Em situações de emergência radiológica, um contador de corpo inteiro pode ser empregado com a finalidade de

“A dose produzida pela radiação espalhada para o cristalino do médico intervencionista em condições típicas de trabalho podem exceder 10 mSv/h em modos de fluoroscopia e 50 mSv/h durante a aquisição da imagem, quando equipamentos de proteção individual não são empregados. Estas estão entre as mais altas doses de radiação documentadas para indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) que utilizam raios-x.”

(VANO, E.; GONZALEZ, L.; FERNÁNDEZ, J. M. HASKAL, Z. J. Eye lens exposure to radiation in interventional suites: caution is warrented. Radiology, v. 248, n. 3, 2008.)

A grandeza operacional utilizada para estimativa da dose equivalente ao cristalino nos indivíduos ocupacionalmente expostos e o respectivo limite de dose anual, conforme estabelecidos pela NN 3.01 da CNEN e pela Resolução da CNEN nº 114/2011 são, respectivamente,

“Com a finalidade de garantir um nível adequado de proteção individual para cada IOE, deve ser estabelecido, como condição limitante do processo de otimização da proteção radiológica, um valor de restrição de dose efetiva, levando em consideração as incertezas a ela associadas, relativa a qualquer fonte ou instalação sob o controle regulatório.”

(CNEN. Norma Nacional 3.01 e Posições Regulatórias. CNEN: 2011.)

São níveis de restrição de dose

“As condições de trabalho para uma trabalhadora grávida, após a declaração de gravidez, deve ser tal de forma a garantir que a dose adicional ao embrião/feto não seja superior a 1 mSv durante todo o restante da gravidez.”

(ICRP. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection – Publicação n. 103. Elsevier: 2007.)

Considere hipoteticamente que uma técnica de medicina nuclear inalou acidentalmente 1.000 Bq a vapor de iodo-131 durante o 25ª semana de gravidez. Sabe-se que o coeficiente de conversão de dose para o I-131 é 3,1 10^-8 Sv/Bq. Se, adicionalmente, a mesma trabalhadora recebeu 100 μSv, devido à irradiação externa (Hp(10) registrada pelo monitor individual), a dose efetiva que será atribuída ao embrião/feto será

“Os três princípios fundamentais da proteção radiológica são a justificação, a otimização e a aplicação de limites de dose. A Comissão reconhece três situações de exposição: as planejadas; as de emergência, situações inesperadas, decorrentes, por exemplo, de acidentes ou atos maléficos, que requerem atenção urgente; e, as exposições existentes, tais como a exposição ambiental e onde há uma decisão sobre o controle a ser tomada.”

(ICRP. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection – Publicação n. 103. Elsevier: 2007.)

Acerca dos princípios básicos da proteção radiológica, analise as afirmativas.

I. São consideradas todas as situações de exposição: as que adicionam intencionalmente substâncias radioativas ou por ativação, a atividade de comida, bebidas, cosméticos, brinquedos e joias ou adornos; radiografias para qualquer fim sem a avaliação clínica da imagem.

II. A otimização da proteção radiológica corresponde à minimização da dose, ou seja, a melhor opção será aquela que resulte na menor dose ao trabalhador ou ao indivíduo do público.

III. Os limites de dose aos trabalhadores aplicam-se às exposições classificadas como planejadas, mas não às situações classificadas por emergência.

IV. Os limites de dose não se aplicam à exposição médica (pacientes), mas aplicam-se aos acompanhantes em exames de raios-x (pessoas que auxiliam no amparo e posicionamento dos pacientes durante o exame).

Estão corretas as afirmativas

Sobre o controle de áreas, analise as afirmativas.

I. Áreas designadas como controladas devem ser sinalizadas com o símbolo internacional de radiação ionizante, bem como possuir instruções pertinentes nos pontos de acesso e em outros locais apropriados no interior dessas áreas.

II. Áreas controladas devem ter restrição do acesso por meio de procedimentos administrativos e por meio de barreiras físicas, podendo-se utilizar as barreiras físicas existentes, tais como paredes de salas ou prédios.

III. A área supervisionada é qualquer área sob vigilância não classificada como controlada, mas onde as condições de proteção ocupacional necessitam ser mantidas sob supervisão.

IV. A área supervisionada corresponde sempre ao entorno de uma área controlada.

V. Área livre é aquela onde as doses não ultrapassam o limite de dose para indivíduos do público.

Estão corretas as afirmativas

“A intervenção em situações de emergência nuclear ou radiológica deve ser baseada em níveis de intervenção e de ação adotados com o objetivo de nortear a implementação das diversas medidas de proteção propostas para evitar ou reduzir a exposição da população à radiação.”

(CNEN. Posição Regulatória 3.01/006:2011. CNEN: 2011.)

Os níveis de intervenção são

Em proteção radiológica, cada opção de implementação de medidas possui um custo e uma dose coletiva correspondente. A maneira mais simples de expressar graficamente as opções é tracar um gráfico destas duas variáveis conforme mostra a figura a seguir. As opções são discretas e, no exemplo mostrado, relacionado às decisões relativas à proteção dos trabalhadores em uma pequena mina de urânio, corresponde aos itens numerados de 1 até 5. Sabe-se que outras opções que envolviam doses acima dos limites anuais foram eliminadas desta análise.

(International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 55 – Ann. ICRP 20 (1), 1990.)

O exemplo apresentado, em que a decisão relativa à proteção aos trabalhadores será auxiliada através do método de análise de custo, é um exemplo da aplicação do(a)

“Em 5 de fevereiro de 1989, ocorreu um acidente radiológico em uma instalação industrial para irradiação de produtos médicos, na República de El Salvador. O acidente ocorreu quando a fonte de Co-60, na forma de uma grade, prendeu na posição de irradiação. Três operadores entraram na sala para livrar o cabo manualmente. Os três pacientes foram liberados após receberem tratamento médico especializado. A análise dosimétrica de um destes pacientes é mostrada na figura a seguir.”

(IAEA. The Radiological Accident in San Salvador. Report STI/PUV/847. Vienna: 1990. Adaptado.)

Em relação às grandezas utilizadas em proteção ao trabalhador e ao princípio de limitação individual da dose, nos casos de dosimetria retrospectiva, como o caso em análise, é correto afirmar que a grandeza mais apropriada para avaliar as reações no tecidos da pele será a

A Portaria nº 453/98, no Anexo A, fornece níveis de referência diagnósticos aplicados às irradiações médicas mais comuns, conforme reproduzido na tabela seguinte para seis tipos de incidências.

(DEP: Dose de Entrada da Pele. BRASIL. Ministério da Saúde. Diretrizes de Proteção Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico. Portaria 453 de 01/06/1998.)

Os valores de dose ao qual se refere a tabela, faz parte do princípio da proteção radiológica denominado