AVALIAÇÃO DE BARREIRAS DE RADIOPROTECÇÃO - (V 0.1)

8/4/2019 AVALIAO DE BARREIRAS DE RADIOPROTECO - (V 0.1)

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AVALIAO DE BARREIRAS DE RADIOPROTECO PARA UMAFONTE DE RAIO-X DE DIAGNSTICO E TERAPUTICO

JOO MANUEL OLIVEIRA

Luanda, Agosto de 2011


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I -SUMRIO

II - INTRODUO ........................................................................................................ 3III - CONCEITOS FUNDAMENTAIS .......................................................................... 5

III.1. TEMPO DE IRRADIAO (BOT) ................................................................ 5III.2. POTNCIA DA FONTE (P) ........................................................................... 5III.3. CARGA DE TRABALHO .............................................................................. 6III.4. DOSE LOCAL MXIMA PERMITIDA (HW) ............................................... 6III.5. FACTOR DE USO .......................................................................................... 7III.6. FACTOR DE OCUPAO ............................................................................ 7

IV - DOSE SEMANAL ESPERADA ............................................................................ 8V - AVALIAO DA EFICCIA DE UMA BARREIRA .......................................... 9

V.1. AVALIAO DE UMA BARREIRA DE RADIOTERAPIA ........................ 9V.2. AVALIAO DE UMA BARREIRA DE RADIODIAGNSTICO ........... 10

VI - CONCLUSO ...................................................................................................... 12VI.1. RECOMENDAES .................................................................................... 12

VII - BIBLIOGRAFIA ................................................................................................. 13


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II -INTRODUOA avaliao das barreiras de radioproteco constitui, talvez, o mais importante

requisito de garantia de segurana radioactiva de uma instalao que utilize radiaes

ionizantes como parte do seu negcio, ou como parte essencial da sua existncia. Isto se

aplica a todas as instalaes, inclusive as instalaes mdicas, as industriais, as cientficas, as

tecnolgicas, ou de qualquer outra natureza.

Ora, avaliar uma barreira de radioproteco, significa antes de mais garantir que esta

cumpre com os limites de doses de radiao internacionalmente aceites e que podem ser

encontrados na tabela 6, do relatrio 60 do ICRP ( International Commission on Radiation

Protection) (ICRP, 1990 p. 20) e que so por esta razo adoptadas pela IAEA (International

Atomic Energy Agency Agncia Internacional de Energia Atmica) (FAO, 1996 p. XI;

FAO, 2009 p. 1).

Entretanto, uma vez que, os limites de dose propostos pelo ICRP esto apresentados

em termos de dose efectiva (dose acumulada num certo intervalo de tempo), isto implica que

a correcta avaliao da dose a que as pessoas esto submetidas, segundo os limites supra-

citados s pode ser efectuada passado o tempo a que esto associadas, i.e., em rigor s se deve

avaliar a dose a que uma pessoa est submetida, causada directamente por uma fonte a que

uma barreira suposta proteger, passados no mnimo 1 ano. Ora, este cenrio contm duas

falhas potenciais que vo aqui ser apresentadas:

1. Para a obteno de tal dose necessrio algum tipo de dosimetria individual, paratodas as pessoas a que se pretende proteger, inclusivamente os membros do

pblico. Por razes tcnicas, prticas e econmicas bvias, tal desiderato no se

pode atingir;

2. Por ser um cenrio ps-activo, no caso de uma inefectividade da barreira, a suaavaliao somente seria realizada aps a ocorrncia do dano, o que iria requer

aces ps-dano com carcter paliativo apenas.

Estas falhas potenciais exigem dos responsveis de radioproteco e das autoridades, a

criao de algum tipo de conceito profiltico em radioproteco, que nos permita de forma

razovel aceder a dose que ir produzir numa pessoa qualquer, determinada fonte de radiao,

i.e., o princpio fundamental da avaliao de uma barreira consiste em determinar a dosemdia esperada durante um certo intervalo de tempo que uma fonte deposita numa pessoa em


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particular, e compar-la com a fraco dos limites a que esta mesma pessoa est sujeita dentro

deste mesmo intervalo de tempo.

