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ANEXO I
Dosimetria
Irradiação externa
A - Grandezas operacionais para radiação externa
As grandezas operacionais para determinação da radiação externa, usadas em monitorização individual, para fins de proteção contra radiações são:
1 - Monitorização individual - equivalente de dose individual H(índice p) (d).
d - profundidade em milímetros no corpo.
2 - Monitorização de área:
Equivalente de dose ambiental H* (d);
Equivalente de dose direcional H (d, (Ómega).
d - profundidade em milímetros abaixo da superfície da esfera no ponto A.
(Ómega) - ângulo de incidência.
3 - Recomendam-se, para uma radiação fortemente penetrante, uma profundidade de 10 mm e, para uma radiação fracamente penetrante, uma profundidade de 0,07 mm para a pele e de 3 mm para o olho.
B - Execução da dosimetria (métodos de controlo)
1 - Colocação do dosímetro - o dosímetro de corpo inteiro deve ser usado ao nível do tronco, sobre o peito ou sobre o abdómen. As mulheres grávidas devem usá-lo ao nível do abdómen.
2 - Uso de vários dosímetros:
2.1 - As pessoas controladas devem usar vários dosímetros quando o valor de dose indicado por um só dosímetro não é representativo devido à heterogeneidade do campo de radiações.
2.2 - O perito da radioproteção deve determinar a dose efetiva com base nas doses parciais.
2.3 - O método de determinação deve ser aprovado pela autoridade de controlo, que fixa as modalidades de registo.
3 - Equipamento suplementar com alarme e dosímetro de extremidades - a autoridade de controlo pode exigir que sejam utilizados:
a) Um equipamento com alarme acústico, atendendo ao débito de dose, nos campos de radiação variáveis ou não homogéneos;
b) Um dosímetro de leitura direta, com vista a otimizar os trabalhos;
c) Um dosímetro de extremidades, no caso em que a dose aí possa ultrapassar 25 mSv por ano.
4 - Uso de anteparo de proteção:
4.1 - O dosímetro deve ser colocado sob o anteparo de proteção, se for o caso.
4.2 - A autoridade de controlo deve exigir que dois dosímetros sejam usados sempre que os trabalhos impliquem doses elevadas sem anteparo de proteção.
4.3 - O segundo dosímetro deve ser colocado sobre esse anteparo e estar devidamente assinalado.
4.4 - A dose individual total com dois dosímetros deve ser calculada do seguinte modo:
H(índice total) (10) = H(índice sub) (10) + a x H(índice sobre) (10)
H(índice total) (0,07) = H(índice sub) (0,07) + a x H(índice sobre) (0,07)
Onde H(índice sub) representa a dose indicada pelo dosímetro colocado sob o anteparo, e H(índice sobre) a do dosímetro colocado sobre o mesmo, e a = 0,1 quando o antepara não protege a glândula tiroide, e a = 0,05 quando esta está protegida.
5 - Uso de dosímetro de extremidades - o dosímetro de extremidades deve ser colocado, na medida do possível, no local onde se espera que a dose seja mais elevada.
6 - Alongamento do período de medida - o alongamento do período de medida para além de um mês é possível com o consentimento da autoridade de controlo.
C - Requisitos técnicos mínimos dos sistemas de dosimetria
1 - Requisitos gerais - os sistemas de medida referidos no ponto anterior permitem determinar as grandezas operacionais, para a dosimetria individual, em casos de irradiação externa definidos no ponto A.
2 - O desvio do valor da dose H(índice m), determinado nas condições de rotina, relativamente ao valor de referência H(índice t) da grandeza operacional deve situar-se, para os fotões, nos limites fixados em F.
3 - Critérios de dosimetria individual:
3.1 - Os sistemas de dosimetria devem satisfazer os requisitos fixados no ponto G.
3.2 - O desvio entre o valor da dose e o valor de referência, nas condições de referência fixadas no n.º 1 do ponto D, não deve ser superior a (mais ou menos) 10 %.
