PROTEÇÃO RADIOLOGICA, Manuais, Projetos, Pesquisas de Radiologia

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Disciplinas Digitais

Radiologia / Proteção Radiológica e

Controle de Qualidade

PROTEÇÃO RADIOLÓGICA E CONTROLE DE

QUALIDADE

Disciplinas Digitais

PROTEÇÃO RADIOLÓGICA E CONTROLE DE

QUALIDADE Conteudista: Professor MSc Gilvan Lopes dos Santos

S UMÁRIO

Conversa inicial ....................................................................................................

Aula 01

Grandezas e unidades de radiação

Aula 02

Radioproteção e radiodiagnóstico

Aula 03

Uso e Seleção de instrumentos de medição da radiação ionizante.

Aula 04

Equipamentos de Radiodiagnóstico.

Aula 05

Teste de controle de qualidade: Exatidão e Reprodutibilidade do Tempo de

Exposição, e Exatidão e Reprodutibilidade de Indicador de Tensão do Tubo.

Aula 06

Teste de controle de qualidade do alinhamento do eixo central do feixe de raios

X, da coincidência do campo luminoso com o campo de radiação; Contato tela-

filme; Integridade das Telas e Cassetes.

Aula 07

Testes de controle de qualidade de camada semi-redutora (CSR); Alinhamento

de Grade.

Aula 08

Qualidade da imagem; Sistema de compressão automático; Alinhamento da

bandeja de compressão; Luminância do negatoscópio.

ReferênciasBibliográficas ...................................................................................

Prezado(a) aluno (a):

Seja bem-vindo à disciplina de Proteção Radiológica e Controle de

Qualidade!

A proposta desta disciplina é que você, caro aluno, estabeleça condições

básicas para gerir um Programa de Garantia de Qualidade em conformidade com

as Instruções Normativas, estabelecendo protocolos e práticas para a utilização

nos serviços de radiodiagnóstico médico, identificar e analisar problemas

encontrados no processo de qualidade da imagem final e adquirir referências

que possibilitam pensar e agir estrategicamente frente aos desafios do

rendimento da qualidade da imagem e do equipamento radiológico.

No contexto da sua singularidade, a disciplina de Proteção Radiológica e

Controle de Qualidade tem o intuito de gerar conhecimentos para a prática

cotidiana para que você prezado aluno, adquira referências e competências para

minimizar a dose de radiação no paciente e ofertar uma imagem ótima para o

diagnóstico. Portanto, a proposta desta disciplina, não é apresentar todos os

testes de controle de qualidade, que são muitos e complexos, mas trazer um

conteúdo que apresente uma visão mínima para que você entenda que a

ausência de um Programa de Garantia da Qualidade pode trazer danos

significativos aos pacientes e à saúde ocupacional.

Assim, para a compreensão do conteúdo, as informações aqui contidas

serão transmitidas a você leitor, de maneira simples com ilustrações de imagens,

tabelas e textos explicativos que facilitará a compreensão do conteúdo.

Bons estudos!

