Curso de Engenharia Biomédica Luís Freire Protecção e Segurança Radiológica em Medicina Nuclear Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire.

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1 Curso de Engenharia Biomédica Luís Freire Protecção e Segurança Radiológica em Medicina Nuclear Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

2 1. Introdução 1.1 Noções gerais 1.02 Percepção do risco: A percepção do risco potencial associado a uma determinada actividade humana é, por vezes, errada. Em particular, as pessoas têm a noção de que todas as actividades relacionadas com a saúde são inerentemente seguras. No entanto, o (des)conhecimento crescente em relação à utilização de radiações (electromagnéticas) em várias actividades humanas - não só em medicina mas também nas telecomunicações, no transporte e produção de energia – cria grandes desconfianças em relação a essas mesmas actividades. Atente-se no seguinte exemplo: Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

3 1. Introdução 1.1 Noções gerais 1.03 Ordem alfabética Aviação Comercial Armas de fogo Tabaco Bebidas alcoólicas Caça Veículos motoriz. Energia nuclear Raios-X Natação Caminhos de ferro Vacinas Combate incêndios Pesticidas Alunos universitários Energia nuclear Armas de fogo Tabaco Pesticidas Veículos motoriz. Bebidas alcoólicas Combate incêndios Aviação Comercial Raios-X Caça Caminhos de ferro Vacinas Natação Seguradoras Tabaco (150k) Bebidas alcoólicas (100k) Veículos motoriz. (50k) Armas de fogo (17k) Natação (3k) Raios-X (2.3k) Caminhos de ferro (2k) Caça (0.8k) Combate incêndios (195) Aviação Comercial (130) Energia nuclear (100) Vacinas (10) Pesticidas Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

4 1. Introdução 1.1 Noções gerais 1.04 Outra forma de relacionar o risco potencial de uma dada actividade é através da perda média de esperança de vida; atente na seguinte tabela: Fumar um cigarro 10 minutos Trabalho na construção civil94 dias Acidentes domésticos95 dias Mineiro desde os 20 anos155 dias Excesso de peso de 20%2,7 anos Os valores nela contidos permitem, entre outras coisas, perceber que os resultados devem ser devidamente contextualizados (geográfica, social e economicamente) e que a nossa percepção pode ser errada. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

5 1. Introdução 1.1 Noções gerais 1.05 Para as exposições a radiação ionizantes, também é possível fazer uma estimativa da perda média de esperança de vida: 1 mrad de radiação 1,5 minutos 10 mSv de exposição ocupacional1 dia 5 mSv/ano desde os 20 anos7 dias 50 mSv/ano desde os 20 anos68 dias Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

6 1. Introdução 1.2 Fontes de radiação ionizante 1.06 Antes de continuarmos, vejamos os diferentes tipos de fontes de radiação que existem. Fontes naturais: –Radiação cósmica - protões (90%), partículas  (9%) e electrões (1%); –Radioisótopos naturais (por exemplo, gás de 222 Rn libertado das paredes nas casas graníticas); –K-40 presente no cimento. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

7 1. Introdução 1.2 Fontes de radiação ionizante 1.07 Fontes artificiais: –aparelhos de raios-X utilizados em diagnóstico (responsáveis por 90%* da irradiação artificial da espécie humana); –Aparelhos de raios X destinados à investigação e à indústria; –Medicina Nuclear e Radioterapia; –Radioisótopos produzidos em: navios de propulsão nuclear; aceleradores; centrais nucleares; armas e ensaios nucleares (fallout). –Lâmpadas de radiação ultravioleta. * Fonte: National protocol for patient dose measurements in diagnostic radiology, 1992. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

8 1. Introdução 1.2 Fontes de radiação ionizante 1.08 %mSv/ano Radiação cósmica14 0,40 Radiação  terrestre16 0,46 Radioisótopos presentes no corpo 8 0,23 Rn-222 e descendentes49 1,41 Exposições médicas11 0,31 Exposições ocupacionais 0,2 0,005 Fallout 0,4 0,01 Outros 0,4 0,01 Total 100~ 3 Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

9 1. Introdução 1.2 Fontes de radiação ionizante 1.09 Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

10 Importância Biológica: –Radiação X e  causa danos biológicos (Grupo 1 da classificação IARC – international agency for research in cancer). Classificação IARC: -Radiação Solar (Grupo 1), -UV-A (Grupo 2A) -UV-B (Grupo 2A) -UV-C (Grupo 2A) -Lâmpadas solares e solários (Grupo 2A) -Exposição a luz fluorescente (Grupo 3) 1. Introdução 1.3 Radiação ionizante (classificação IARC) 1.10 Evidências de carcinogénese:  Grupo 1 (suficientes),  Grupo 2A (provável),  Grupo 2B (possível),  Grupo 3 (inadequadas),  Grupo 4 (não cancerígeno). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