3.3 - Se os dosímetros são usados num campo de radiação conhecido sensivelmente diferente do campo de referência, a autoridade competente pode autorizar a aplicação de um fator de normalização relativamente às condições de referência.
3.4 - A autoridade competente pode autorizar uma derrogação às exigências, respeitando a dependência em função da energia, se o serviço de dosimetria individual demonstrar que o seu sistema de dosimetria não é utilizado senão em campos de radiação que fornecem uma contribuição de dose significativa apenas num domínio particular de energia.
4 - Medidas de intercomparação:
4.1 - Quando se efetuarem medidas de intercomparação a precisão de medida, nas condições de referência fixadas no n.º 1 do ponto D, deve ser controlada.
4.2 - Se os valores de dose indicados nas condições de referência se afastam mais de 10 % do valor de referência, o serviço dosimétrico averigua a razão do desvio e efetua uma nova calibração do sistema de dosimetria.
4.3 - Se forem efetuados os testes complementares, por ocasião das intercomparações, devem verificar-se as exigências fixadas no n.º 2 do ponto C e no ponto G nos anexos de 3 a 7, tendo em conta as exceções segundo o n.º 3 do ponto C.
D - Definições e condições técnicas
1 - Condições de referência - as condições de referência a considerar são as seguintes:
Fantoma de irradiação definido no n.º 2 seguinte, dose situada entre 2 mSv e 10 mSv e campos de irradiação:
a) Para fotões: fonte de césio-137;
b) Para eletrões: fonte de estrôncio-90/ítrio-90;
c) Para neutrões: fonte de amerício-241/berílio-241.
2 - Definição do fantoma de irradiação:
O fantoma de irradiação para a dosimetria individual consiste num recipiente paralelipipédico em polimetilmetacrilato/PMMA (plexiglas) de dimensões 30 cm3 x 30 cm3 x 15 cm3. A espessura da parede é de 2,5 mm para a face central e 10 mm para as outras faces. O recipiente deve estar cheio de água.
O fantoma de irradiação para as extremidades consiste num tubo em plexiglas de diâmetro de 19 mm e com comprimento de 300 mm.
3 - Grandezas de medida - as grandezas operacionais da dosimetria individual são deduzidas, mediante recurso aos coeficientes de conversão constantes no ponto H, a partir das seguintes grandezas de medida:
a) Kerma no ar (K(índice a)) para os fotões;
b) Dose absorvida no ar (D(índice a)) ou fluência (fi) eletrões;
c) Fluência (fi) para neutrões.
4 - Geometria de irradiação para fotões e neutrões - o campo de irradiação deve ser centrado no fantoma e perpendicular à sua face de entrada. O ponto de referência é o centro de medida do dosímetro. A distância entre a fonte e o fantoma deve ser de pelo menos 2 m. O campo de radiação deve cobrir completamente o fantoma.
5 - Geometria de irradiação para radiação beta:
O campo de irradiação deve ser centrado no fantoma e perpendicular à sua face de entrada. O ponto de referência é o centro de medida do dosímetro. A distância entre a fonte e o fantoma deve ser de pelo menos 20 cm e no máximo 50 cm.
O campo de radiação deve cobrir completamente o fantoma.
6 - Campos de radiação de referência - os campos de radiação de referência segundo o ponto H devem corresponder às normas ISO 4037 (feixes de fotões), ISO 8529-3 (feixes de neutrões) e ISO 6980 (feixes de radiação beta).
7 - Condições para o controlo da dependência energética - a dependência energética é controlada irradiando o fantoma definido no n.º 2 do ponto D para um valor de referência da grandeza operacional situada entre 2 mSv e 10 mSv com um feixe perpendicular à face de entrada do fantoma.
8 - Condições para o controlo da dependência direcional - a dependência direcional é controlada irradiando o fantoma definido no n.º 2 do ponto D sob diferentes ângulos, para um valor de referência da grandeza operacional situada entre 2 mSv e 10 mSv.
9 - Condições para o controlo da reprodutibilidade - a reprodutibilidade é controlada nas condições de referência. Para o efeito, determina-se a dispersão das doses indicadas por vários dosímetros irradiados nas mesmas condições.