1 – CONTEXTO HISTÓRICO E SUAS GRANDEZAS DE RADIAÇÃO

No campo de aplicação da física a palavra dose assume uma importância muito grande porque aparece sempre ou quase sempre associada à radiação ionizante que como sabemos, tanto pode beneficiar como prejudicar a quem a ela se expõe. Portanto, mais do que conhecer as maneiras da interação da radiação com a matéria é importante conhecer as formas de radiação. Dessa maneira, somente a partir do conhecimento mais detalhado pode-se estabelecer o possível dano que a radiação possa causar, bem como, a análise da avaliação da quantidade e da qualidade dessa radiação aos meios a que ela se aplica. Através de inúmeras experiências, nem todas desejáveis os pesquisadores foram adquirindo conhecimentos capazes de garantir que a radiação ionizante a par dos incontáveis benefícios que propicia é indubitavelmente perigosa e capaz de produzir nos irradiados efeitos deletérios de natureza somática e genética, irreversíveis. No cenário internacional, surgiu no ano de 1925 pelo Congresso Internacional de Radiologia (International Congress of Radiology), a Comissão Internacional de Medidas e Unidades de Radiação ( International Commission on Radiation Units and Measurements – ICRU). O uso de unidades de radiação para tratamento de câncer era o objetivo inicial da ICRU. A ICRU mantém sua matriz nos EUA (Estados Unidos da América), com filiais no Reino Unido, Alemanha, Bélgica e no Japão. Atualmente, esta Comissão cuida das grandezas básicas e operacionais. Cuidando das grandezas limitantes, no ano de 1928 surgiu a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (International Commission on Radiological Protection – ICRP), com sua matriz no Reino Unido e filial na Suíça, ela promove o desenvolvimento da radioproteção. No cenário nacional, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), é o órgão responsável pelas recomendações e diretrizes de proteção radiológica. A Agência Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA) publicou no Diário Oficial da União (DOU), a RESOLUÇÃO – RDC (Resolução da Diretoria Colegiada) nº 330, de 20 de dezembro de 2019. Esta resolução revoga a Portaria SVS/MS nº 453, de 1º de junho de 1998, que cuida das Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico. Para que você possa avaliar a quantificação da radiação e a qualidade no meio foram criadas grandezas que visam proporcionar suas unidades de medidas. Segundo o objetivo de medida, pode-se dividir em quatro grupos distintos que você tecnólogo irá utilizar para os cálculos necessários para a aplicação na dosimetria e estabelecer o limite de dose. São elas: ● Grandezas de medição da radioatividade, cujo objetivo é medir a energia das partículas dos radionuclídeos. Essas grandezas medem a atividade e a fluência;

● Grandezas dosimétricas, que quantifica a energia da radiação. Entre elas, temos: dose absorvida, exposição e kerma; ● Grandezas limitantes que quantificam a energia no tecido humano. Entre elas, temos a dose efetiva e a dose equivalente que estima o dano causado no ser humano; ● Grandezas operacionais são grandezas muito específicas que procura quantificar a radiação ambiente. Entre elas, temos equivalente de dose ambiental e equivalente de dose direcional.

2 – GRANDEZAS DE MEDIÇÃO DA RADIOATIVIDADE

2.1 - FLUÊNCIA

Para medição de nêutrons em reatores nucleares, a fluência é bastante usada, pois esta grandeza é definida como a quantidade de partículas que incidem numa esfera centrada na fonte, não possuindo unidade de medida específica, sendo utilizadas apenas as unidades do Sistema Internacional (SI) em partículas/m². Assim, um campo de radiação constituído por qualquer radiação pode ser descrito em termos da fluência, que é o número de fótons ou partículas que passa por unidade de área. É medida em partículas por metro quadrado (m-2) e possui o símbolo . A taxa de fluência é o número de partículas que passa por unidade de área em unidades de tempo. Geralmente, é medida em termos de m-2^ s-1.

2.2 – ATIVIDADE Em radioproteção, existem ainda unidades especiais que caracterizam a energia de um radioisótopo pelo número de desintegrações por intervalo de tempo. Matematicamente é expresso pela fórmula: A = Ao. e- l. t. Onde: Ao = energia inicial que apresenta o elemento radioativo; A = decorrido um certo intervalo de tempo é a atividade do elemento radioativo; l = é a constante de desintegração do material radioativo; e o t = tempo decorrido. A unidade de medida para esta atividade é o Bq (Becquerel), que representa o valor de 1 Bq como sendo o equivalente a desintegração de 1 átomo por segundo.

3 – GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS

● DOSE ABSORVIDA

problema de exposição. A unidade de kerma é o joule por quilograma e recebe o nome especial de Gray (Gy), 1 Gy = 1 J kg-

4 – GRANDEZAS LIMITANTES

● DOSE EQUIVALENTE

É uma grandeza que considera a capacidade de uma radiação em provocar danos biológicos. Esse tipo de grandeza é muito usado para avaliação de parâmetros de proteção radiológica, que é dada por um fator Q, que irá avaliar a energia cedida por uma determinada radiação ao atravessar uma certa distância em um determinado meio. Essa transferência é conhecida por transferência linear de energia ( LET ), ( linear energy transfer ). O fator Q depende da transferência de energia da radiação (LET) para o meio como veremos na tabela

Tipo e Energia da Radiação Fator de Ponderação da Radiação

(wR)

Partículas alfa de todas energias 20 Partículas beta de todas energias 1 Radiação X e gama de todas energias 1 Nêutrons: <10 keV 5 10 keV a 100 keV 10

100 keV a 2 MeV 20 2 MeV a 20 MeV 10 20 MeV 5 Prótons, exceto os de recuo, energia > 2 MeV (^5)

Partículas α, fragmentos de fissão, núcleos pesados (^20) Tabela 1: Fatores de ponderação da radiação para diferentes energias Fonte: Norma Posição Regulatória 3.01/002 – CNEN No que se refere aos fatores de ponderação do peso da radiação (WR), os valores se referem ao relacionamento da dose emitida por fontes internas ou pela radiação incidente no corpo. O anexo A da ICRP 60 demonstra novos valores para outros tipos de radiação.

