aula revisao - ILEA

Elementos e Isótopos
Tabela Periódica dos Elementos
Carta de Nuclídeos
Half-Life
1 – 10 days
10-100 days

Estrutura Nuclear
O núcleo atômico é constituído de A núcleons.
N nêutrons
Z prótons
A número de massa
Z número atômico
A = N + Z

Notação Química
A
Z X
A número de massa
Z número atômico (prótons).
O número de nêutrons é obtido de N = A - Z.
4
2 He
239
94 Pu

Grandezas e Unidades
ENERGIA: Propriedade de um sistema que lhe
permite realizar trabalho, podendo ter várias
formas: térmica, cinética, potencial, química,
elétrica, mecânica, eletromagnética, nuclear...
A unidade de medida de energia do SI é o
Joule, ou seja, o trabalho realizado pela força
constante de 1 Newton, cujo ponto de
aplicação se desloca da distância de 1 metro
na direção da força.
1 cal = 4,18 J
1 eV = 1,6 10 -19 J

Grandezas de Radioatividade
GRANDEZA
ATIVIDADE
CONSTANTE DE
DECAIMENTO OU
DE DESINTEGRAÇÃO
UNIDADE
Becquerel
1Bq = s -1
s -1
DEFINIÇÃO
A = dN / dt
λ = dP/dt
CONSTANTE DE TAXA DE
KERMA NO AR
MEIA -VIDA
m 2 .Gy.Bq.s -1
s, min, h, a
•
Γ δ = d K δ /A
t 1/2 = ln 2/λ
VIDA - MÉDIA
s, min, h,
τ = 1/ λ

Grandezas e Unidades
Atividade (de uma quantidade de radionuclídeo
em um determinado estado de energia em um
instante de tempo) - Grandeza definida por:
A=dN/dt
onde dN é o valor esperado do número de
transições nucleares espontâneas daquele
estado de energia no intervalo de tempo dt.
A unidade do sistema internacional é o
recíproco do segundo (s -1 ) denominado
becquerel (Bq).

Cálculo de Atividade
A atividade de uma amostra contendo material
radioativo é o número de desintegrações que
ocorrem por unidade de tempo nessa amostra
A = dN/dt
sendo proporcional ao número de átomos
radioativos presentes.
A = λ . N
onde λ é a constante de desintegração.

Cálculo de Atividade
dN/dt = - λ . N
dN/N = - λ . dt
∫
dN/N = ∫ - λ . dt
Integrando de N 0 a N e de 0 a t :
ln N – ln N 0 = -λ . (t – 0)
ln (N/N 0 ) = -λ . t
N/N 0 = e -λ . t

Cálculo de Atividade de 1g de 226 Ra
SABE-SE QUE UM ÁTOMO-GRAMA DE QUALQUER
ELEMENTO POSSUI
6,02 . 10 23 ÁTOMOS DESSE ELEMENTO.
ASSIM, PARA UMA AMOSTRA CONTENDO UM GRAMA
DE RÁDIO-226:
(1 átomo-grama de Ra-226 = 226 g)
226 g de Ra-226 6,02 . 10 23 átomos
1 g N
SABENDO-SE O NÚMERO DE ÁTOMOS RADIOATIVOS
NA AMOSTRA, CALCULA-SE SUA ATIVIDADE, EM
DESINTEGRAÇÕES POR SEGUNDO ( Bq )
A = λ . N = (ln 2 / t ½ ) . (1 . 6,02 .10 23 / 226)

Cálculo de Atividade de 1g de 226 Ra
A = λ . N = (ln 2 / t ½ ) x (1 x 6,02 x10 23 / 226)
A MEIA VIDA DO Ra-226 é 1600 anos =
1600 x 365 x 24 x 60 x 60 = 5,04576 x 10 10 s
ENTÃO
A =[ 0,693/ 5,04576x 10 10 ] x [6,02 x 10 23 / 226]
A = 3,67 x 10 10
Observe que 1 Ci = 3,7 x 10 10 Bq

Grandezas e Unidades
Fluência - Grandeza definida por:
φ = dN/da
onde dN é o número de partículas incidentes
sobre uma esfera de secção de área, da.
A unidade é m -2

Grandezas e Unidades
Constante de Decaimento – Grandeza
definida por:
λ = dP/dt
onde dP é a probabilidade de um dado
núcleo sofrer uma transição nuclear
espontânea, de um dado estado de
energia, em um intervalo de tempo dt.
Também conhecida como constante de
desintegração, tem por unidade o s -1 .