10 - Fading - o efeito de fading sobre a medida da dose deve ser determinado, nas condições normais de utilização, num período de medida.
E - Definições dos termos utilizados no presente anexo
Equivalente de dose ambiental H* (d) - equivalente de dose num ponto de um campo de radiação que seria produzido pelo campo expandido e alinhado correspondente na esfera ICRU a uma profundidade d no raio oposto ao sentido do campo alinhado. A designação específica da unidade de equivalente de dose ambiental é o Sievert (Sv).
Equivalente de dose direcional H'(d, (Ómega)) - equivalente de dose num ponto de um campo de radiação que seria produzido pelo campo expandido correspondente na esfera ICRU a uma profundidade d num raio numa direção específica (Ómega). A designação específica da unidade de equivalente de dose direcional é o Sievert (Sv).
Equivalente de dose individual H(índice p) (d) - o equivalente de dose em tecidos moles, a uma profundidade d, abaixo de um ponto específico do corpo. A designação específica da unidade de equivalente de dose individual é o Sievert (Sv).
Esfera ICRU - corpo criado pela Comissão Internacional das Unidades e Medidas de Radiação (ICRU) para representar o corpo humano no que diz respeito à absorção de energia das radiações ionizantes e que consiste numa esfera de um material equivalente a tecido, com 30 cm de diâmetro, uma densidade de 1g cm(elevado a -3) e uma massa composta por 76,2 % de oxigénio, 11,1 % de carbono, 10,1 % de hidrogénio e 2,6 % de azoto.
Campo expandido e alinhado - um campo de radiação cuja fluência e respetivas distribuições direcional e energética são iguais às do campo expandido, mas de fluência unidirecional.
Campo expandido - um campo derivado do campo real cuja fluência e respetivas distribuições direcional e energética têm os mesmos valores através do volume considerado que no campo real no ponto de referência.
Fading: diferença relativa entre o valor medido e o valor de referência em função do lapso de tempo entre a irradiação e a avaliação, em % do valor de referência (%/mês).
Fluência (fi) - num ponto do campo é o quociente dN por da, em que dN é o número de partículas que penetra numa esfera centrada nesse ponto, de secção da:
(fi) = dN/da
Incorporação - absorção de substâncias radioativas no organismo humano por ingestão, inalação ou penetração através da pele.
Kerma - num ponto da matéria, é a soma das energias cinéticas das partículas ionizantes carregadas libertadas pelas partículas ionizantes não carregadas, por unidade de massa da matéria (Kinetic energy released in material) (J/kg, Gy).
Nuclido diretor - nuclido representativo de uma mistura de nuclidos no que respeita à determinação da dose.
Medida de incorporação - determinação da dose efetiva comprometida E(índice 50), com base na medida da atividade corporal ou dos excreta.
Período efetivo: O período efetivo é calculado a partir do período biológico e do período físico de um radionuclido segundo a expressão:
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F - Curvas
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G - Critérios de dosimetria individual
1 - Critérios de dosimetria individual para fotões:
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2 - Critérios de dosimetria individual para radiação beta:
(ver documento original)
3 - Critérios de dosimetria individual para os neutrões:
(ver documento original)
4 - Critérios de dosimetria individual das extremidades para fotões:
(ver documento original)
5 - Critérios de dosimetria individual das extremidades para a radiação beta:
(ver documento original)
H - Coeficientes de conversão
1 - Coeficientes de conversão para fotões:
Coeficientes de conversão do kerma no ar para a dose individual em profundidade, H(índice p)(10), e para a dose individual à superfície, H(índice p)(0,07), aplicáveis a um dosímetro individual colocado sobre um fantoma paralelipipédico:
(ver documento original)
Referências: ICRP 74, ISO 4037 - 3
Coeficientes de conversão do kerma no ar para a dose individual à superfície H(índice p)(0,07) aplicável a um dosímetro de extremidades colocado sobre um fantoma - haste ISO em PMMA:
(ver documento original)
Referências: ISO 4037 - 3
2 - Coeficientes de conversão para os neutrões - coeficientes de conversão H(índice p)(fi)(10; (alfa)) da fluência neutrónica (fi) para a dose individual em profundidade H(índice p)(10) aplicável a um dosímetro individual colocado num fantoma paralelipipédico (Art. ...).
