Este artigo descreve aspectos dos programas de segurança contra radiação. O objetivo da segurança contra radiação é eliminar ou minimizar os efeitos nocivos da radiação ionizante e do material radioativo sobre os trabalhadores, o público e o meio ambiente, ao mesmo tempo em que permite seu uso benéfico.

A maioria dos programas de segurança contra radiação não terá que implementar todos os elementos descritos abaixo. O projeto de um programa de segurança contra radiação depende dos tipos de fontes de radiação ionizante envolvidas e como elas são usadas.

Princípios de segurança contra radiação

A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) propôs que os seguintes princípios deveriam orientar o uso de radiação ionizante e a aplicação de padrões de segurança contra radiação:

1. Nenhuma prática que envolva exposições à radiação deve ser adotada a menos que produza benefício suficiente para os indivíduos expostos ou para a sociedade para compensar os danos da radiação que ela causa (o justificação de uma prática).
2. Em relação a qualquer fonte específica dentro de uma prática, a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de incorrer em exposições onde não há certeza de que serão recebidas devem ser mantidas tão baixas quanto razoavelmente possível (ALARA), economia e fatores sociais sendo levados em conta. Este procedimento deve ser constrangido por restrições nas doses para os indivíduos (restrições de dose), de modo a limitar a desigualdade susceptível de resultar dos julgamentos económicos e sociais inerentes (o otimização de proteção).
3. A exposição de indivíduos resultante da combinação de todas as práticas relevantes deve estar sujeita a limites de dose, ou a algum controle de risco no caso de exposições potenciais. Estes visam garantir que nenhum indivíduo seja exposto a riscos de radiação considerados inaceitáveis ​​nessas práticas em quaisquer circunstâncias normais. Nem todas as fontes são suscetíveis de controle por ação na fonte e é necessário especificar as fontes a serem incluídas como relevantes antes de selecionar um limite de dose (dose individual e limites de risco).

Padrões de segurança contra radiação

Existem padrões para exposição à radiação de trabalhadores e do público em geral e para limites anuais de ingestão (ALI) de radionuclídeos. Padrões para concentrações de radionuclídeos no ar e na água podem ser derivados dos ALIs.

O ICRP publicou extensas tabulações de ALIs e concentrações derivadas de ar e água. Um resumo de seus limites de dose recomendados está na tabela 1.

Tabela 1. Limites de dose recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica¹

¹ Os limites aplicam-se à soma das doses relevantes de exposição externa no período especificado e a dose comprometida de 50 anos (até 70 anos de idade para crianças) de ingestões no mesmo período.

² Com a cláusula adicional de que a dose efetiva não deve exceder 50 mSv em um único ano. Restrições adicionais se aplicam à exposição ocupacional de mulheres grávidas.

³ Em circunstâncias especiais, um valor maior de dose efetiva pode ser permitido em um único ano, desde que a média de 5 anos não exceda 1 mSv por ano.

⁴ A limitação da dose efetiva fornece proteção suficiente para a pele contra efeitos estocásticos. Um limite adicional é necessário para exposições localizadas, a fim de evitar efeitos determinísticos.

Dosimetria

A dosimetria é usada para indicar equivalentes de dose que os trabalhadores recebem de externo campos de radiação a que possam estar expostos. Os dosímetros são caracterizados pelo tipo de aparelho, o tipo de radiação que medem e a porção do corpo para a qual a dose absorvida deve ser indicada.

Três tipos principais de dosímetros são mais comumente empregados. São dosímetros termoluminescentes, dosímetros de filme e câmaras de ionização. Outros tipos de dosímetros (não discutidos aqui) incluem folhas de fissão, dispositivos de gravação de trilha e dosímetros de “bolha” de plástico.

Os dosímetros termoluminescentes são o tipo de dosímetro pessoal mais comumente usado. Eles aproveitam o princípio de que quando alguns materiais absorvem energia de radiação ionizante, eles a armazenam de forma que depois ela pode ser recuperada na forma de luz quando os materiais são aquecidos. Em alto grau, a quantidade de luz liberada é diretamente proporcional à energia absorvida da radiação ionizante e, portanto, à dose absorvida pelo material recebido. Essa proporcionalidade é válida em uma faixa muito ampla de energia de radiação ionizante e taxas de dose absorvida.