Relação entre Constante de
Desintegração e Meia-Vida
Quando N = N 0 /2 t = t 1/2
Então
1/2 = e -λ . t
ln (1/2) = - λ . t 1/2
ln 1 - ln 2 = - λ . t 1/ 2
λ = ln 2 / t 1/2

Grandezas e Unidades
Meia-Vida - Intervalo de tempo necessário
para que o número inicial de núcleos
radioativos de uma amostra, num
determinado estado energético, se reduza
à metade.
t 1/2
= ln 2/λ
A meia-vida é expressa em unidade de
tempo (s, min, h, ou a).

Decaimento Radioativo

Grandezas e Unidades
Vida Média – Corresponde ao inverso da constante de
decaimento e representa a média das durações de
todos os átomos radioativos contidos na amostra
que resulta em:
τ = 1/λ = t 1/2
/ln 2
A vida média é também expressa em unidade de tempo
e é empregada para calcular o número total de
desintegrações de uma fonte radioativa.

GRANDEZAS E UNIDADES
Exemplo de Vida Média
Uma fonte de 1,8 mCi de Rn-222, cuja meia vida é 3,83 dias,
é permanentemente implantada em um paciente.
Determine a radiação emitida.
Vida Média = 1,44 x 3,83 dias = 5,51 dias
A fonte decaindo com uma atividade constante de 1,8 mCi
durante 5,51 dias representaria o mesmo número de
desintegrações que a da fonte decaindo exponencialmente
até ser exaurida.
1,8 mCi x 3,7 10 7 Bq (dps) x 5,51 d x (24 x 60 x 60) s/d =
= 3,17 x 10 13 desintegrações.

Grandezas e Unidades
Exposição – Grandeza definida por:
dQ /dm
onde dQ é o valor absoluto da carga total
de íons de um dado sinal, produzidos no
ar, quando todos os elétrons (negativos e
positivos) liberados pelos fótons no ar em
uma massa dm (devido à interação dos
fótons com o ar), são completamente
freados no ar.

Grandezas e Unidades
Exposição
Esta grandeza só pode ser definida para o
ar e para fótons X ou γ.
A unidade especial Roentgen (R) está
relacionada com a unidade do sistema
Internacional, Coulomb/kg (C/kg) por:
1 R = 2,58 . 10 -4 C/kg

Grandezas e Unidades
Dose - dose absorvida, dose efetiva, dose
equivalente ou dose comprometida,
dependendo do contexto.
Dose absorvida - D - grandeza dosimétrica
fundamental expressa por
D = dε /dm
onde dε é a energia média depositada pela
radiação em um volume elementar de
matéria de massa dm. A unidade SI de
dose absorvida é o joule por quilograma,
denominada gray (Gy). A unidade antiga é
o rad (radiation absorved dose)
1 Gy = 100 rad

Relação entre Dose Absorvida e Exposição
Estudos experimentais mostram ser necessário, em média,
33,8 eV de energia para arrancar um elétron do ar,
produzindo1,6 x10 -19 C.
Por outro lado, 1 R = 2,58x10 -4 C/kg
1,6x10 –19 C – 33,8 eV
1R = 5,386 x10 13
eV/g
Como 1eV = 1,6x10 –12 erg ---->
1R = 86,2 erg/g --->
Como 1 rad = 100 erg/g
1R = 0,86 rad ( no ar).
1R ~ 0,96 rad ( no tecido humano).

Grandezas e Unidades
Kerma
( Kinectic energy released per unit mass)
Grandeza expressa por:
K = dE tr
/dm
onde dE tr
é a soma de todas as energias
cinéticas iniciais de todas as partículas
carregadas liberadas por partículas neutras
ou fótons (X e γ), incidentes em um
material de massa dm. A unidade de kerma
é J/kg, ou seja, gray (Gy)

Grandezas e Unidades
kerma
O conceito de kerma engloba a energia
recebida pelas partículas carregadas,
normalmente elétrons de ionização, que
podem dissipá-la nas colisões sucessivas
com outros elétrons ou na produção de
radiação de frenamento (bremsstrahlung).
Assim:
K = K c
+ K r

Grandezas e Unidades
kerma
K c - kerma de colisão, quando a energia é
dissipada localmente, por ionizações ou
excitações;
K r – kerma de radiação, quando a energia
é dissipada longe do local de incidência,
por meio de raios X.

Grandezas e Unidades
kerma
No caso de existir equilíbrio eletrônico, ou seja,
(i)densidade e composição do meio homogêneas,
(ii) campo uniforme de radiação indiretamente
ionizante,
(iii) campos elétricos ou magnéticos homogêneos,
Dose Absorvida = Kerma de Colisão
( D = K c
)

Grandezas e Unidades
Dose Equivalente, H T
• Em proteção radiológica, a grandeza básica é
a dose absorvida média no órgão ou tecido
humano.
• Para um mesmo valor de dose absorvida,
observa-se que algumas radiações são mais
efetivas do que outras em causar efeitos
estocásticos.
• Para levar em consideração esse fato, foi
introduzida uma grandeza mais apropriada, a
dose equivalente.