11 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.01 As grandezas dosimétricas podem-se dividir em três grandes grupos: –físicas (incluindo a radioactividade); –de protecção; –operacionais. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

12 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.02 (Radio)actividade (física): A (radio)actividade é uma medida da taxa de desintegração nuclear (decaimento) de um determinado radioisótopo. A unidade do sistema métrico é o Becquerel, [Bq], que tem dimensões de frequência [s -1 ], ou seja, número de desintegrações por segundo. Tradicionalmente, era utilizado o curie [Ci], que se relaciona com o [Bq] através da expressão: 1 Ci = 3,7  10 10 Bq Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

13 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.03 Exposição (física): A exposição mede a ionização do ar produzida por radiação X ou gama de energia inferior a 3 MeV, por unidade de massa do ar. A ionização é expressa em unidades de carga eléctrica (Coulomb [C] = [As]). A unidade do sistema métrico é, por isso, [C/kg] (coulombs por quilograma de ar). Esta grandeza é, frequentemente, referida como exposição no ar. No sistema tradicional, era utilizado o Roentgen, [R], o qual se define como: 1 R = 2,58  10 -4 C/Kg Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

14 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.04 Dose absorvida média (protecção): A dose absorvida média, D T, mede a energia depositada pela radiação ionizante por unidade de massa de um determinado material. Considerando um órgão ou tecido T, D T é calculada através da expressão: em que m T é a massa do tecido ou órgão e D a dose absorvida no elemento de massa dm. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

15 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.05 A unidade da dose absorvida média (daqui em diante referida apenas como dose absorvida), é o Gray, [Gy]. Como a energia tem dimensões de Joule [J] e a massa de quilograma [Kg], o Gray (Gy) é definido como: 1 (Gy) = 1 (J/Kg). Tradicionalmente, era utilizado o rad (radiation absorbed dose). A sua relação com o Gray é dada por: 1 Gy = 100 rad. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

16 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.06 Dose equivalente (protecção): A dose equivalente, H T, permite quantificar a dose recebida num dado órgão ou tecido, T, no caso de um campo de irradiação misto. Para isso, é definido um parâmetro de ponderação w R – adimensional – para cada tipo de radiação, obtendo-se: em que D T,R é a dose absorvida (média) no tecido T devido ao tipo de radiação R. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

17 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.07 A unidade do sistema métrico para a dose equivalente é o Sievert (Sv), o qual também tem dimensões de [J/Kg]. A unidade tradicional é o rem (radiation equivalent man), que se relaciona com o Sievert da seguinte forma: 1 Sv = 100 rem O parâmetro w R é obtido através da tabela apresentada no slide seguinte. Para neutrões, pode-se ainda utilizar a expressão apresentada a seguir à tabela (obtida de acordo com a última publicação da ICRP). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

18 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.08 Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

19 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.09 Dose efectiva (protecção): É sabido que certos tecidos são mais sensíveis à radiação; por exemplo, olhos, medula e gónadas. Para que o tecido seja tomado em consideração, pode-se calcular a dose eficaz (ou efectiva). Esta é obtida multiplicando a dose equivalente em cada órgão por um factor característico desse órgão. A unidade é a mesma da dose equivalente [Sv]. em que T indica o tecido celular. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

20 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.10 Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

21 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.11 Exemplo 1: Durante um acidente nuclear, um trabalhador recebeu, em diferentes órgãos, as seguintes doses: - Pulmões: 0,2 Gy (  ), 0,3 Gy (n, E = 120 keV); - Pele: 0,9 Gy (  ), 0,3 Gy (  ); - Tiróide: 0,8 Gy (X), 0,3 Gy (n, E = 80 keV). Calcule a dose equivalente para cada órgão e a dose eficaz (de acordo com a publicação ICRP 60). Respostas: 6,2 Sv, 6,9 Sv, 3,8 Sv; 1,003 Sv Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

22 2. Princípios de protecção radiológica 2.1 Grandezas dosimétricas 2.12 –1 R = 2,58  10 -4 C/Kg –1 Gy = 100 rad  1 rad = 0,01 Gy –1 Sv = 100 rem  1 rem = 0,01 Sv –1Ci = 3,7  10 10 Bq –Dose equivalente: –Dose eficaz: –Equivalente de dose: R – tipo de radiação T – tipo de tecido Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

