, massa critica mínima é de 46 kg. No caso do acidente, a massa critica foi reduzida em virtude do resfriamento do tanque, que atua refletor dos nêutrons, fazendo-os retornarem ao tanque.

Às 02h30min do dia primeiro de outubro, a direção da empresa reconheceu a necessidade de controlar o tanque de precipitação e iniciar a drenagem do resfriamento do tanque. Para isso os trabalhadores teriam de trabalhar no prédio somente poucos minutos por vez. A purga foi feita com argônio e bombeado acido bórico, substancia muito mais efetiva para absorver nêutrons, para reduzir a reação em cadeia. Mesmo com estas medidas, a reação continuou até as 06h00. Após praticamente 20 horas, os níveis de radiação haviam caído abaixo dos níveis de detecção.

Os três técnicos foram alojados no hospital do complexo e rapidamente um helicóptero levou-os ao Instituto Nacional de Ciências Radiológicas na cidade de Chiba. Após exames complementares, os dois que haviam recebido doses maiores de radiação, Ouchi e Shinohara, foram transferidos para o hospital da Universidade de Tóquio e tratados com maciças transfusões de sangue. Yokokawa não necessitou de transfusões e recebeu alta do Instituto Nacional no dia 20 de dezembro. De acordo com os exames, Ouchi foi exposto a 17 siverts de radiação e Shiohara a 10 siverts (as doses foram deduzidas dos níveis do isótopo 24 do sódio, de vida longa, no corpo as vitimas). Doses de 10 e 17Sv são consideradas fatais. Ouchi foi o primeiro a morrer no dia 21 de dezembro da falha múltipla dos órgãos, com 35 anos; ele havia sofrido queimaduras sérias em grande parte do corpo e danos graves nos seus órgãos e sua contagem de glóbulos brancos era zero. Shiohara veio a falecer no dia 27 de abril do ano seguinte, da mesma causa morte do seu colega, a despeito dos sete meses de luta dos médicos para manterem-no vivo. Os esforços incluíram, entre outros, o tratamento radical do combate ao câncer. Na época estava com 40 anos.

No mínimo 439 pessoas foram expostas a níveis elevados de radiação, incluindo os trabalhadores, a equipe de atendimento ao acidente e, inclusive, 207 moradores da região, em virtude da unidade da JCO estar muito próxima a cidade, tanto que num raio de 350 m ocorreu a evacuação de tidas as pessoas imediatamente após o acidente, área na qual havia 47 casas e 150 pessoas. Outras 310.000 pessoas foram ordenadas a permanecerem dentro de suas casas no prazo de 16 horas. Escolas foram fechadas, estradas bloqueadas e trens suspensos.

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Em razão destas medidas, houve um estado de pânico nos habitantes da área no momento do acidente. A empresa, pasmem, não tinha um plano de emergência ou porta-voz. Todo tipo de desinformação foi veiculada, que as pessoas não podiam beber água, que as plantações estavam contaminadas, que os alimentos não deviam ser consumidos; foi o caos. Por medida de segurança, o governo ordenou que as pessoas que estivessem até um raio de 10 km deveriam passar por uma avaliação medica, para verificar a dose recebida. Aproximadamente 10.000 pessoas foram avaliadas em 10 dias. Os repórteres que chegaram a Tokaimura o fizeram de helicóptero e filmaram e tiraram fotos do telhado danificado do prédio onde havia ocorrido um acidente em 1997, a 5 Km do local do acidente e veicularam que havia ocorrido uma explosão, alarmando a população. A JCO não atuou para informar corretamente o fato para a população.

No dia 4 de outubro a JCO enviou um representante para receber as queixas, pedidos de indenização e outras ações legais dos moradores da cidade de Tokai, afetada pelo acidente. Todo complexo da JCO, não somente a unidade de purificação, foi fechado e no dia 28 de março de 2000, a agencia de Ciência e Tecnologia do Japão cancelou a licença de operação da JCO, fazendo com que ela fosse a primeira planta operadora nuclear, da historia do Japão , a ser punida.