Grandezas e Unidades
Dose Equivalente - H T
(NN-3.01)
Grandeza expressa por
H T
= D T
w R
onde D T
é dose absorvida média no órgão ou
tecido humano e w R
é o fator de
ponderação da radiação.
A unidade SI de dose equivalente é o joule
por quilograma, denominada sievert (Sv).
1 Sv = 100 rem

Grandezas e Unidades
Fator de Ponderação da Radiação (NN-3.01)
TIPO DE RADIAÇÃO E ENERGIA
W R
FÓTONS DE TODAS AS ENERGIAS
ELÉTRONS DE TODAS AS ENERGIAS
NÊUTRONS: E < 10 keV
PRÓTONS E > 2 MeV
10 keV < E < 100 keV
100 keV < E < 2 MeV
100 keV < E < 20 MeV
E > 20 MeV
PARTÍCULAS ALFA, FRAGMENTOS DE
FISSÃO
1
1
5
10
20
10
5
5
20

Grandezas e Unidades
Dose efetiva, E
Para refletir o detrimento combinado dos
efeitos estocásticos causados pelas doses
equivalentes em todos os órgãos e tecidos
do corpo, a dose equivalente em cada
órgão e tecido é multiplicada pelo
respectivo fator de ponderação do tecido,
w T
, sendo, então, feito o somatório desses
produtos para obter a dose efetiva, E.
E = Σ
T
w T . H T

Fatores de Ponderação dos Tecidos, w T
Tecido ou órgão w T
(NN-3.01)
• Medula óssea (vermelha) 0,12
• Gônadas 0,20
• Cólon 0,12
• Pulmão 0,12
• Estômago 0,12
• Bexiga 0,05
• Mama 0,05
• Fígado 0,05
• Esôfago 0,05
• Tireóide 0,05
• Pele 0,01
• Superfície óssea 0,01
• Restante 0,05*
* glândulas supra-renais, cérebro, intestino grosso superior,
intestino delgado, rins, músculos, pâncreas, baço, timo e
útero.

Doses de Radiação
FONTE
DENTRO OU
FORA DO
CORPO
ENERGIA
NUCLEAR
DOSES
ABSORVIDAS,
D T [Gy]
TECIDOS E
ÓRGÃOS
FATORES DE
PONDERAÇÃO DA
RADIAÇÃO, W R
DOSE
EFETIVA, E [Sv]
E = Σ w T .H T
FATORES DE
PONDERAÇÃO
DOS TECIDOS, w T
DOSES
EQUIVALENTES,
H T [Sv]
TECIDOS E
ÓRGÃOS

Equivalência entre Unidades Antigas e
Unidades do Sistema Internacional
GRANDEZA
EXPOSIÇÃO
DOSE ABSORVIDA
DOSE
EQUIVALENTE
UNIDADE
ANTIGA
1 R
1 rad
1 rem
UNIDADE
SI
2,58 .10 -4
C/kg
0,01 Gy =
= 0,01 J/kg
0,01 Sv =
= 0,01J/kg
PARA FÓTONS: 1R ~1rad = 1 rem no tecido humano

Grandezas e Unidades
Dose Absorvida Comprometida, D(t)
Grandeza expressa por:
t 0 + τ
D(τ) = ∫ [dD(t)/ dt] . dt
t 0
t 0 - instante em que ocorre a incorporação;
dD(t)/dt - taxa de dose absorvida em um tempo t;
t - tempo transcorrido após a incorporação das
substâncias radioativas;
Quando não especificado de outra forma, t tem
o valor de 50 anos para adultos e até a idade
de 70 anos para a incorporação por crianças.

Grandezas e Unidades
Dose Equivalente Comprometida, H T
(τ)
Grandeza expressa por:
t 0 + τ
H T (τ) = ∫ [dH T (t)/dt] . Dt
t 0
t o
- instante em que ocorre a incorporação,
dH T (t) / dt - taxa de dose equivalente no órgão ou
tecido no tempo t
τ - período de tempo transcorrido após a incorporação
das substâncias radioativas.
Quando não especificado de outra forma, t tem o valor de
50 anos para adultos e até a idade de 70 anos para a
incorporação por crianças.

Grandezas e Unidades
Dose Efetiva Comprometida, E(τ )
Grandeza expressa por
E(τ) = ∑ w T . H T (τ)
T
H T (τ) - dose equivalente comprometida no
tecido t no período de integração t;
w T -
fator de ponderação de órgão ou tecido;
Quando não especificado de outra forma, t
tem o valor de 50 anos para adultos e até a
idade de 70 anos para a incorporação por
crianças.