Equipamentos especiais são necessários para processar dosímetros termoluminescentes com precisão. A leitura do dosímetro termoluminescente destrói as informações de dose nele contidas. No entanto, após o processamento adequado, os dosímetros termoluminescentes são reutilizáveis.

O material utilizado para dosímetros termoluminescentes deve ser transparente à luz que emite. Os materiais mais comuns usados ​​para dosímetros termoluminescentes são fluoreto de lítio (LiF) e fluoreto de cálcio (CaF₂). Os materiais podem ser dopados com outros materiais ou feitos com uma composição isotópica específica para fins especializados, como dosimetria de nêutrons.

Muitos dosímetros contêm vários chips termoluminescentes com diferentes filtros na frente deles para permitir a discriminação entre energias e tipos de radiação.

O filme era o material mais popular para dosimetria pessoal antes da dosimetria termoluminescente se tornar comum. O grau de escurecimento do filme depende da energia absorvida da radiação ionizante, mas a relação não é linear. A dependência da resposta do filme na dose total absorvida, taxa de dose absorvida e energia de radiação é maior do que para dosímetros termoluminescentes e pode limitar a faixa de aplicabilidade do filme. No entanto, o filme tem a vantagem de fornecer um registro permanente da dose absorvida à qual foi exposto.

Várias formulações de filmes e arranjos de filtros podem ser usados ​​para fins especiais, como dosimetria de nêutrons. Assim como os dosímetros termoluminescentes, é necessário um equipamento especial para uma análise adequada.

O filme geralmente é muito mais sensível à umidade e temperatura ambiente do que os materiais termoluminescentes e pode fornecer leituras falsamente altas sob condições adversas. Por outro lado, os equivalentes de dose indicados por dosímetros termoluminescentes podem ser afetados pelo choque de quedas em uma superfície dura.

Apenas as maiores organizações operam seus próprios serviços de dosimetria. A maioria obtém esses serviços de empresas especializadas em fornecê-los. É importante que tais empresas sejam licenciadas ou credenciadas por autoridades independentes apropriadas para que resultados de dosimetria precisos sejam garantidos.

Pequenas câmaras de ionização de autoleitura, também chamadas de câmaras de bolso, são usados ​​para obter informações de dosimetria imediatas. Seu uso geralmente é necessário quando o pessoal precisa entrar em áreas de alta ou muito alta radiação, onde o pessoal pode receber uma grande dose absorvida em um curto período de tempo. As câmaras de bolso geralmente são calibradas localmente e são muito sensíveis a choques. Consequentemente, devem sempre ser complementados por dosímetros termoluminescentes ou de filme, que são mais precisos e confiáveis, mas não fornecem resultados imediatos.

A dosimetria é necessária para um trabalhador quando ele ou ela tem uma probabilidade razoável de acumular uma certa porcentagem, geralmente 5 ou 10%, da dose máxima permitida equivalente para todo o corpo ou certas partes do corpo.

Um dosímetro de corpo inteiro deve ser usado em algum lugar entre os ombros e a cintura, em um ponto onde a maior exposição é esperada. Quando as condições de exposição justificarem, outros dosímetros podem ser usados ​​nos dedos ou pulsos, no abdômen, em uma faixa ou chapéu na testa, ou em um colarinho, para avaliar a exposição localizada a extremidades, feto ou embrião, tireóide ou lentes dos olhos. Consulte as diretrizes regulamentares apropriadas sobre se os dosímetros devem ser usados ​​dentro ou fora de roupas de proteção, como aventais de chumbo, luvas e colarinhos.

Os dosímetros pessoais indicam apenas a radiação à qual o dosímetro foi exposto. Atribuir a dose do dosímetro equivalente à pessoa ou órgãos da pessoa é aceitável para doses pequenas e triviais, mas grandes doses de dosímetro, especialmente aquelas que excedem muito os padrões regulamentares, devem ser analisadas cuidadosamente com relação ao posicionamento do dosímetro e aos campos de radiação reais aos quais o trabalhador foi exposto ao estimar a dose que o trabalhador efetivamente recebido. Uma declaração deve ser obtida do trabalhador como parte da investigação e incluída no registro. No entanto, muito mais frequentemente do que não, doses muito grandes do dosímetro são o resultado da exposição deliberada à radiação do dosímetro enquanto não estava sendo usado.