O presidente da empresa, Hiroharu Kitani renunciou em desgraça. A quantidade de ações civis impetradas contra a JCO e a Sumitomo levaram-nas a pagar, ate abril de 2001, 12,66 bilhões de yens. No dia 11 de outubro de 2000 a policia prendeu seis executivos da JCO que trabalhavam na unidade do acidente, sob a acusação de negligência profissional. O inquérito concluiu que os trabalhadores não foram treinados corretamente e que várias medidas de segurança foram violadas rotineiramente. Suas sentenças foram o pagamento de 500.000 yens e cinco anos de prisão com trabalhos forçados.

Raios X Odontológicos

Biossegurança em consultórios odontológicos (pela visão da Engenharia)

Segundo Prof. John Molinari, Presidente do CDC de Detroit USA, a biossegurança nos consultórios é um dos aspectos mais importantes a serem estudados e postos em prática pelos dentistas.

No Brasil, temos mais de 60.000 dentistas ativos e cada vez mais os estudos e as novas tecnologias apontam e exigem mudanças nos consultórios. Os fabricantes têm procurado fazer lançamentos que atendam as novas exigências do Ministério da Saúde, visando à proteção do paciente e principalmente do profissional.

O problema da maioria dos profissionais é que seus equipamentos, montados com grande sacrifício, não contemplam essas mudanças e com isso a alternativa seria a compra de novos equipamentos, o que na realidade brasileira, é inviável. Também contribui a competitividade (devido a alta concentração nos grandes centros) e a necessidade de não encarar o consultório como uma empresa.

É fato que o nível de conscientização da população que efetivamente freqüenta consultórios odontológicos, aliado à intensificação da atuação do Ministério da Saúde, está mudando e dentro em breve serão exigidos requisitos mínimos em Biossegurança para a continuidade de funcionamento do consultório.

O nosso trabalho tem procurado mostrar aos profissionais que o seu consultório pode evoluir, com a aplicação de engenharia de serviços, pois o que detectamos é que cada profissional aprendeu simplesmente que precisa manter seu consultório funcionando. Para isso, contas muitas vezes com técnicos muito bons, que sabem consertar os equipamentos, mas não foram capacitados para técnicas de engenharia moderna para solução de problemas, modificação do projeto, análise de falhas, etc.

Um dos destaques do momento em BIOSSEGURANÇA são as diretrizes para radiações ionizantes ( portaria 453 do Ministério da Saúde de 1o de junho de 1998 ) e novos dispositivos contra infecção cruzada e sistemas mais eficientes de esterilização.

Todos os conceitos e informações, aqui descritos, são de domínio público e estão disponíveis nos anais da física acadêmica e na biblioteca do Ministério da Saúde.

A portaria 453 estabelece as diretrizes básicas de proteção radiológica em radiodiagnóstico médico e odontológico em todo o território nacional. Estas diretrizes são estabelecidas em conjunto pela Organização Mundial de Saúde, Organização Pan-americana de Saúde, Organização Internacional do Trabalho, Agência de Energia Nuclear e Agência Internacional de Energia Atômica.

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CAMPO DO FEIXE TEM QUE SER LIMITADO PARA NÃO ATINGIR ORGÃOS VITAIS COMO O CRISTALINO E A TIREÓIDE.

Referências Bibliográficas

BONTRAGER, Kenneth L. Tratado de Técnica Radiológica e Base Anatômica. 5ª edição. Rio de Janeiro: Guanabara Koogan S.A. 2003.

GARCIA, Eduardo A.C. Biofísica, Sarvier. São Paulo: 1998

HALLIDAY, David; RESNICK, Robert; WALKER, Jearl: Fundamentos de Física. 6ª ed. LTC. Rio de

Janeiro: 2003.3v.

TIPLER, Paul A.; LIWELLYN, Ralph A.: Física Moderna. 3ª ed. LTC: Rio de Janeiro, 2001.

HEWITT, Paul. G: Física Conceitual. Tradução: Trieste Freire Ricci e Maria Helena Gravina. 9. ed.

Porto Alegre: Bookman, 2002.

Efeitos da Radiação BBS: if. ufrgs.Br/cref/radioatividade, login: new. Acesso 29 de Outubro de 2004.

BELLINTANI, S. A. et al. Noções Básicas de Proteção Radiológica – Ipen, 2002.

Portaria 453 da Agencia Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA), 01 de Junho de 1998.

Apostila Básica da Pró Imagem.

 

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