(ver documento original)
Referências: ISO 8529-3, ICRP 74 - 3
Os valores inferiores a 30 MeV foram considerados idênticos aos coeficientes de conversão para a obtenção de H*(10).
3 - Coeficientes de conversão para os eletrões:
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Referências: ICRP 74
4 - Coeficientes de conversão específicos para as fontes padrão beta:
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ANEXO II
Programa de formação
A - Área comum de formação
I - Disposições regulamentares e normativas
1 - Regulamentações internacionais:
1.1 - «Normas de radioproteção» - Princípio ALARA.
1.2 - Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR).
1.3 - Agência Internacional de Energia Atómica (AIEA).
1.4 - Comunidade Europeia (CE).
2 - A legislação nacional:
2.1 - Legislação do trabalho.
2.2 - Legislação na área da saúde pública.
2.3 - Legislação na área da proteção contra as radiações ionizantes:
2.3.1 - Proteção do público e dos trabalhadores;
2.3.2 - Proteção dos trabalhadores externos;
2.3.3 - Funcionamento de instalações que utilizem radiações ionizantes;
2.3.4 - Transporte de matérias radioativas;
2.3.5 - Eliminação de resíduos radioativos.
2.4 - Condições particulares de utilização de radioelementos artificiais.
3 - Disposições normativas aplicáveis às fontes de radiações ionizantes.
II - Organização da radioprotecção no estabelecimento
1 - Papel do titular da instalação:
1.1 - Medidas técnicas.
1.2 - Medidas administrativas: procedimentos e instruções.
1.3 - Medidas de natureza médica. Relacionamento com o médico de trabalho.
1.4 - Manutenção e cessação de utilização de fontes de radiações ionizantes.
2 - Papel da pessoa responsável pela radioproteção da instalação:
2.1 - Conhecimento dos aparelhos de deteção e medida e aptidão para os utilizar.
2.2 - Análise dos postos de trabalho:
2.2.1 - Material;
2.2.2 - Procedimentos;
2.2.3 - Organização do trabalho;
2.2.4 - Elaboração dos procedimentos de segurança.
2.3 - Relativamente às medidas de proteção:
2.3.1 - Estado das instalações e dos materiais;
2.3.2 - Zona vigiada e zona controlada;
2.3.3 - Sinalização.
2.4 - Incidentes e acidentes:
2.4.1 - Recenseamento das situações e modos de trabalho perigosos;
2.4.2 - Plano de intervenção;
2.4.3 - Primeiras medidas de urgência;
2.4.4 - Relatórios de acidentes e de incidente.
2.5 - Formação dos trabalhadores em segurança radiológica.
2.6 - Relacionamento com o médico do trabalho, em particular para o controlo dosimétrico e radiotoxicológico do trabalhador.
2.7 - Responsabilidade civil e penal.
III - Princípios gerais técnicos
1 - Radiações eletromagnéticas:
1.1 - Espectro eletromagnético.
1.2 - Origem das radiações eletromagnéticas.
1.3 - Parâmetros ondulatórios característicos.
1.4 - Comportamento corpuscular das radiações eletromagnéticas.
1.5 - Dualidade da natureza das radiações eletromagnéticas.
2 - Radiações corpusculares:
2.1 - Estrutura do átomo.
2.2 - Isótopos estáveis e instáveis.
2.3 - Radioatividade.
2.4 - O declínio radioativo.
3 - Interação da radiação X, y, partículas carregadas e neutrões, com a matéria:
3.1 - Ionização direta e indireta.
3.2 - Transferência linear de energia (TLE).
4 - Grandezas e unidades utilizadas em radioproteção:
4.1 - Atividade.
4.2 - Dose absorvida.
4.3 - Equivalente de dose.