Bioensaio

Bioensaio (também chamado radiobioensaio) significa a determinação de tipos, quantidades ou concentrações e, em alguns casos, as localizações de material radioativo no corpo humano, seja por medição direta (in vivo contagem) ou por análise e avaliação de materiais excretados ou removidos do corpo humano.

O bioensaio é geralmente usado para avaliar a dose equivalente do trabalhador devido ao material radioativo levado para o corpo. Também pode fornecer uma indicação da eficácia das medidas ativas tomadas para prevenir tal ingestão. Mais raramente, pode ser usado para estimar a dose que um trabalhador recebeu de uma exposição maciça à radiação externa (por exemplo, contando glóbulos brancos ou defeitos cromossômicos).

O bioensaio deve ser realizado quando existe uma possibilidade razoável de que um trabalhador possa ingerir ou tenha ingerido em seu corpo mais do que uma certa porcentagem (geralmente 5 ou 10%) do ALI para um radionuclídeo. A forma química e física do radionuclídeo procurado no corpo determina o tipo de bioensaio necessário para detectá-lo.

O bioensaio pode consistir na análise de amostras retiradas do corpo (por exemplo, urina, fezes, sangue ou cabelo) para isótopos radioativos. Nesse caso, a quantidade de radioatividade na amostra pode estar relacionada à radioatividade no corpo da pessoa e, posteriormente, à dose de radiação que o corpo da pessoa ou certos órgãos receberam ou estão comprometidos a receber. O bioensaio de urina para trítio é um exemplo desse tipo de bioensaio.

A varredura total ou parcial do corpo pode ser usada para detectar radionuclídeos que emitem raios x ou gama de energia razoavelmente detectável fora do corpo. Bioensaio da tireoide para iodo-131 (¹³¹I) é um exemplo desse tipo de bioensaio.

O bioensaio pode ser realizado internamente ou amostras ou pessoal podem ser enviados para uma instalação ou organização especializada no bioensaio a ser realizado. Em ambos os casos, a calibração adequada do equipamento e a acreditação dos procedimentos laboratoriais são essenciais para garantir resultados de bioensaio exatos, precisos e defensáveis.

Roupa de proteção

Roupas de proteção são fornecidas pelo empregador ao trabalhador para reduzir a possibilidade de contaminação radioativa do trabalhador ou de suas roupas ou para proteger parcialmente o trabalhador da radiação beta, x ou gama. Exemplos do primeiro são roupas anti-contaminação, luvas, capuzes e botas. Exemplos destes últimos são aventais, luvas e óculos com chumbo.

Proteção respiratória

Um dispositivo de proteção respiratória é um aparelho, como um respirador, usado para reduzir a ingestão de materiais radioativos transportados pelo ar por um trabalhador.

Os empregadores devem usar, na medida do possível, processos ou outros controles de engenharia (por exemplo, contenção ou ventilação) para limitar as concentrações de materiais radioativos no ar. Quando isso não for possível para controlar as concentrações de material radioativo no ar para valores abaixo daqueles que definem uma área de radioatividade no ar, o empregador, de acordo com a manutenção do equivalente de dose efetiva total ALARA, deve aumentar o monitoramento e limitar as ingestões em um ou mais dos seguintes meios:

• controle de acesso
• limitação dos tempos de exposição
• uso de equipamentos de proteção respiratória
• outros controles.

Os equipamentos de proteção respiratória fornecidos aos trabalhadores devem estar em conformidade com os padrões nacionais aplicáveis ​​a tais equipamentos.

O empregador deve implementar e manter um programa de proteção respiratória que inclua:

• amostragem de ar suficiente para identificar o perigo potencial, permitir a seleção adequada do equipamento e estimar as exposições
• pesquisas e bioensaios, conforme apropriado, para avaliar a ingestão real
• teste de respiradores para operacionalidade imediatamente antes de cada uso
• procedimentos escritos relativos à seleção, ajuste, emissão, manutenção e teste de respiradores, incluindo testes de operabilidade imediatamente antes de cada uso; supervisão e treinamento de pessoal; monitoramento, incluindo amostragem de ar e bioensaios; e manutenção de registros
• determinação por um médico antes da adaptação inicial dos respiradores, e periodicamente com uma frequência determinada por um médico, de que o usuário individual está clinicamente apto para usar o equipamento de proteção respiratória.