Pesa embora a sua importncia, a correcta avaliao das barreiras de radioproteco,

as vezes, alvo de algumas ideias simplistas, que no representam correctamente o ambiente

radiolgico de uma instalao. Uma destas ideias que aparece de forma recorrente consiste na

avaliao das barreiras simplesmente pela observao da taxa de dose instantnea medida

durante o processo de levantamento radiomtrico. Entretanto, o NCRP (National Commission

on Radiation Protection and Measurements) deixa claro que1

Aquando do desenho das barreiras () usual assumir que a

carga de trabalho ser igualmente distribuda ao longo do ano. Por

isto, razovel desenhar uma barreira de formas a cumprir com um

valor semanal equivalente a um quinquagsimo2

(1/50) do limite

anual. Contudo, redues subsequentes () para intervalos menores

no so apropriadas3

e podem ser incompatveis com o princpio

ALARA. Especialmente o uso das taxas de dose equivalente

instantneas (). (NCRP, 2005 p. 62)

Assim sendo, deste pargrafo pode-se tirar a ilao de que como uma barreira desenhada para cumprir valores semanais, razovel que a sua avaliao seja feita de alguma

maneira sobre estes valores, e no em valores de taxa de dose medidos durante um intervalo

de tempo de alguns milissegundos (caso das salas de raios-x convencionais), ou de poucos

minutos (casos das salas de radioterapia, ou de raios-x de interveno). Deve-se notar ainda,

que a escolha da dose equivalente esperada, acumulada durante uma semana ainda descrita

como () til na avaliao da efectividade das barreiras na revista de relatrios de

segurana da IAEA n47 (IAEA, 2006 p. 8).

1 Traduo livre.2 O parntese nosso.3 A nfase nossa.


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(3) Por exemplo, um acelerador linear que debita uma taxa de dose de 200 UM/minuto,

durante um minuto produz uma dose de 200 UM ou seja 2 Gy, a um metro da fonte.

III.3.CARGA DE TRABALHOA carga de trabalho (W) usada para providenciar algum tipo de informao quanto a

quantidade de radiao emitida por semana pelas fontes a 1 metro das mesmas (IAEA, 2006).

Ela tem em conta o nmero n de pacientes tratados e o nmeroNde dias por semana em que

o centro est em funcionamento.

(4) III.4.DOSE LOCAL MXIMA PERMITIDA (HW)

Uma vez que o objectivo das barreiras protectoras fazer cumprir os limites de dose

legalmente estabelecidos, um limite mximo de dose fora das barreiras deve ser estabelecido.

Na TABELA 1 apresenta-se os valores tpicos para a dose local mxima permitida

anuais e semanais, durante o planeamento da construo das barreiras. Aqui considera-se um

ano como contendo 50 semanas.

TABELA 1 - VALORES TPICOS DE DOSE LOCAL MXIMA PERMITIDA NAS REAS ADJACENTES A UMA FONTE DE RADIAO[Fonte: (Deutsches Institut fur Normung e.V, 2008)]

rea de interesse Dose local mxima

anual [mSv/ano]

Dose local mxima semanal (Hw)

[mSv/sem] [Sv/sem]

Controlada 20 0,4 400

Supervisionada 6 0,12 120

Pblica 1 0,02 20

O NCRP (2006) e a IAEA (2006) denominam estes valores como o objectivo do

desenho das barreiras ou Shielding Design Goal na expresso em ingls. Esta definio tem a

particularidade de fazer sobressair a importncia e a razo de se definirem estes valores.


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III.5.FACTOR DE USOO factor de uso (U) representa a fraco do tempo em que a radiao primria aponta

directamente para uma determinada barreira ou parede. Por outras palavras, o factor de uso

representa a probabilidade do feixe primrio incidir sobre uma dada barreira durante o tempo

correspondente a uma semana, em que a mquina est efectivamente a funcionar. O factor de

uso para as barreiras primrias varia entre 0 e 1 (0 a 100%), sendo sempre igual a 1 para as

barreiras secundrias.

III.6.FACTOR DE OCUPAOO factor de ocupao (T) indica a fraco de tempo que um mesmo indivduo passa

numa sala adjacente, i.e., representa o grau de ocupao da rea em questo, sendo por isso

um factor pelo qual a carga de trabalho deve ser multiplicada para ter em considerao a

percentagem da dose que atinge um ponto que efectivamente absorvida por uma pessoa em

questo.


