Sievert

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O Sievert (Sv) é a unidade usada para dar uma avaliação do impacto da radiação ionizante sobre os seres humanos.[1] É a unidade do Sistema Internacional de Unidades da dose equivalente e dose eficaz, e que leva em conta os efeitos biológicos em tecidos vivos, produzidos pela radiação absorvida. Dessa forma, a dose equivalente é obtida através da dose absorvida multiplicada por dois fatores ponderantes apropriados adimensionais. O efeito da radiação ionizante depende principalmente da energia fisicamente recebida por cada unidade de massa, portanto, o Sievert tem a mesma unidade que o Gray, unidade de dose absorvida, o joule por quilograma (J/kg). No entanto, o efeito específico dessa energia é refletida por dois coeficientes, um refletindo a eficácia biológica de diferentes tipos de radiações e o outro o impacto biológico sobre um determinado órgão.

O sievert é de fundamental importância na dosimetria e proteção radiológica, e tem o nome de Rolf Maximilian Sievert, um físico médico sueco conhecido pela obra na medição e pesquisas sobre os efeitos biológicos da radiação. Um sievert carrega com ele uma chance de 5,5% de eventualmente desenvolver câncer.[2] Doses superiores a 1 sievert adquiridas ao longo de um curto período de tempo são susceptíveis de causar envenenamento por radiação, possivelmente levando à morte em poucas semanas.

História e Definição[editar | editar código-fonte]

A radiação ionizante deposita energia no material irradiado e a quantidade utilizada para expressar esta grandeza é a dose absorvida, uma grandeza física que é independente do tipo de radiação e do tipo de tecido. Para permitir a análise do risco radiológico, as quantidades de dose equivalente e de dose efetiva foram elaboradas pela Comissão Internacional de Unidades e Medidas de Radiação(ICRU) e pelo ICRP para calcular o efeito biológico da dose absorvida. A existência de uma definição para dose absorvida e sua unidade, o Gray, auxiliou em muito os procedimentos envolvendo radiações ionizantes. Em 1962, então, foi introduzida uma grandeza física especial para fins de proteção radiológica: a dose equivalente e sua unidade, o rem. Essa grandeza é calculada multiplicando-se a dose absorvida por um fator de qualidade (Q), que altera a dose absorvida para que ela represente, também, os efeitos biológicos produzidos. O fator de qualidade permite relacionar a exposição aos danos no organismo, para diferentes partes do corpo, e tornar aditivos os efeitos provenientes das radiações de diferentes naturezas. Com o uso do fator de qualidade, as exposições radioativas podem ser transformadas em doses equivalentes, introduzindo padrões e limites de proteção radiológica.[3] [4] . Todos os outros fatores que influenciam no efeito da radiação sobre o ser humano são englobados em um outro fator de peso (N), que acrescenta fatores como: a geometria da radiação, fator de distribuição do radioisótopo no interior do corpo no caso de contaminação interna, etc.

A dose absorvida, então, depois de combinada a esses fatores recebe o nome de dose equivalente e é uma medida do efeito biológico produzido por diferentes tipos de radiação. A dose equivalente (H) é, então, o produto da dose absorvida (D), o fator de qualidade (Q) e todos os outros fatores modificadores (N):

 H=D*Q*N

Nos anos 70, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas Radioativas (ICRU) propôs a substituição da unidade antiga, o rem, por uma nova unidade, o Sievert (Sv). O Sievert foi adotado, então, em 1979 pelo Comitê Internacional de Pesos e Medidas (CIPM), cinco anos após a adoção do Gray. A unidade em questão é 100 vezes maior que a unidade anterior, ou seja: 1 Sv = 100 rem. E, devido aos fatores D e N serem "adimensionais", o Sievert possui definição de joule por quilograma, a mesma do Gray.

 1\ Sv = 100\ rem = 1\ \frac{J}{kg}

Com o tempo, o fator N caiu em desuso e uma nova definição para a dose equivalente surgiu. Substituiu-se, então os fatores N e Q por um fator WT, que representa a eficácia biológica de cada radiação. A dose equivalente HT, dessa forma, é calculada utilizando a dose absorvida que é depositada no tecido do corpo ou no órgão T, multiplicada pelo fator de ponderação da radiação WT que depende do tipo e da energia da radiação R.

H_T = \sum_R W_R \cdot D_{T,R}\ [5]
  • HT é a dose equivalente absorvida pelo tecido T;
  • DT,R é a dose absorvida no tecido T pela radiação R;
  • WR é o fator de peso da radiação definido pela ICRP.