Grandezas e Unidades
Dose Coletiva
Expressão da dose efetiva total recebida por
uma população ou um grupo de pessoas,
definida como o produto do número de
indivíduos expostos a uma fonte de radiação
ionizante, pelo valor médio da distribuição de
dose efetiva desses indivíduos.
A dose coletiva é expressa em pessoa-sievert
(pessoa-Sv).

Grandezas e Unidades
Restrição de Dose
Valor inferior ao limite de dose,
estabelecido pela CNEN como uma
restrição prospectiva nas doses
individuais relacionadas a uma
determinada fonte de radiação ionizante.
Leva em conta a possibilidade de
irradiação de um indivíduo por mais de
uma fonte radioativa e pode ser
considerada como um fator de segurança.

Grandezas e Unidades
Transferência Linear de Energia, TLE
Linear Energy Transfer, LET
TLE - energia média liberada por unidade de
comprimento ao longo do caminho percorrido
por fótons ou partículas no meio irradiado,
normalmente expressa em kev/µm
BAIXO TLE (LET) : RAIOS X, RAIOS γ
ALTO TLE (LET) : PARTÍCULAS α, β, NÊUTRONS,
PRÓTONS, IONS

Mecanismos de Interação das
Radiações Ionizantes com o Tecido
TRANSFERÊNCIA DE ENERGIA
A ENERGIA ABSORVIDA PELA CÉLULA E A QUALIDADE DA
RADIAÇÃO (ALFA, BETA, GAMA, NÊUTRONS), PARA A MAIORIA
DOS EFEITOS OBSERVADOS, SÃO FATORES IMPORTANTES.
BAIXO TLE : RAIOS X E γ E PARTÍCULAS β TÊM UMA
PROBABILIDADE BAIXA DE INTERAGIR COM OS ÁTOMOS DO
MEIO IRRADIADO
EFEITOS PEQUENOS E ISOLADOS, DE TAL
FORMA QUE O REPARO MOLECULAR É POSSÍVEL
ALTO TLE: PARTÍCULAS PESADAS (α, PRÓTONS , NÊUTRONS)
LIBERAM SUA ENERGIA AO LONGO DE UMA TRAJETÓRIA MAIS
CURTA
MUITOS EVENTOS DE IONIZAÇÃO COM ALTA
PROBABILIDADE DE EFEITOS DANOSOS

Grandezas e Unidades
Eficácia Biológica Relativa, EBR
Relative Biological Efficiency, RBE
Quando a qualidade da radiação muda (por
exemplo, raios x para nêutrons) o efeito
biológico causado por uma mesma dose de
radiação não é necessariamente o mesmo.
EBR : razão entre a dose de radiação de
referência, que produz um determinado efeito
biológico, e a dose de radiação em estudo,
necessária para produzir o mesmo efeito.
Quando o valor de EBR de uma radiação é
comparado com o de outra , temos:
EBR 1 /EBR 2 = D 2 /D 1

Efeitos Biológicos das Radiações Ionizantes
RADIAÇÃO
CÉLULA NORMAL
REPARO BEM
SUCEDIDO
DANO NO
DNA
MORTE CELULAR
REPARO MAL
SUCEDIDO
CÂNCER

Efeitos Biológicos das Radiações
PRODUÇÃO DE ELÉTRONS HIDRATADOS E
RADICAIS LIVRES
IONIZAÇÃO DA MOLÉCULA D’ÁGUA
hν
H 2
O H 2
O + + ε - H 2
O + + ε - (aq)
H 2
O + •OH + H +
FORMAÇÃO DE RADICAIS LIVRES
hν
H 2
O H 2
O* H • + • OH
Os principais produtos resultantes da irradiação da água
pura tendem a reagir com as bases nitrogenadas do
DNA (Adenina, Guanina, Citosina e Timina) ou, na
ausência destas, entre si, conforme se segue:
ε - (aq) + ε - (aq) + 2 H 2
O → 2 H 2
+ OH -
H • + H • → H 2
• OH + • OH → H 2
O 2
H • + • OH → H 2
O

Efeitos Biológicos das Radiações Ionizantes
EFEITOS
EFEITOS DETERMINÍSTICOS
EFEITOS
ESTOCÁSTICOS
DOSE DE RADIAÇÃO

CLASSIFICAÇÃO DOS EFEITOS BIOLÓGICOS
Os efeitos biológicos classificam-se quanto:
1°- A DOSE ABSORVIDA
• ESTOCÁSTICO;
• DETERMINISTICO.
• IMEDIATOS;
2°- AO TEMPO DE MANIFESTAÇÃO
• TARDIOS OU
RETARDADOS.
3°- AO NÍVEL DE DANO
• SOMÁTICO;
• GENÉTICOS.