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IV -DOSE SEMANAL ESPERADASeja P um ponto qualquer fora da sala de irradiao (local a proteger). Seja agora,IDR

a taxa de dose instantnea medida neste ponto durante a realizao do levantamento

radiomtrico, a dose absorvidaDrneste ponto durante a realizao de um procedimento ser

(5) Assim a dose semanal debitada neste ponto durante a realizao de n procedimentos

por dia, com o centro a funcionar duranteNdias numa semana, ser

(6) Contudo, pela equao (4), pode-se observar que o produto n * N igual a razo entre

carga de trabalho pela dose absorvida a um metro, ou seja

(7) Entretanto, a dose semanal apresentada acima no leva em conta a mudana na

direco do feixe que ocorre na semana, devido a realizao dos diferentes procedimentos.

Por este motivo, o valor mais razovel para a taxa de dose semanal esperada, deve conter um

factor que leva em conta esta mudana na direco do feixe. Este desiderato atingidoadicionando a equao (7) o factor de uso. A dose semanal assim descrita denomina-se Taxa

de Dose Mdia no Tempo avaliada durante uma semana (weekly Time Averaged Dose Rate,

TADRw), e em geral representada pelo smbolo .

(8) A equao (8) representa a dose semanal mdia esperada, que a fonte de radiao

deposita num ponto P do espao, e equivale a dose esperada que um dosmetro TLD porexemplo, registaria se fosse colocado neste mesmo ponto durante a semana em questo, e

pode ser encontrada nas referncias (IAEA, 2006 p. 8) e (NCRP, 2005 p. 62)4.

4 A potncia da fonte se encontra representado por uma notao diferente nestas referncias.


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V -AVALIAO DA EFICCIA DE UMA BARREIRAEmbora a equao (8) nos fornea a dose semanal esperada num ponto, por si s, no

satisfaz a necessidade de avaliao da dose semanal que a fonte efectivamente deposita numa

pessoa em particular, durante o seu funcionamento no perodo em questo, porque, ela como

j foi referido representa a dose depositada num ponto do espao, e no leva em conta a

fraco de tempo que uma pessoa passa junto deste ponto. Assim, o prognstico correcto da

dose semanal absorvida por uma pessoa deve ser feito introduzindo o factor de ocupao na

equao (8), ou seja

(9)

Aqui,

a dose equivalente semanal mdia esperada para uma pessoal qualquer em

Sv/Semana;

IDRH a taxa de dose equivalente instantnea em Sv/h.

W a carga de trabalho em Gy/Semana;

P a potncia da fonte em Gy/h.

Uma vez prevista a dose equivalente que uma fonte protegida por uma barreira produz

numa pessoa qualquer durante o perodo de uma semana, para determinar a eficcia de uma

blindagem basta compararmos o valor esperado pela dose local mxima permitida. Ento

Barreira efectiva:

V.1.AVALIAO DE UMA BARREIRA DE RADIOTERAPIADurante o levantamento radiomtrico da instalao de radioterapia a mquina em geral

posta a funcionar nas condies mximas, conhecidas como pior cenrio possvel.

Neste caso a potncia da mquina exactamente igual a taxa de dose mxima da

mquina e medida em unidades de dose por unidade de tempo. A equao (9) pode ser

escrita como

(10)


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Alguns exemplos interessantes como o que se segue podem ser encontrados em

Rodgers5 (2006).

TABELA 2 - DESCRIO DOS PARMETROS DA BARREIRA

Localizao TipoW

[Gy/Semana]

[Gy/h]U T

Hw

[mSv/Semana]

A Pblica 1000 325 0,2 0,05 0,02

TABELA 3 - AVALIAO DA BARREIRA

LocalizaoIDRH

[Sv/h]

Rw

[Sv/Semana]

Hsemanal

[Sv/Semana]

Hw

[Sv/Semana]

Aplicvel Status

A 650 400 20 20 Sim OK

Este exemplo demonstra bem o cuidado a tomar na hora de avaliar a barreira

simplesmente pela taxa de dose instantnea medida. O valor de 650 Sv/h pode causar algum

impacto junto da pessoa que realiza o levantamento radiomtrico, entretanto como podemos

observar, esta barreira aplicvel, e tem OK como Status.

Raymond K. Wu (2006) afirma que O IDR medido pode ser enganoso. Por isto,

relembra-se que o processo de avaliao da efectividade de uma barreira de radioproteco

um processo analtico mais ou menos complexo, onde tm que ser lavados em conta vrios

aspectos, e no somente a taxa de dose instantnea medida.