5 - Monitorização das radiações ionizantes:
5.1 - Princípio de funcionamento dos equipamentos.
5.2 - Critérios de escolha.
5.3 - Dosimetria individual e dosimetria de área.
6 - Ação biológica das radiações sobre os organismos vivos:
6.1 - Efeitos somáticos:
6.1.1 - Efeitos precoces;
6.1.2 - Efeitos tardios.
6.2 - Efeitos hereditários.
6.3 - Efeitos estocásticos e efeitos não estocásticos.
6.4 - Relação «dose/efeito».
7 - Proteção contra as radiações:
7.1 - Princípios básicos de proteção.
7.2 - Os diferentes modos de exposição.
7.3 - Proteção contra a exposição interna:
7.3.1 - Manipulação das fontes não seladas;
7.3.2 - Gestão dos efluentes e resíduos radioativos.
7.4 - Proteção contra a exposição externa:
7.4.1 - Os fatores tempo, distância e anteparos.
7.5 - Exercícios.
8 - Inventário das exposições do homem:
8.1 - As diferentes fontes de exposição às radiações ionizantes.
9 - Principais aplicações das radiações ionizantes:
9.1 - Aplicações médicas.
9.2 - Aplicações industriais.
B - Área de formação opcional
1 - Domínio médico (estabelecimentos onde são exercidas as atividades de dentistria e de medicina)
Opção A
Utilização de equipamentos de radiodiagnóstico
I - Tecnologia dos equipamentos utilizados:
1 - Princípio geral de funcionamento:
1.1 - Produção de radiação X:
1.1.1 - Unidades: k V e ke V;
1.1.2 - Geradores.
1.2 - Espectrografia da radiação X.
1.3 - Descrição do espectro contínuo:
1.3.1 - Efeito da variação da intensidade da corrente no filamento;
1.3.2 - Efeito da variação da diferença de potencial entre os elétrodos.
1.4 - Descrição do espectro descontínuo.
2 - Absorção da radiação X na matéria:
2.1 - Absorção qualitativa.
2.2 - Absorção quantitativa.
2.3 - Filtros.
3 - Fatores influenciando a dose absorvida pelo paciente em radiodiagnóstico:
3.1 - Proteção da ampola.
3.2 - Miliamperagem e tempo de irradiação.
3.3 - Kilovoltagem e filtração.
3.4 - Dimensão do campo.
3.5 - Ecrãs antidifusores.
3.6 - Filmes.
3.7 - Utilização de amplificadores de luminescência.
4 - Critérios mínimos de aceitabilidade dos equipamentos de radiodiagnóstico médico.
II - Análise dos riscos ligados à utilização destes diferentes aparelhos:
1 - Consequências em caso de exposição acidental:
1.1 - Exemplos dos tipos de acidentes mais frequentes.
1.2 - Conduta a ter em caso de acidente ou incidente.
III - Testes de aceitabilidade dos equipamentos e limites de tolerância:
1 - Controlo a efetuar antes da entrada em serviço e no decorrer da utilização.
2 - Controlo a efetuar no decorrer da utilização do equipamento.
IV - Estudo de situações tipo permitindo ilustrar o papel do profissional responsável pela segurança radiológica da instalação - esses casos devem ser escolhidos de maneira a poderem permitir o estudo de um posto de trabalho, a colocação das blindagens, a elaboração da ficha contendo os procedimentos de segurança a respeitar no decurso da exploração, eventualmente de cálculo de uma proteção anexa, e o estudo de informação destinada aos trabalhadores presentes durante a exploração.
Opção B
Utilização de fontes não seladas
1 - Tecnologia dos diferentes equipamentos num laboratório utilizando produtos radioativos:
1.1 - Regras de utilização em vigor relativas às condições de utilização de isótopos radioativos artificiais utilizados em fontes não seladas para fins médicos.
1.2 - Utilização de zona de trabalho confinada (Contained Work Station - CWS): débito e velocidade de ar, equipamento de filtração.
1.3 - Criação de zona asséptica: WS com caixa de luvas.