23 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.13 Na Radiobiologia, existem algumas noções básicas que ajudam a compreender não só a interacção da radiação com as estruturas biológicas, mas também as principais limitações subjacentes aos estudos realizados nesta área. Assim, sabe-se que: 1) efeitos biológicos das radiações ocorrem ao nível celular ou sub-celular; 2) todas as interacções da radiação com as estruturas biológicas são descritas por funções de probabilidade. Por esse motivo, eventos individuais não podem ser previstos; apenas eventos globais podem ser descritos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

24 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.14 3) dada a ordem de tempo em que estas interacções ocorrem (entre os 10 -15 e os 10 -5 segundos), é impossível medir, instantaneamente, o que está a acontecer. 4) a interacção da radiação ionizante com a célula pode ser de ionização (electrão é removido do átomo) ou de excitação (electrão transita para um nível mais elevado). 5) o dano biológico (efeitos estocásticos) causado pela radiação X ou  não pode ser distinguido do dano causado por outras fontes (ex: reacções químicas, calor). 6) os efeitos da radiação podem-se manifestar após períodos que variam entre os segundos e as décadas (período de latência); Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

25 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.15 7) a interacção da radiação com as estruturas celulares pode ser directa (15% a 30%) ou indirecta (70% a 85%): 7.1) Interacção directa: –Ocorre quando a energia da radiação ionizante é absorvida por biomoléculas (DNA, RNA, enzimas, proteínas estruturais), originando alterações estruturais/funcionais da célula; –Tal acontece preferencialmente com radiação de elevada TLE (ex: neutrões rápidos, partículas  ), mas os efeitos da radiação X e  podem ser consideráveis; –Em certos casos, o dano biológico pode não ser fatal, permitindo a reparação da célula; –Se o dano ocorrer no DNA, pode transformar-se em mutação genética, passando para as futuras gerações da célula. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

26 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.16 7.2) Interacção indirecta: –As interacções indirectas ocorrem por radiólise (i.e., quebra por radiação) da molécula de água: -O electrão libertado pode recombinar-se com o HOH+ ou então juntar-se a uma molécula de água não ionizada, criando um radical livre () HOH. Estas moléculas de HOH são quimicamente instáveis e tendem a separar-se em OH - e num radical livre de hidrogénio, H. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

27 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.17 –Os radicais H tendem a combinar-se com o oxigénio formando radicais de hidroperóxil, os quais podem provocar dano biológico, ou separar-se em peróxido de hidrogénio e oxigénio: –Por outro lado, o ião HOH+ pode interagir com outra molécula de água, criando um radical hidróxilo OH e H 3 O, ou pode separar- se num ião de hidrogénio e num radical hidróxilo: Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

28 2. Princípios de protecção radiológica 2.2 Noções de Radiobiologia 2.18 –Nestes dois casos, os radicais hidróxilo podem combinar-se com outros radicais hidróxilo, formando peróxido de hidrogénio H 2 O 2. –2/3 de todo o dano biológico são provocados pelo H 2 O 2 resultante destes dois processos. Teoriza-se que a presença de oxigénio na terceira reacção apresentada contribui para o facto de o nível de oxigenação celular afectar a radiossensibilidade do tecido. Este facto pode ser aproveitado, por exemplo, em Radioterapia, fazendo com que o paciente respire uma atmosfera rica em oxigénio (o que fará com que as células tumorais fiquem mais radiossensíveis). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

29 2. Princípios de protecção radiológica 2.3 Efeitos estocásticos e determinísticos 2.19 Os efeitos da radiação sobre as estruturas biológicas podem-se dividir em dois grupos: estocásticos e determinísticos. Efeitos estocásticos: São efeitos cuja probabilidade de ocorrência aumenta com a dose de radiação, mantendo-se, no entanto, improváveis. São descritos por curvas dose-resposta sem limite inferior (não thresholded). Exemplos: efeitos hereditários e carcinogénicos da radiação. Analogia: lotaria, totoloto, viajar de avião. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

30 2. Princípios de protecção radiológica 2.3 Efeitos estocásticos e determinísticos 2.20 Efeitos determinísticos: São efeitos que sucedem garantidamente para certos níveis de dose (doses elevadas). No entanto, para doses baixas, nenhum efeito é induzido. Estes efeitos são, geralmente, descritos por curvas dose- resposta com limite inferior (thresholded). Exemplos: indução de cataratas, indução de danos na pele após sessões de radiologia de intervenção, alterações ao nível da fertilidade, radioterapia. Analogia: dinheiro investido no banco com depósito mínimo. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

31 2. Princípios de protecção radiológica 2.3 Efeitos estocásticos e determinísticos 2.21 Veja que se uma pessoa receber uma dose de radiação elevada na pele, isso pode provocar o aparecimento de efeitos determinísticos sem que, no entanto, isso dê lugar ao aparecimento de qualquer efeito estocástico. Pelo contrário, outra pessoa pode receber uma dose menor na pele, incapaz de dar lugar ao aparecimento de qualquer efeito determinístico, mas capaz de despoletar um efeito estocástico. O objectivo da Protecção Radiológica é evitar a ocorrência de efeitos determinísticos e minimizar a ocorrência de efeitos estocásticos decorrentes da utilização de radiações ionizantes para fins pacíficos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