Efeitos Estocásticos e
Efeitos Determinísticos
EFEITOS ESTOCÁSTICOS:
A PROBABILIDADE DE
OCORRÊNCIA É FUNÇÃO DA
DOSE.
NÃO EXISTE LIMIAR
DE DOSE.
HÁ CHANCE DE QUE
CERTOS EFEITOS SE
MANIFESTEM DEPOIS DE UM
PERÍODO DE TEMPO LONGO.
QUANDO AS GÔNODAS
SÃO IRRADIADAS, PODEM
LEVAR À ALTERAÇÃO DO
MATERIAL HEREDITÁRIO
CONTIDO NOS GAMETAS.
EFEITOS DETERMINÍSTICOS:
SURGEM NUM CURTO ESPAÇO
DE TEMPO (DIAS, HORAS,
MINUTOS) A PARTIR DE UM
VALOR DE DOSE LIMIAR.
SUA GRAVIDADE É FUNÇÃO
DO AUMENTO DESSA DOSE
SÃO ATRIBUÍDOS À MORTE
CELULAR OU À PERDA DE
CAPACIDADE DE REPOSIÇÃO DE
CÉLULAS DE VIDA BIOLÓGICA
RELATIVAMENTE CURTA E QUE
DEVEM SE MANTER EM ESTADO
DE REPRODUÇÃO.
(CÉLULAS: DA PELE E DAS CAMADAS
INTERNAS DE TECIDOS, DA MEDULA
ÓSSEA, DA LINHAGEM GERMINATIVA)

Efeitos Estocásticos
Cancer de tireóide diagnosticado até 1998 entre
crianças de 0-17 anos na data do axidente de
Chernobyl
Number
300
250
200
150
100
50
Belarus
Russian Federation
Ukraine
Total
0
1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998
Year

Síndrome Aguda da Radiação
HEMATOPOIÉTICA (LEVE/MODERADA/SEVERA)
GASTROINTESTINAL - CERCA DE 85% DE MORTALIDADE
NEUROVASCULAR - 100% LETAL
LESÃO LOCALIZADA
1 O GRAU - VERMELHIDÃO
2 O GRAU - BOLHA
3 O GRAU - ÚLCERA/NECROSE

Detrimento à Saúde Devido aos
Efeitos Estocásticos
Detrimento pode ser melhor pensado como sendo
a probabilidade da radiação causar um nível de
dano total julgado como equivalente a uma morte
que leva a uma perda de expectativa de vida de
15 anos.
Coeficientes nominais de fatalidade e detrimento
são empregados para determinar os fatores de
ponderação de tecidos, fatores esses usados para
o cálculo de doses equivalentes e doses efetivas.

FATOR DE QUALIDADE E TLE
TIPO DE RADIAÇÃO
RAIOS-X, RAIOS GAMA, ELÉTRONS
PRÓTONS DE ALTA ENERGIA
NÊUTRONS DE ENERGIA
DESCONHECIDA
PARTÍCULAS ALFA
Q
1
10
20
20
TLE NA ÁGUA (MeV/µm)
< 10
10 – 100
> 100
Q
1
0,32.L – 2,2
300/L 1/2

EBR x TLE
TLE médio na água em KeV/µ m.
EBR
3,5 ou menos 1
3,5 a 7,0 1 a 2
7,0 a 23,0 2 a 5
23,0 a 53,0 5 a 10
53,0 a 175,0 10 a 20
INICIALMENTE ESTABELECEU-SE O VALOR DO FATOR DE QUALIDADE Q A PARTIR DOS
VALORES DE LET NA ÁGUA (ICRP-26), MAS DEVIDO AS INCERTEZAS ASSOCIADAS, ESTE FATOR
FOI SUBSTITUÍDO POR UM NOVO, CONHECIDO COMO FATOR DE PESO DA RADIAÇÃO WR (ICRP-
60). OS VALORES DE WR PARA UM DETERMINADO TIPO E ENERGIA DE RADIAÇÃO FORAM
SELECIONADOS PARA SEREM REPRESENTATIVOS DOS VALORES DE RBE EM PRODUZIR
EFEITOS ESTOCÁSTICOS A BAIXAS DOSES.