V.2.AVALIAO DE UMA BARREIRA DE RADIODIAGNSTICOA avaliao das barreiras de radiodiagnstico feita de forma totalmente similar a

avaliao de uma barreira de radioterapia. Contudo, possui algumas peculiaridades, que

apresentam-se a seguir.

possvel demonstrar, seguindo uma cadeia sucessiva, que a dose semanal Rw

directamente proporcional a carga elctrica (geralmente medida em miliamperes x segundo ou

maA*s) total que passa pelo nodo terminico do tubo de raios-x. Assim, e como muito

5 James Rodger membro da Associao Americana de Fsicos na Medicina, e juntamente comRaymond K. Wu foi vice-presidente do comit cientfico 46-13 que criou o relatrio n151 do NCRP, j citadoneste trabalho.


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mais simples medir a carga em vez da dose, a carga de trabalho W, e a potncia dos tubos de

raio-x so escritos em funo da carga elctrica que atravessa o tubo. Ora, se a carga elctrica

proporcional a dose por similaridade pode ser provado que a taxa de dose directamente

proporcional a intensidade da corrente elctrica (geralmente em mA) total que atravessa o

nodo.

(11)

(12) Entretanto, esta mudana no afecta as equaes j apresentadas neste trabalho, uma

vez que a razo entre W e P continua a ter a mesma dimenso (unidade).

Se na equao (9) introduzirmos o termo

Ento, esta equao se converte em

(13) Onde,

IDRQ est em mSv/h*mA;

West em mA*min/Semana;

O factor 60 aparece aqui devido a converso de mA*h para mA*min.

A equao (13) pode ser encontrada em (AAPM, 2003 p. 23)6.

6 Nesta referncia o factor de uso considerado igual 1, e a taxa de dose em funo da intensidade dacorrente tem uma notao diferente.


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VI -CONCLUSOEmbora no seja um processo muito complexo, a avaliao da segurana de uma

barreira de radioproteco, pode conter armadilhas e levar a concluses enganosas. A

principal razo para tais problemas consiste essencialmente na simplificao do problema.

Na hora de avaliar uma barreira crucial levar em conta todos os factores que

concorrem para a estimativa da dose semanal depositada numa pessoa por uma fonte, a que a

barreira em questo deveria proteger.

VI.1.RECOMENDAES1. Evitar a simplificao do problema, e as concluses baseadas nas leituras dos

dosmetros aquando da realizao do levantamento radiomtrico;

2. Para a correcta avaliao e segurana das pessoas, talvez mais importante do que oprocesso de avaliao em si a colecta de dados fiveis. Assim recomenda-se o

uso de equipamento adequado para a realizao do levantamento radiomtrico.

Para a medio dos feixes primrios e secundrios dos raios-x, por causa da sua

natureza pulsante recomenda-se o uso de uma cmara de ionizao de pequeno e

grande volume respectivamente.


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VII -BIBLIOGRAFIAAAPM. 2003. Quality assurance for computed-tomography simulators and the computed-

tomography-simulation process: Report of the AAPM Radiation Therapy Committee

Task Group No. 66. s.l. : American Association of Physicists in Medicine, 2003.

Deutsches Institut fur Normung e.V. 2008.Medizinische Elektronenbeschleuniger-Anlagen

- Teil 2: Regeln fr die Auslegung des baulichen Strahlenschutzes. Berlin : s.n., 2008.

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FAO, IAEA, ILO, NEA/OECD, PAHO, WHO. 2009. IAEA SAFETY STANDARDS for

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FAO, IAEA, ILO, NEA/OECD, PAHO, WHO. 1996.International basic safety standards

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Viena : s.n., 1996. 92-0-104295-7.

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ICRP. 1990. The 1990 Recomendations of The International Commission on Radiological

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NCRP. 2005.Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X- and Gamma-

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1990.Rodgers, James E. 2006. Practical Examples, Including IMRT, TBI and SRS using NCRP

151 Methods. American College of Medical Physics. [Online] 2006. [Citao: 24 de

Agosto de 2011.]

http://www.acmp.org/meetings/lasvegas2006/Rodgers.Practical%20Examples.NCRP

%20151.pdf.


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