32 2. Princípios de protecção radiológica 2.4 Lei de Bergonié e Tribondeau 2.22 A lei de Bergonié e Tribondeau postula que a radiossensibilidade de uma célula é directamente proporcional à sua actividade reprodutiva e inversamente proporcional ao seu grau de diferenciação. A actividade reprodutiva está relacionada com o nível de metabolismo. Logo, os maiores danos são observados em células de baixa maturidade e especialização, que se dividem rapidamente. Esta lei foi inicialmente postulada para células germinais, mas verificou-se a sua validade para outros tipos de células. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

33 3. Protecção e segurança radiológica 3.1 Princípios de protecção radiológica 3.01 Risco vs. benefício para o paciente: A realização de um exame de diagnóstico utilizando radiação ionizante comporta um risco que terá de ser sempre inferior ao benefício que advém do exame. A consciência deste risco por parte do paciente é importante, e chama a atenção do técnico para a sua função de comunicador e de educador. Quando se realiza um exame de diagnóstico utilizando radiação ionizante, deve-se minimizar sempre o risco a que o paciente está sujeito, sem nunca comprometer a qualidade do exame (benefício). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

34 3. Protecção e segurança radiológica 3.1 Princípios de protecção radiológica 3.02 Existem 3 princípios fundamentais que devem ser observados durante a utilização de radiações ionizantes para fins pacíficos, ou em resultado de acidentes ou catástrofes radiológicas ou nucleares: Princípio da justificação (das práticas): Nenhuma prática, envolvendo exposição a radiações, deve ser adoptada se dessa prática não resultar um claro benefício para o homem ou para a sociedade. No caso de exposições médicas, este princípio é aplicável aos pacientes. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

35 3. Protecção e segurança radiológica 3.1 Princípios de protecção radiológica 3.03 Princípio da limitação da dose: A exposição dos indivíduos deve ser sujeita a limites de dose estabelecidos ou, no caso de exposições potenciais, ao controlo do risco, de modo a assegurar que nenhum indivíduo seja exposto a riscos de radiação julgados inaceitáveis para estas práticas em situações normais. No caso das exposições médicas, este princípio não é aplicável aos pacientes, mas apenas aos profissionais expostos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

36 3. Protecção e segurança radiológica 3.1 Princípios de protecção radiológica 3.04 Optimização (ALARA): Todas as exposições às radiações e o número de indivíduos expostos devem ser mantidos a um nível tão baixo quanto razoavelmente possível, tendo em atenção diversos factores de natureza económica e social. ALARA é o acrónimo de (as low as reasonably achievable). No caso das exposições médicas, este princípio é aplicável não só aos pacientes, mas também aos trabalhadores profissionalmente expostos. Este princípio foi recentemente mudado para ALARP (as low as reasonably possible). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

37 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.05 A protecção dos médicos, técnicos e de outro pessoal deve ser feita através da: – minimização do tempo de exposição; – maximização da distância à fonte; – optimização da blindagem de protecção; – comunicação com o paciente. A protecção do paciente deve ser feita através: – da efectiva comunicação com este; – da selecção de parâmetros técnicos adequados; – do correcto posicionamento e utilização de dispositivos de imobilização sempre que necessários; Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

38 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.06 Tempo: Os médicos e técnicos devem minimizar a quantidade de tempo despendida na área da fonte de radiação. A exposição (dose) à radiação é directamente proporcional ao tempo de exposição, de acordo com a expressão: ExameRFAct. [mCi]T [min]X [mR] Osso (Cintigrafia óssea) 99m Tc20510,15 Coração (Cintigrafia de Perfusão) 99m Tc20430,45 Pulmão (Cintigrafia de Perfusão) 133 Xe10-20160,11 Coração (Cintigrafia de Perfusão) 201 Tl2,2320,04 Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

39 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.07 Distância: A distância é o meio mais eficaz (de entre os três mencionados primeiramente) de reduzir a exposição à radiação. A variação da intensidade de exposição (dose recebida pelo profissional de saúde) é inversamente proporcional ao quadrado da distância à fonte (primária ou secundária). Esta é dada segundo a expressão: em que d 1 e d 2 são, respectivamente, as distâncias à fonte na primeira e segunda exposições. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