Meia-Vida Biológica e Meia-Vida Efetiva
O intervalo de tempo necessário para que o organismo elimine
metade de uma substância ingerida ou inalada é chamado meia-vida
biológica t b e o efeito combinado com a meia-vida física t do
radionuclídeo é chamada meia vida efetiva t ef e é dada pela equação
abaixo:
t ef = [t b . t 1/2 ]/ ( t b + t 1/2 )
Para o I-131 a sua meia vida biológica é igual a 138 dias e sua meia
vida física igual a 8,1 dias, resultando portanto em uma meia vida
efetiva de 7,6 dias.
Um outro conceito importante chama-se vida média e é definida
como a média das durações de todos os átomos radioativos contidos na
amostra que resulta em:
t ed = t 1/2 /ln (2) = 1/λ

Medindo o Dano Causado pela Radiação
A quantificação do dano causado pela radiação
em células vivas, tecidos e organismos é
geralmente expressa através de
curvas dose-efeito

Medindo o Dano Causado pela Radiação
Exemplo
Expor cultura de células a doses
crescentes de radiação e medir o número
de células sobreviventes
dose 1
dose 2
células
dose 3
dose 4

Medindo o Dano Causado pela Radiação
1
Fração
Sobrevivente
.1
.01
.001
0 1 2 3 4 5
Dose (Gy)
6

Medindo o Dano Causado pela Radiação
Fração de Células Sobreviventes
1
0.1
0
Millar et al.
Raios-X
4
He
1 2 3 4 5 6 7
Dose (Gy)
Observações
• Raios-X
Moderadamente
Efetivos
Efeito Curvilíneo
com a Dose
• Partículas Alfa
Muito Efetivas
Efeito Linear com a Dose

Medindo o Dano Causado pela Radiação
Observações:
10 1
V79 cells
• A Efetividade
Biológica da
Radiação é
dependente
da sua
Energia
surviving fraction
10 0
10 -1
10 -2
0.28 keV
C K X-rays
Raios-X
Energéticos
10 -3
1.5 keV Al K
X-rays
Prise, Folkard & Michael, 1989
Goodhead and Nikjoo, 1989
10 -4 0 4 8 12
Dose (Gy)

Transferência Linear de Energia
Radiação LET (keV µm -1 )
250kVp raios-X
raios γ
prótons
nêutrons
partículas α
íons pesados

Interação do Elétron com o DNA

Efeito do LET na Sobrevivência das Células

Eficácia cia Biológica Relativa
Ln (S)
Ombro da curva indica
reparo celular a baixas doses
Sem ombro – Não háh
reparo celular
Nêutrons
Fótons Gama
Efeitos
Mesmo Efeito Biológico
Doses Diferentes de 2
tipos de radiação
D n
Dose
D γ

Eficácia cia Biológica Relativa e
Fator de Qualidade
( Efeito )
Biológico da Radiação Y para uma Dose Z
Efeito Biológico de Raios X de 250 kVp, , para uma Dose Z
Radiação
Fator de Qualidade (Q)Q
fóton,
β 1
próton, nêutron 10
alfa 20

Relação entre TLE(LET) e EBR (RBE)
RBE (arb. units)
5
4
3
2
1
raios γ
raios X
prótons, nêutrons
partículas α
íons pesados
1 10 100 1000
LET / keV µm -1

Razão de Intensificação do Oxigênio (OER)

Efeito Oxigênio

Efeito
Oxigênio

Efeito
Oxigênio

Erro X Incerteza
ERRO: DIFERENÇA ENTRE O VALOR MEDIDO E O
“VALOR VERDADEIRO”
INCERTEZA: É A QUANTIFICAÇÃO DA DÚVIDA
SOBRE O RESULTADO DA MEDIÇÃO.
A incerteza de uma medição não é outra coisa
senão sua qualidade.
Em linguagem corriqueira, isso pode ser
expresso por “mais ou menos”

Incerteza
DESVIO PADRÃO
n
s 2 = [ Σ ( x i
– x m
) 2 /(n-1)]
1
x m
- média aritmética de n resultados
considerados
x i
- resultado de i-ésima medição

Excesso de nêutrons

Excesso de prótons

Excesso de prótons

Energia Residual

Interação da Radiação

Interação da Radiação Eletromagnética
com a Matéria
As radiações eletromagnéticas ionizantes
podem penetrar em um material, percorrendo
grandes espessuras antes de sofrer a primeira
interação.
Este poder de penetração depende da
probabilidade ou secção de choque de
interação para cada tipo de evento que pode
absorver ou espalhar a radiação incidente.

Interação da Radiação Eletromagnética
com a Matéria
Os principais modos de interação, excluindo as
reações nucleares, são:
- efeito fotoelétrico,
- efeito Compton e
- produção de pares.

Efeito Fotoelétrico
O efeito fotoelétrico é caracterizado pela
transferência total da energia da radiação
X ou gama (que desaparece) a um único
elétron orbital, que é expelido com uma
energia cinética E c bem definida.

Efeito Compton
Este efeito, ao contrário do fotoelétrico,
ocorre com elétrons livres ou fracamente
ligados aos átomos.
O fóton incidente transfere parte de sua
energia para o elétron, continuando sua
sobrevivência dentro do material em outra
direção com outra energia.

Formação de Par
Predominante para altas energias.
Ocorre quando fótons de energia superior a
1,022 MeV passam perto de núcleos de
número atômico elevado, interagindo com o
forte campo elétrico nuclear.
Nesta interação a radiação desaparece e dá
origem a um par elétron-pósitron.