Desse modo, a dose absorvida demonstra como a energia é depositada num material absorvedor, porém não indica quanto dano pode ser causado ao tecido, nem indica o grau de risco potencial. Por exemplo, o grau de risco produzido por uma dose absorvida de 0,5 Gy, para um certo tecido, será muito maior se a energia for depositada pela radiação alfa do que se for depositada pela radiação gama. Portanto, é usada uma grandeza denominada dose equivalente para a medida do efeito biológico causado por um tipo de radiação em um órgão ou tecido. Esta grandeza é calculada fazendo a multiplicação da dose absorvida causada em um órgão ou tecido, medida em Gray, por um fator adimensional, denominado fator de ponderação da radiação (wR), como demonstra a fórmula: 𝐻𝑇𝑅 = 𝐷𝑇𝑅 x 𝑊𝑅. Onde, HTR é a dose equivalente liberada para um órgão ou tecido T pela radiação do tipo R ; o DTR é a dose absorvida liberada para um órgão ou tecido T pela radiação do tipo R ; e o wR é o fator de ponderação para a radiação do tipo R. A unidade do SI para a grandeza dose equivalente também é o joule por quilograma, porém recebe o nome especial de Sievert (Sv) para distinguí-la da dose absorvida. 1 Sv = 1 J kg-1.

● DOSE EQUIVALENTE EFETIVA

Normalmente, a dose equivalente calcula separadamente cada órgão do corpo humano. Já a dose equivalente efetiva leva em conta o cálculo para os danos biológicos de todos os órgãos do corpo. Assim, alguns tecidos e órgãos do corpo são mais sensíveis a radiação que outros, e uma dose equivalente em um certo órgão pode ser mais danosa que para um outro órgão diferente. A ICRP recomenda fatores de ponderação para os tecidos (WT) que são aplicados para órgãos específicos do corpo. Estes fatores adimensionais levam em conta as diferentes radiossensibilidades dos diferentes órgãos e tecidos. A dose efetiva é apenas o somatório ponderado das doses equivalentes de cada órgão, conforme é demonstrado pela tabela abaixo dos diferentes fatores de ponderação do órgão ou tecido (WT).

Tecido Fator de Ponderação para Tecidos, (wT)

Gônadas 0, Medula Óssea 0, Colón 0,

Figura 1: Esfera ICRU com geometria num campo de radiação alinhado e expandido Fonte: TAUHATA et al, 2003

● DOSE EQUIVALENTE DIRECIONAL A energia da radiação gama ou X emitida por um aparelho ou qualquer elemento radioativo apresentam características que determinam a sua qualidade. Entretanto, o poder de penetração e seus efeitos com a matéria e apresentada pela maior ou menor intensidade dos feixes. “O equivalente de dose direcional H’ (d, Ω), em um ponto de um campo de radiação é o valor do equipamento de dose que seria produzido pelo correspondente campo expandido na esfera ICRU na profundidade d, sobre um raio na direção específica Ω”. O campo expandido é definido como um campo de radiação homogêneo, no qual a esfera ICRU fica sob ação de uma radiação com influência, distribuição de energia e distribuição direcional iguais ao ponto de referência P de um campo de radiação real” (Tauhata et all, 2003).

Figura 2: Esfera ICRU com geometria do equivalente de dose direcional num campo de radiação expandido Fonte: TAUHATA, et all, 2003.