40 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.08 A expressão anterior é válida se forem mantidas as outras variáveis (tempo e blindagem). Exemplo 2: Se um técnico é exposto a uma dose efectiva de 0,3 mrem estando à distância de 2 metros da fonte, qual é a dose efectiva se estiver a 1 metro (assumindo todos os outros factores constantes)? Resposta: 1,2 mrem. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

41 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.09 Blindagem: É feita através do uso de estruturas fixas (feitas em chumbo ou betão), ou de dispositivos móveis e pessoais de protecção feitos em chumbo ou noutros materiais com número atómico elevado. O chumbo (Z = 82) é utilizado devido à sua grande capacidade em absorver fotões por efeito fotoeléctrico. As estruturas são classificadas como primárias, se forem colocadas para proteger do feixe principal (ex: parede atrás do paciente), ou como secundárias, se forem colocadas para proteger da radiação difusa (ex: tecto, sala de comando). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

42 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.10 A blindagem é medida em termos de HVL (x 1/2 ) e varia com a energia da radiação. No caso de um feixe monoenergético, com N 0 fotões, incidente sobre uma placa de espessura  x, o feixe será atenuado em  N fotões, de acordo com a expressão: Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

43 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.11 em que  é constante de proporcionalidade. Resolvendo a equação anterior, obtém-se a expressão: Exemplo 3: Sabendo que um feixe de radiação X com 120 keV atravessa uma placa de chumbo com 0,8 mm, calcule o valor da atenuação. Resposta: a atenuação é de 95,4%. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

44 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.12 Os dispositivos de protecção pessoal compreendem: Avental: É um dispositivo fundamental na protecção contra a radiação difusa, sendo geralmente feito à base de chumbo e borracha ou vinil. Este dispositivo cobre cerca de 80% da medula óssea. Para que funcione correctamente não deve apresentar vincos, pelo que não deve nunca ser dobrado. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

45 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.13 Luvas: As luvas são geralmente feitas de chumbo, fornecendo uma protecção de chumbo equivalente a, pelo menos, 0,25 mm. O seu uso é fortemente aconselhado a quem tem de manusear material radioactivo. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

46 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.14 Protecções para a tiróide: Estudos de dosimetria mostram que uma das zonas do organismo do técnico sujeitas a maiores doses é a zona da tiróide (até 6 mrad por exame). Por isso, o uso de protecções para a tiróide é fortemente aconselhável, sobretudo nas mulheres, pois pode reduzir a dose absorvida na região do pescoço por um factor de 10. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

47 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.15 Protecções para a face e olhos: Pode ainda ser aconselhável o uso de óculos protectores, os quais são, geralmente, feitos à base de elementos com elevado número atómico (ex: chumbo ou bário). Esta preocupação deve-se ao facto de a radiação ter propriedades cataratogénicas. A protecção da face pode ser feita recorrendo a máscaras feitas à base de chumbo ou através de um vidro colocado por forma a proteger toda a cara. Estes dispositivos fornecem uma protecção equivalente àquela que seria proporcionada por 0,75 mm de chumbo. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

48 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3. 16 Na Medicina Nuclear, as fontes radioactivas devem ser guardadas em locais blindados. Devem ainda ser utilizadas seringas blindadas durante a preparação e administração do radiofármaco, se tal não prejudicar significativamente o tempo de manipulação do produto. Geradores de materiais radioactivos deverão igualmente estar protegidos com uma blindagem de chumbo especialmente concebida para o efeito. Durante a preparação/manuseamento de radiofármacos, devem ser utilizados vidros blindados, os quais proporcionam uma protecção razoável para os olhos e tronco. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

49 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.17 No caso de manipulação de substâncias radioactivas emissoras de partículas  (electrões) ( 32 P), devem ser utilizados dispositivos de blindagem de plástico ou Lucite. Dispositivos de blindagem feitos chumbo aumentariam a dose recebida pelo técnico, devido à produção de radiação de travagem (bremsstrahlung) – mecanismo físico semelhante ao que acontece no ânodo de uma ampola de raios X. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

50 3. Protecção e segurança radiológica 3.2 Protecção contra fontes externas de radiação 3.18 A comunicação com o paciente constitui uma das principais maneiras dos médicos e técnicos se protegerem a si mesmos (e, obviamente, de proteger o paciente). Ao estabelecer a comunicação, baixam-se os níveis de ansiedade do paciente, garante que este compreende e executará os seus pedidos, e cumpre-se, caso seja lhe seja solicitada qualquer informação, a sua função de formador. Diminui-se assim, a probabilidade de repetição do exame, e contribui-se para que os pacientes fiquem mais esclarecidos sobre a Medicina Nuclear. Além disso, ao comunicar-se com o paciente, transmite- se uma imagem de competência e à vontade. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