Formação de Par
As duas partículas transferem a sua energia
cinética para o meio material, sendo que o
pósitron volta a se combinar com um elétron
do meio e dá origem a 2 fótons, cada um com
energia de 511 keV.

Atenuação da Radiação

Atenuação da Radiação
O camada semi-redutora (CSR) é definida
como a espessara necessária para atenuar o
feixe de radiação pela metade, ela é dada
por:
CSR = ln 2/µ
O coeficiente de atenuação linear é resultado
da soma dos coeficientes de atenuação
linear de cada uma dos efeitos de interação
descritos anteriormente.

Atenuação da Radiação

Interação de Partículas Carregadas
Partículas carregadas interagem com a
matéria através da força elétrica e podem
perder energia devido a:
– Excitação
– Ionização
– Perda radioativa (Bremsstrahlung)

Interação de Partículas Carregadas
O elétron segue caminhos tortuosos na
matéria, resultado de sua pequena massa
A partícula α segue caminhos menos
tortuosos, resultado de sua grande massa

Interação de Nêutrons com a Matéria
Como nêutrons não são partículas
carregadas, eles não interagem através
da força elétrica, conseqüentemente não
“sentem” a presença dos elétrons”.
Eles podem interagir com os núcleo dos
átomos, os núcleos então podem liberar
partículas carregadas que causam
excitação ou ionização.

Interação de Nêutrons com a Matéria

Radiação Beta
Radiação beta (β) é o termo usado para
descrever elétrons (negatrons e pósitrons) de
origem nuclear, carregados positiva (β+) ou
negativamente (β-).
Sua emissão constitui um processo comum em
núcleos de massa pequena ou intermediária,
que possuem excesso de nêutrons ou de
prótons em relação à estrutura estável
correspondente.

Emissão β -
Quando um núcleo tem excesso de nêutrons em
seu interior e, portanto, falta de prótons, o
mecanismo de compensação ocorre através da
transformação de um nêutron em um próton
mais um elétron, que é emitido no processo de
decaimento.
0
1 n —> + 1p + - 0e + ν*

Emissão β +
Essa emissão provém da transformação de um
próton em um nêutron.
+
1 p —> 0 1 n + + 0 e + ν

Captura Eletrônica
Em alguns núcleos, a transformação do próton
em nêutron ao invés de ocorrer por emissão de
um pósitron, se processa pela captura de um
elétron orbital.
+
1 p + - 0 e —> 0 1 n + ν

Radiação Alfa
Quando o número de prótons e nêutrons é
elevado, o núcleo pode se tornar instável devido
à repulsão elétrica entre os prótons, que pode
superar a força nuclear atrativa, de alcance
restrito, da ordem do diâmetro nuclear. Nesses
casos pode ocorrer a emissão pelo núcleo de
partículas constituídas de 2 prótons e 2 nêutrons
(núcleo de 4 He), que permite o descarte de 2
cargas elétricas positivas (2 prótons) e 2
nêutrons, num total de 4 nucleons, e grande
quantidade de energia.

Equação da Transformação
no Decaimento Alfa
A Z X —> A-4 Z-2Y + 4 2He + energia
239 94 Pu —> 235 92U + 4 2He + 5,2 MeV
ENERGIA DA RADIAÇÃO ALFA
A emissão representa transições com
energias bem definidas e, portanto, com
valores discretos (não contínuo).

Emissão Gama
Quando um núcleo decai por emissão de
radiação alfa ou beta, geralmente o núcleo
residual tem seus nucleons fora da
configuração de equilíbrio, ou seja, estão
alocados em estados excitados.
Assim para atingir o estado fundamental,
emitem a energia excedente sob a forma de
radiação eletromagnética, denominada
radiação gama (γ).

Radiações Diretamente Ionizantes
No processo de transferência de energia de uma
radiação incidente para a matéria, as radiações
que têm carga, como elétrons, partículas e
fragmentos de fissão, atuam principalmente por
meio de seu campo elétrico e transferem sua
energia para muitos átomos ao mesmo tempo, e
são denominadas radiações diretamente
ionizantes.

Radiações Indiretamente Ionizantes
As radiações que não possuem carga, como as
radiações eletromagnéticas e os nêutrons, são
chamadas de radiações indiretamente
ionizantes, pois interagem individualmente
transferindo sua energia para elétrons, que irão
provocar novas ionizações.