2 - Equipamentos de proteção radiológica individual:
2.1 - Instrumentos de medida da radioatividade para avaliação da contaminação.
2.2 - Medidores de débito de dose.
3 - Atividades máximas manipuláveis em função da classificação da zona de trabalho, dos equipamentos, da natureza e da atividade dos radionuclidos.
4 - Gestão das fontes: receção, manipulação e armazenamento.
5 - Os diferentes controlos a efetuar:
5.1 - Controlos de contaminação (do pessoal, do material e das fontes), limites práticos, meios de controlo. Registos.
5.2 - Controlos de contaminação atmosférica: métodos de controlo, escolha dos pontos de amostragem, interpretação das medidas. Registos.
5.3 - Controlos, gestão e eliminação de resíduos sólidos e líquidos. Registo.
6 - Procedimentos em caso de contaminação:
6.1 - Contaminação dos materiais e das superfícies.
6.2 - Contaminação corporal externa.
6.3 - Contaminação corporal interna.
7 - Conduta a ter em caso de acidente ou incidente.
8 - Estudo de alguns casos típicos ilustrando o papel do profissional responsável pela segurança radiológica da instalação - esses casos devem ser escolhidos de maneira a poderem permitir o estudo de um posto de trabalho, a colocação das blindagens, a elaboração da ficha contendo os procedimentos de segurança a respeitar no decurso da exploração, eventualmente de cálculo de uma proteção anexa, e o estudo de informação destinada aos trabalhadores presentes durante a exploração.
2 - Domínio industrial (estabelecimentos onde são exercidas as atividades dos setores industrial, investigação e desenvolvimento)
Opção C
Utilização de fontes seladas e de aparelhos geradores de radiação X
1 - Tecnologias utilizando fontes seladas ou radiação X.
2 - Funcionamento dos equipamentos e instalações:
2.1 - Classificação da instalação.
2.2 - Requisitos de funcionamento dos equipamentos.
2.3 - Sistemas de segurança e de sinalização.
3 - Análise dos riscos ligados à utilização de fontes radioativas seladas:
3.1 - Natureza e atividade das fontes mais utilizadas: consequências em caso de exposição acidental.
3.2 - Exemplos dos tipos de acidentes mais frequentes.
4 - Análise dos riscos ligados à utilização de fontes de radiação X:
4.1 - Ordem de grandeza dos débitos de dose no feixe: consequências em caso de exposição acidental.
4.2 - Exemplos dos tipos de acidentes mais frequentes.
5 - Testes de aceitabilidade dos equipamentos e limites de tolerância:
5.1 - Controlo a efetuar antes da entrada em serviço e no decorrer da utilização.
6 - Armazenamento, transporte e substituição da fonte no caso de aparelho contendo fontes radioativas seladas.
7 - Procedimentos de emergência:
7.1 - Plano de pré-emergência.
7.2 - Ações durante a emergência.
7.3 - Ações pós-emergência.
8 - Estudo de situações tipo permitindo ilustrar o papel profissional responsável pela segurança radiológica da instalação - esses casos devem ser escolhidos de maneira a poderem permitir o estudo de um posto de trabalho, a colocação das blindagens, a elaboração da ficha contendo os procedimentos de segurança a respeitar no decurso da exploração, eventualmente de cálculo de uma proteção anexa, e o estudo de informação destinada aos trabalhadores presentes durante a exploração.
Opção D
Utilização de fontes não seladas
Idêntico à opção B, a menos dos requisitos de assepsia, se for o caso.
Em cada opção nos domínios médico e industrial, é fundamental formular recomendações de prevenção, bem como de atuação em incidentes, ou empreender medidas mitigadoras em caso de acidente, ilustrando sempre com exemplos práticos o papel dos vários trabalhadores profissionalmente expostos.
Estes pontos devem representar cerca de metade do tempo de ensino opcional e comportar exercícios de cálculo de radioproteção.
Os elementos de programa apresentados nas opções B e D são análogos para os dois domínios (médico e industrial) mas devem ser tratados de maneira específica.