51 3. Protecção e segurança radiológica 3.3 Protecção contra fontes internas de radiação 3.19 Exposição interna: Os técnicos de Medicina Nuclear podem ser sujeitos a exposições internas motivadas pela inalação, ingestão ou absorção cutânea de substâncias radioactivas. Este tipo de exposição não é facilmente monitorado. Devem ser tomadas medidas de precaução que incluem a proibição de comer, beber, fumar ou aplicar cosméticos em áreas aonde são usadas substâncias radioactivas. Soluções preparadas com iodo radioactivo são particularmente perigosas devido ao facto do iodo ser pouco solúvel em água, o que potencia a formação de vapor de iodo o qual pode ser, posteriormente, inalado. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

52 3. Protecção e segurança radiológica 3.3 Protecção contra fontes internas de radiação 3.20 A administração e a realização de estudos de ventilação com 133 Xe ou aerossóis de 99m Tc deve igualmente ser feita em salas com um bom sistema de ventilação, afim de reduzir a exposição interna (dos técnicos e de outros pacientes) por inalação. Segurança de uma médica/técnica grávida: Durante o período de gestação, o embrião/feto não deve receber uma dose superior a 1 mSv (valor válido para qualquer trabalhadora profissionalmente exposta). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

53 3. Protecção e segurança radiológica 3.4 Segurança durante a gravidez 3.21 Antes da gravidez, as candidatas a mãe devem monitorar a dose mensal, assegurando-se que esta não excede 1 mSv. No caso de isto acontecer, deverá ser feita a monitorização da dose nas gónadas. Após suspeitado/conhecido o estado de gravidez, uma técnica de Medicina Nuclear não deverá trabalhar com o gerador de radionúclidos ou ministrar tratamentos com iodo radioactivo. A monitorização da dose deverá ser feita recorrendo a TLD’s. Deve ter-se em conta que a exposição da superfície do abdómen sobrestima a dose fetal. O risco devido à radiação é mínimo quando comparado com outros riscos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

54 3. Protecção e segurança radiológica 3.5 Classificação dos trabalhadores expostos 3.22 Os trabalhadores profissionalmente expostos podem ser classificados em duas categorias, consoante o nível de radiação recebido. Categoria A: dose efectiva anual ≥ 6 mSv. dose equivalente: cristalino > 45 mSv; pele > 150 mSv; mãos, pés > 150 mSv. Categoria B: qualquer trabalhador não incluído na categoria A. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

55 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.23 Antes da realização de qualquer exame, o registo clínico do paciente deverá ser consultado. No caso de dúvidas acerca do exame pretendido, o técnico deverá procurar esclarecimentos junto do médico, de forma a evitar expor o paciente a procedimentos desnecessários ou a utilizar procedimentos alternativos mais eficazes. A colocação de questões não deve ser encarada como um acto que põe em causa o trabalho de quem prescreveu o exame ou projectou o tratamento. Pelo contrário, deve ser visto como um acto que visa garantir o melhor para o paciente. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

56 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.24 Certas patologias, terapias ou medicações podem levar ao aparecimento de alterações na distribuição do radiofármaco. O conhecimento antecipado destas situações pode sugerir a mudança do exame, a aquisição de outras imagens ou complementar a interpretação dos resultados. É importante manter a noção de que o órgão que se pretende visualizar pode não ser o órgão mais irradiado. Nestes casos, é a dose nesse órgão crítico que vai influenciar a programação do exame. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

57 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.25 A correcta instrução do paciente é outra maneira de aplicar o princípio ALARA. Uma falha na transmissão das instruções ou erros na avaliação da capacidade do paciente em cooperar resultam, por vezes, na necessidade de repetir o exame. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

58 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.26 Na maioria dos casos, o resultado do exame é comprometido devido ao facto do paciente: –não parar de tomar certos medicamentos; –não se abster de comer certos alimentos; –não respeitar o horário estabelecido para a aquisição de outras imagens. O médico/ técnico deve igualmente encorajar o paciente a beber muitos líquidos ou a ingerir laxantes depois do exame. Doses mais elevadas do que o recomendado são prejudiciais; doses mais pequenas são contra- producentes (eventualmente mais prejudiciais). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

59 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.27 Em certas situações, como por exemplo após terapia com radionuclídeos, é aconselhável uma redução no contacto com outras pessoas, especialmente crianças. Mães em fase de aleitamento deverão interrompê-lo após realizarem um exame de Medicina Nuclear, não só devido à radiação gama emitida pela mãe, mas também ao facto do leite materno poder conter radionuclidos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