Coeficiente de Atenuação
Linear Total, µ
I=I o e -µx
µ é a probabilidade do feixe sofrer atenuação
devido a eventos de espalhamento Compton,
absorção fotoelétrica ou formação de pares,
sendo denominado de Coeficiente de Atenuação
Linear Total.
µ = µ c + µ f + µ p

Alcance de Partículas Carregadas
em um Material (“Range”)
Com as constantes colisões e eventual
emissão de radiação de frenamento, as
partículas carregadas penetram num meio
material até que sua energia cinética entre
em equilíbrio térmico com as partículas do
meio, estabelecendo um alcance R no meio
absorvedor, após um percurso direto ou em
zig-zag.

ALCANCE ALFA E BETA
Curvas de alcance em função da energia.

DETECTORES DE RADIAÇÃO
A DETECÇÃO DAS RADIAÇÕES É
BASEADA NA INTERAÇÃO QUÍMICA
OU FÍSICA DAS RADIAÇÕES COM A
SUBSTÂNCIA SENSÍVEL DO
DETETOR

DETECTORES A GÁS
A PROBABILIDADE DE INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM O
GÁS, RESULTANDO NA FORMAÇÃO DE PARES DE ÍONS,
VARIA COM O CAMPO ELÉTRICO APLICADO
(OU DIFERENÇA DE POTENCIAL APLICADA) AO GÁS
DENTRO DO VOLUME SENSÍVEL DO DETECTOR.
RESPOSTA DO DETECTOR A GÁS EM FUNÇÃO DA
TENSÃO APLICADA

DETECTORES A GÁS
I - REGIÃO INICIAL NÃO PROPORCIONAL
Os pares de íons formados sofrem um processo de recombinação,
devido à baixa diferença de potencial.
II - REGIÃO DE SATURAÇÃO DE ÍONS ⇒ CÂMARA DE IONIZAÇÃO
Todos os íons formados são coletados
III - REGIÃO PROPORCIONAL ⇒ DETECTOR PROPORCIONAL
Os elétrons acelerados têm energia suficiente para criar novos
pares de íons, ocorrendo uma multiplicação, que é linearmente
proporcional ao número de pares de íons gerados pela radiação
primária (aquela que se quer medir).

DETECTORES A GÁS
IV - REGIÃO DE PROPORCIONALIDADE LIMITADA:
A multiplicação de íons passa a ser não linear
V-REGIÃO GEIGER MÜLLER ⇒ DETECTOR GEIGER MÜLLER
A carga espacial criada pelos íons positivos no catodo
interrompe o processo de multiplicação. O sinal independe da
energia da radiação (o número de pares de íons criados são
da mesma ordem de grandeza).
VI – REGIÃO DE DESCARGA CONTÍNUA
Surgimento de centelhas.

DETECTORES À CINTILAÇÃO
BANDA DE CONDUÇÃO
Sítios Especiais Criados por Ativadores
FÓTON DE CINTILAÇÃO
Estado Fundamental do Ativador
BANDA DE VALÊNCIA
Exemplo: NaI (Tl)

DETECTORES À CINTILAÇÃO
FOTOMULTIPLICADORA
SUA FUNÇÃO BÁSICA NUM SISTEMA DE DETEÇÃO QUE
EMPREGA CINTILADORES(CRISTAIS DETECTORES) É
COLETAR A LUZ PRODUZIDA E TRANSFORMÁ-LA EM
PULSOS DE CORRENTE ELÉTRICA
FOTOCATODO
DINODOS
(DE 8 A 10)

MONITORAÇÃO PESSOAL
FILME
DOSIMÉTRICO
TLD

MONITORAÇÃO PESSOAL
CANETAS DOSIMÉTRICAS
0 - 200 mRAD
0 - 5 RAD
CARREGADOR
0 - 50 RAD
0 - 200 RAD

TIPOS DE MONITORAÇÃO
LEVANTAMENTO RADIOMÉTRICO
O levantamento radiométrico é bastante eficaz para se
encontrar fontes perdidas ou pontos de contaminação no
campo ou instalações. Este método consiste em varrer
toda a área que se supõe está contaminada ou exposta a
uma fonte radioativa
•Escolher um monitor bastante sensível
•Dividir a área mentalmente em quadrantes
•Medir a radiação de fundo em um local fora
da área isolada, e assumir este valor como
sendo zero
•Iniciar o levantamento com a parte sensível
do detetor elevado a 45º do solo
•Ir passando pelos quadrantes lentamente até
que toda área tenha sido monitorada

TIPOS DE MONITORAÇÃO
MONITORAÇÃO DE SUPERFÍCIES
•Escolher um monitor que possua sonda
para contaminação de superfície
•Dividir a superfície mentalmente em
quadrantes
•Iniciar o levantamento com a sonda
detectora a 5 cm da superfície
•Medir a radiação de fundo em um local
afastado da superfície contaminada, e
assumir este valor como sendo zero
•Ir passando pelos quadrantes
lentamente até que seja completada a
monitoração de toda a superfície