A unidade de medida utilizada nessa abordagem e o J/Kg que também é denominado Sv ( Sievert ). A unidade no SI para energia que mede a energia das radiações é o joule (J). Porém, esta unidade é muito grande, e pouco conveniente para propósitos de radioproteção. Assim, a energia de radiação ionizante é medida em termos de eletron-volt (eV), onde um eletronvolt é a quantidade de energia ganha por um elétron quando é acelerado por uma diferença de potencial de um volt. Onde: 1 eV = 1,6 x 10-19^ J. Sabe-se que o material radioativo dentro do corpo, pode ser distribuído por todo o corpo ou concentrar-se em um único órgão. Portanto, também é necessário indicar as doses que provém da incorporação de materiais radioativos e estas doses são denominadas doses comprometidas. A dose comprometida é definida como a dose acumulada pelo corpo durante 50 anos após a incorporação, exceto no caso de incorporações por crianças onde é definida como a dose acumulada até a idade de 70 anos. A dose comprometida pode ser a dose absorvida comprometida, dose equivalente comprometida ou dose efetiva comprometida. A ela é atribuído um símbolo D(50), H(50), ou E(50) onde o número 50 representa o número de anos sobre o qual a dose está sendo calculada. Matematicamente, essa fórmula é expressa por: Onde: 𝑡 0 = é o instante que ocorreu a incorporação dD(t)/dt = taxa de dose absorvida 𝑡 = tempo transcorrido desde a incorporação da radiação

Para melhor aproveitamento, é apresentado na tabela abaixo o resumo das principais grandezas e unidades de medidas da radiação

Grandeza Símbolo Unidade do SI Nome da

Unidade

do SI

Conversão

Energia Joule (J) Eletronvolt (eV)

1 eV = 1,6 x 10-^19 J

Fluência Φ Partículas por metro quadrado m-^2

✔ Vídeo “Academia de Radiologia - Dose Equivalente Efetiva”. Disponível no link https://www.youtube.com/watch?v=pKes8uZ0Mv ✔ Vídeo “Academia de Radiologia - Dose Equivalente”. Disponível no link https://www.youtube.com/watch?v=Lh--umMSy0o

✔ Vídeo “Academia de Radiologia - Grandezas de Proteção Radiológica”. Disponível no

link https://www.youtube.com/watch?v=u5PZSzikAtM ✔ RDC 330, de 20 de dezembro de 2019. Disponível no link https://www.in.gov.br/en/web/dou/-/resolucao-rdc-n- 330 - de- 20 - de-dezembro-de- 2019 - 235414748?inheritRedirect=true

REFERÊNCIAS CONSULTADAS

BUSHONG, S. C. Ciências Radiológica para tecnólogos. Editora Elsevier, 9a^ ed. Rio de Janeiro, RJ, 2010.

LIMA, M. A. F; BORGES, J. C; MOTA, H. C. Determinação do equivalente de dose ambiental H(d), em uma instalação de radioterapia*. Universidade Federal do Rio de Janeiro. PEN/COPPE/UFRJ. Rio de Janeiro, RJ [s. d].

Norma da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) NN 3.01. Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica , Ministério da Ciência e Tecnologia, Brasil, 2014.

Posição Regulatório 3.01/002 Fatores de Ponderação para as grandezas de Proteção Radiológica , Ministério da Ciência e Tecnologia, Brasil, 2014.

OKUMO, E; YOSHIMURA, E. Física das Radiações. Editora Oficina de Textos. São Paulo, SP, 2010.

SOARES, F. A. P; LOPES, H. B. M. Radiodiagnóstico - Fundamentos Físicos. Editora Insular. Florianópolis, SC, 2003.

TAUHATA, L; SALATI, I. P. A; PRINZIO, A. D. Radioproteção e Dosimetria - Fundamentos. Instituto de Radioproteção e Dosimetria, Comissão Nacional de Energia Nuclear. 5ª Revisão. Rio de Janeiro, RJ. 2003.

AULA 2

RADIOPROTEÇÃO E RADIODIAGNÓSTICO

Prezado (a) aluno (a), nesta segunda aula você terá uma visão geral sobre

os princípios de proteção radiológica, os cuidados da radioproteção e uma

análise da classificação de áreas. Aprenderá neste estudo, os limites de Doses

Anuais, com uma visão genérica do Plano de Proteção Radiológica. Ao final da

aula, você terá acesso a indicações de vídeos e outros conteúdos que

complementarão seus estudos desta aula.