60 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.28 Sempre que for necessário imobilizar o paciente, dever- se-á recorrer a dispositivos de imobilização apropriados. Por vezes, a utilização de dispositivos de imobilização é criticada, alegando-se que se deve procurar acalmar o paciente (geralmente crianças) até se conseguir realizar o exame. Como não há uma resposta clara para este problema, os médicos e os técnicos deverão continuar a reflectir acerca deste problema e a adaptar-se à situação. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

61 3. Protecção e segurança radiológica 3.6 Protecção do paciente 3.29 Em termos de equipamento, estes deverão estar precisamente calibrados de maneira a que as medidas sejam o mais fidedignas possível. A calibração deve ser feita tendo em conta parâmetros de uniformidade, resolução e sensibilidade (e geometria). Os equipamentos, radiofármacos e doses devem estar optimizados de maneira a permitir a aquisição do exame no menor tempo possível e com a máxima qualidade, o que permite reduzir o desconforto para o paciente. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

62 3. Protecção e segurança radiológica 3.7 Resíduos radioactivos 3.30 No caso de resíduos radioactivos com períodos de semi- desintegração reduzidos e baixas actividades (típicos da Medicina Nuclear), deve-se proceder ao seu armazenamento para decaimento. Estes resíduos devem ser separados por períodos de semi-desintegração. Após o decaimento radioactivo, os resíduos são monitorados e os símbolos de radioactividade removidos. A partir desta altura, os resíduos são tratados como quaisquer outros resíduos. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

63 3. Protecção e segurança radiológica 3.7 Resíduos radioactivos 3.31 Assim, resíduos com materiais perigosos como agulhas ou seringas devem ser incinerados; líquidos com actividades baixas podem ser eliminados pelo esgoto. Resíduos com períodos de semi-desintegração superiores a 65 dias devem ser entregues a empresas especializadas. Os gases com baixa actividade podem ser eliminados directamente para a atmosfera. Em estudos de perfusão pulmonar são usados gases radioactivos de Xe, ou aerossóis de 99m Tc que exigem cuidados redobrados de maneira a evitar uma contaminação. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

64 3. Protecção e segurança radiológica 3.7 Resíduos radioactivos 3.32 Uma vez que administração destes gases tem de ser feita recorrendo a sistemas de ventilação em circuito fechado, deve-se despender o tempo necessário para que o paciente apreenda a maneira correcta de o fazer. Por vezes, a cooperação do paciente pode ser difícil. Estes exames deverão ser realizados numa sala ventilada e mantida a uma pressão atmosférica inferior às salas contíguas. Este segundo requisito garante que, num caso de fuga em que exista comunicação directa com a sala de exame, o ar desta não sai para as salas contíguas, sendo expelido para a atmosfera. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

65 3. Protecção e segurança radiológica 3.8 Fugas radioactivas 3.33 Pequenas fugas radioactivas, quer pela área afectada ou pelos níveis de radiação, devem ser tratadas da seguinte forma: –Todos os trabalhadores da zona em causa devem ser informados da ocorrência da fuga; –A fuga deverá ser confinada a uma região tão pequena quanto possível, utilizando materiais absorventes; –Antes de se tentar confinar/limpar a área, deverão ser colocadas roupas apropriadas, o que inclui luvas e protecções de sapatos; –Se houver pessoas contaminadas, estas deverão ser descontaminadas o mais rapidamente possível de maneira a evitar absorção ou inalação de material radioactivo (cont.). Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

66 3. Protecção e segurança radiológica 3.8 Fugas radioactivas 3.34 (cont.) A descontaminação poderá envolver apenas a retirada das roupas contaminadas e a lavagem das áreas afectadas com sabão e água morna. Escovas ou materiais abrasivos não deverão ser utilizados pois podem causar feridas, o que facilitaria a absorção cutânea. O tratamento de ferimentos graves tem primazia sobre a descontaminação; –A área atingida deve ser monitorada e a descontaminação deve começar logo que possível. –Todos os materiais usados na limpeza da fuga (incluindo roupas) devem ser colocados em sacos de plástico, afim de serem monitorados e eliminados convenientemente; –O responsável pela segurança radiológica e os organismos governamentais que tutelam a actividade devem ser avisados da fuga. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

67 3. Protecção e segurança radiológica 3.8 Fugas radioactivas 3.35 Fugas radioactivas de média e grande dimensão devem ser tratadas por pessoal especializado. No entanto, há certas regras a seguir: –os sistemas de ventilação, ar condicionado ou escape devem ser desligados; –as pessoas presentes na área afectada devem ser evacuadas, sendo as portas dessa área fechadas em seguida; –a roupa contaminada deve ser abandonada à saída da área afectada e devem ser colocados avisos de fuga radioactiva em locais visíveis; –os procedimentos de descontaminação devem ser iniciados o mais rapidamente possível. –as autoridades que tutelam a actividade devem ser informadas. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