Para se obter a dose eficaz, deve-se utilizar a dose absorvida DT corrigida primeiramente utilizando-se o fator WR para encontrar a quantidade de dose equivalente HT recebidos em diferentes tecidos do corpo. O resultado, então é acrescido de um fator WT, que representa uma correção para diferentes tecidos ou órgãos e, emfim, obtém-se a quantidade de dose eficaz E.

E = \sum_T W_T \cdot H_T = \sum_T W_T \sum_R W_R \cdot \bar{D}_{T,R}. [6]

Dose Equivalente[editar | editar código-fonte]

Os valores de dose equivalente dependem diretamente do tipo de radiação incidente, e do efeito dessa radiação sobre o corpo humano. Para simplificar, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica emitiu recomendações (publicações Número 60, em 1991, e n º 103, em 2007) para o cálculo de um fator de qualidade ou fator de ponderação da radiação, estimando a eficácia de cada tipo de radiação. [2]

Radiação

Energia

Fator de Qualidade Q (CIPR 60)

Fator de Ponderação w_\mathrm{R} (CIPR 103)

Fótons, Raios-X ou raios \gamma Todas 1 1
Elétrons, partículas partículas \beta Todas 1 1
Prótons Todas 5 2
Nêutrons < 10 keV 5 Calculado, 2,5-3
10 keV à 100 keV 10 Calculado, 3-10
100 keV à 2 MeV 20 Calculado, 10-17,5
2 Mev à 20 Mev 10 Calculado, 17,5-7
> 20 MeV 5 Calculado, 7-2,5
Partículas \alpha, fragmentos de fissão ou íons pesados Todas 20 20

Proteção Radiológica[editar | editar código-fonte]

A Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN é quem regulamenta as atividades envolvendo materiais radioativos no Brasil. Ela tem as seguintes finalidades institucionais:[7]

I - colaborar na formulação da Política Nacional de Energia Nuclear;
II - executar ações de pesquisa, desenvolvimento, promoção e prestação de serviços na área de tecnologia nuclear e suas aplicações para fins pacíficos conforme disposto na Lei nº 7.781, de 27 de junho de 1989; e
III - regular, licenciar, autorizar, controlar e fiscalizar essa utilização.

A área de Radioproteção e Segurança Nuclear da CNEN visa a segurança dos trabalhadores que lidam com radiações ionizantes, da população em geral e do meio ambiente. Com esse objetivo, atua no licenciamento de instalações nucleares e radioativas; na fiscalização de atividades relacionadas à extração e à manipulação de matérias-primas e minerais de interesse para a área nuclear; no estabelecimento de normas e regulamentos; na fiscalização das condições de proteção radiológica de trabalhadores nas instalações nucleares e radiativas; no atendimento a solicitações de auxílio, denúncias e emergências envolvendo fontes de radiações ionizantes; no desenvolvimento de estudos e na prestação de serviços em metrologia das radiações ionizantes. O controle do material nuclear existente no País é de responsabilidade da CNEN, a fim de garantir seu uso somente para fins pacíficos, sendo que o transporte, o tratamento e o armazenamento de rejeitos radioativos são regulamentados por normas técnicas e procedimentos de controle.[7]

A CNEN estabelece certos níveis que são considerados limite em questão de quantidade de dose radioativa para diversos setores, os valores estão listados abaixo e estão em Limites de dose anuais:

Grandeza Órgão Indivíduo ocupacionalmente exposto Indivíduo do público
Dose Efetiva Corpo Inteiro 20 mSv 1 mSv
Dose Equivalente Cristalino 20 mSv 15 mSv
Dose Equivalente Pele 500 mSv 50 mSv
Dose Equivalente Mãos e Pés 500 mSv ---


Referências

  1. Atomic Energy and Alternative Energies Commission, http://www.cea.fr/lexique?jump_to=s, Página visitada em 23/04/2014
  2. a b "ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection". ICRP Publication 103. Ann. ICRP 37 (2-4). Página visitada em 24/03/2014.
  3. Emico Okuno, "Radiação: Efeitos, Riscos e Benefícios", HARBRA, 1988
  4. Luiz Tauhata, Elizabeth Santos de Almeida, "Energia Nuclear e suas aplicações", Comissão Nacional de Energia Nuclear, 1984
  5. ICRP publication 103, par 112
  6. ICRP publication 103, par 125
  7. a b Comissão Nacional de Energia Nuclear, "http://www.cnen.gov.br/acnen/inf-competencias.asp", página visitada em 24/03/2014

Ligações externas[editar | editar código-fonte]

Conversor de unidades de dose equivalente, como sievert