Objetivos de aprendizagem

Ao término desta aula você será capaz de:

● Adquirir conhecimentos de noções de radioproteção

● Adotar procedimentos para os cuidados da radioproteção

● Conhecer e classificar às áreas de uma instalação radioativa

● Obter uma visão genérica de um Plano de Proteção Radiológica

Seções de Estudo

1 – Introdução à Radioproteção

2 – Classificação de Áreas

4 – Plano de Proteção Radiológica (PPR)

1 – INTRODUÇÃO À RADIOPROTEÇÃO

Foi observado na aula 1 que os organismos internacionais ICRU e ICRP têm como propósito elaborar normas a fim de promover limites da radiação ionizante para as pessoas potencialmente exposta, na sua prática cotidiana, tanto aos pacientes quanto ao público de modo geral. As coletas das baixas doses de radiação continuam por meio de análise epidemiológica sendo tratadas pelo fato de seus efeitos aparecerem tardiamente. Entre esses efeitos, incluem o câncer. Nessa abordagem, cada país acolhe as recomendações internacionais fazendo adequações necessárias para execução e ajuste das normas nacionais vigentes. Na medicina, há incontáveis aplicações da radiação ionizante, tanto na terapia quanto no diagnóstico. Entretanto, os benefícios extraídos pelo uso da radiação encontram seu contraditório nas inúmeras pessoas que se expõe desnecessariamente pelo motivo de não ser possível blindar totalmente todo o tipo de radiação. A radioproteção traz como objetivos a proteção do homem e do ambiente contra o detrimento da manifestação dos efeitos da radiação, contudo é associado ao conjunto de medidas que visa proteger o homem e o meio ambiente de possíveis efeitos indevidos causados pelas radiações ionizantes. Nesse sentido é imperativo adotar no mínimo, medidas de proteção radiológica que contemple medidas de prevenção, controle e segurança das instalações radioativas. Os requisitos básicos de radioproteção devem ser observados em todo e qualquer procedimento com radiações ionizantes relacionados a profissionais, pacientes e indivíduos do público, quando aplicáveis, são eles:

● Princípio da justificação ● Princípio da otimização ● Princípio da limitação de doses O princípio da justificação: fornece um padrão moral e essencial para as radiações ionizantes serem inteligentemente usadas. Contudo, esse princípio orienta que não se deve haver nenhuma atividade envolvendo radiação ou exposição às radiações ionizantes sem que sejam justificadas a outras alternativas disponíveis e se produza um benefício para os indivíduos expostos e para a sociedade. Pela Organização Mundial de Saúde (OMS), as exposições médias devem ser justificadas levando-se em conta benefícios e riscos das técnicas alternativas.

As atividades da prática consideradas para esse princípio são: a produção de fontes de radiação, a utilização de fontes na medicina, indústria, agricultura, pesquisa e ensino, geração de energia nuclear, desde a mineração dos materiais físseis até o tratamento dos rejeitos radioativos resultantes, mineração de carvão, fosfato e outros minerais que possam aumentar a disposição das substâncias radioativas naturais. Soares (2002), define que o princípio da otimização assegura um esforço contínuo deve ser realizado para assegurar que as doses devam ser mantidas “tão baixas quanto razoavelmente exequíveis” - ALRARA ( As Low As Reasonably Achivable ), levando em consideração os fatores econômicos e sociais.

“Estudos epidemiológicos e radiobiológicos em baixas doses mostram que não existe um limiar de dose para os efeitos estocásticos” (Soares, 2002). O projeto, o planejamento de uso e a operação de instalações e de fontes de radiações devem ser feitos de modo a garantir que este princípio seja respeitado. Esse princípio traduz a maximização do benefício líquido, no âmbito da proteção radiológica. A maximização do benefício líquido, no âmbito da proteção radiológica é apresentado pela minimização do custo da proteção X e do custo do detrimento Y. Enquanto, a maximização do benefício líquido é alcançada pela minimização da soma das parcelas X e Y, assim representado pela fórmula: 𝐵𝑚á𝑥𝑖𝑚𝑜 = V - P – (X+Y) mim Onde: B = Benefício líquido da prática V = Benefício bruto P = Custo básico da implantação da prática X = Custo para alcançar um nível de proteção Y = Custo do detrimento

Figura 1: Análise custo x benefício da otimização Fonte: TAUHAT, 2003.