68 3. Protecção e segurança radiológica 3.9 Procedimentos de descontaminação 3.36 Em caso de acidente com material radioactivo, a prioridade deve ser dada à assistência a pessoas que necessitem urgentemente de cuidados médicos. Só após se devem iniciar os procedimentos de descontaminação. Para isso, deverá existir no local um kit de emergência com (1) roupas de protecção, (2) plásticos para sapatos, (3) aventais ou batas de plástico, (4) caixa com luvas descartáveis, (5) máscaras descartáveis, (6) sacos de polietileno, (7) papel absorvente, (8) tenazes e outros aparelhos para trabalhar à distância, (9) adesivos com Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

69 3. Protecção e segurança radiológica 3.9 Procedimentos de descontaminação 3.37 sinal de radioactividade, (10) barreiras e cordas para isolar a área contaminada, (11) sabão, (12) agente descontaminante, (13) loção para lavagem dos olhos e (14) escova macia para as unhas. –Descontaminação da pele: As zonas da pele contaminadas deverão ser bem lavadas com água morna e sabão. Dever-se-á ter cuidado afim de não provocar cortes ou feridas na pele. Cortes ou feridas não contaminados devem ser cobertos com material à prova de água. Em caso de persistência da contaminação, poderão ser utilizados permanganato de potássio, detergentes comerciais ou vinagre. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

70 3. Protecção e segurança radiológica 3.9 Procedimentos de descontaminação 3.38 –Descontaminação das unhas: Quando a contaminação radioactiva afecta as unhas, deverá ser utilizada uma escova macia para limpeza da zona afectada ou, em alternativa, uma loção de calamine. Se se cortarem as unhas, tal deverá ser feito com as mãos dentro de um saco de plástico. –Descontaminação do cabelo: A descontaminaçao do cabelo é normalmente conseguida com uma lavagem cuidada com champô. Em casos mais graves, o cabelo deve ser cortado. –Descontaminação dos olhos: Na descontaminação dos olhos, deverá ser usada uma loção comercial própria para o efeito ou uma solução salina de 0,9%. –Descontaminação dos ouvidos e nariz: Em ambos os casos, é normalmente necessária ajuda médica. No entanto, pode-se efectuar uma primeira limpeza recorrendo a cotonetes. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

71 3. Protecção e segurança radiológica 3.9 Procedimentos de descontaminação 3.39 –Descontaminação da boca: O primeiro cuidado a seguir deve ser evitar que a pessoa entre em pânico e engula o que quer que seja. Em seguida, devem ser removidas próteses ou dentaduras. Finalmente, a boca deve ser lavada com água abundante e os dentes escovados com cuidado, afim de evitar cortes nas gengivas. –Descontaminação de feridas abertas: A descontaminação de feridas abertas é importante afim de evitar a entrada de radioactividade na circulação sanguínea. Para isso, deve-se lavar a zona afectada com água esterilizada, cobrindo antecipadamente as zonas circundantes. Esta acção deve ser acompanhada de monitorização da zona afectada. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

72 3. Protecção e segurança radiológica 3.10 Transporte de substâncias radioactivas 3.40 O transporte de substâncias radioactivas até à instalação hospitalar é da responsabilidade do fornecedor. Este deve ser feite em contentores blindados, resistentes a impactos mecânicos, compressão e fogo. O movimento destas substâncias entre departamentos é da responsabilidade do hospital e do seu pessoal. Para que o transporte se faça com a máxima segurança, deve ser feito com cuidado, em contentores blindados que exibam uma clara descrição acerca do conteúdo. Isto não elimina, no entanto, a possibilidade de acidente. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

73 3. Protecção e segurança radiológica 3.10 Transporte de substâncias radioactivas 3.41 Existem dois tipos de embalagens utilizadas para acondicionamento de substâncias radioactivas (A e B). As embalagens do tipo A são utilizadas no transporte de produtos com baixas actividades e em situações de risco reduzido. Estas devem ser identificadas com o símbolo de radioactividade e uma indicação acerca da actividade contida (I, II ou III) - medida a partir da dose à superfície da embalagem. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire

74 3. Protecção e segurança radiológica 3.10 Transporte de substâncias radioactivas 3.42 As embalagens do tipo B são utilizadas no transporte de substâncias com actividades elevadas e em situações de maior risco. O veículo de transporte deve ter também um sinal sobre o tipo de carga que transporta. O transporte dentro da instalação hospitalar deve ser feito num contentor fechado, blindado, que exiba claramente o nome do radionuclido, a fórmula química, a actividade e hora e data da calibração. Curso de Engenharia Biomédica – 2008/2009 Prof. Luís Freire