O empregador deve informar a cada usuário do respirador que o usuário pode deixar a área de trabalho a qualquer momento para alívio do uso do respirador em caso de mau funcionamento do equipamento, sofrimento físico ou psicológico, falha de procedimento ou comunicação, deterioração significativa das condições operacionais ou quaisquer outras condições que pode exigir tal alívio.

Mesmo que as circunstâncias possam não exigir o uso rotineiro de respiradores, condições de emergência confiáveis ​​podem exigir sua disponibilidade. Nesses casos, os respiradores também devem ser certificados para tal uso por uma organização de credenciamento apropriada e mantidos em condições de uso.

Vigilância em Saúde Ocupacional

Os trabalhadores expostos à radiação ionizante devem receber serviços de saúde ocupacional da mesma forma que os trabalhadores expostos a outros riscos ocupacionais.

Os exames gerais de pré-colocação avaliam a saúde geral do funcionário em potencial e estabelecem dados básicos. O histórico médico e de exposição anterior sempre deve ser obtido. Exames especializados, como contagem do cristalino do olho e contagem de células sanguíneas, podem ser necessários dependendo da natureza da exposição à radiação esperada. Isso deve ser deixado a critério do médico assistente.

Pesquisas de Contaminação

Um levantamento de contaminação é uma avaliação das condições radiológicas incidentes à produção, uso, liberação, descarte ou presença de materiais radioativos ou outras fontes de radiação. Quando apropriado, tal avaliação inclui um levantamento físico da localização do material radioativo e medições ou cálculos dos níveis de radiação, ou concentrações ou quantidades de material radioativo presente.

As pesquisas de contaminação são realizadas para demonstrar a conformidade com os regulamentos nacionais e para avaliar a extensão dos níveis de radiação, concentrações ou quantidades de material radioativo e os perigos radiológicos potenciais que podem estar presentes.

A frequência das pesquisas de contaminação é determinada pelo grau de perigo potencial presente. Pesquisas semanais devem ser realizadas em áreas de armazenamento de resíduos radioativos e em laboratórios e clínicas onde quantidades relativamente grandes de fontes radioativas não seladas são usadas. Levantamentos mensais são suficientes para laboratórios que trabalham com pequenas quantidades de fontes radioativas, como laboratórios que realizam in vitro testes usando isótopos como trítio, carbono-14 (¹⁴C) e iodo-125 (¹²⁵I) com atividades menores que alguns kBq.

Equipamentos de segurança contra radiação e medidores de pesquisa devem ser apropriados para os tipos de material radioativo e radiações envolvidos e devem ser devidamente calibrados.

As pesquisas de contaminação consistem em medições dos níveis de radiação ambiente com um contador Geiger-Mueller (GM), câmara de ionização ou contador de cintilação; medições de possível contaminação de superfície α ou βγ com contadores de cintilação GM de janela fina ou sulfeto de zinco (ZnS) apropriados; e testes de limpeza de superfícies a serem posteriormente contadas em um contador de poço de cintilação (iodeto de sódio (NaI)), um contador de germânio (Ge) ou um contador de cintilação líquida, conforme apropriado.

Níveis de ação apropriados devem ser estabelecidos para resultados de medições de contaminação e radiação ambiente. Quando um nível de ação é excedido, medidas devem ser tomadas imediatamente para mitigar os níveis detectados, restabelecê-los em condições aceitáveis ​​e evitar a exposição desnecessária do pessoal à radiação e a absorção e disseminação de material radioativo.

Monitoramento Ambiental

O monitoramento ambiental refere-se à coleta e medição de amostras ambientais para materiais radioativos e monitoramento de áreas fora dos arredores do local de trabalho quanto aos níveis de radiação. Os propósitos do monitoramento ambiental incluem estimar as consequências para os seres humanos resultantes da liberação de radionuclídeos na biosfera, detectar liberações de material radioativo no meio ambiente antes que se tornem graves e demonstrar conformidade com os regulamentos.

Uma descrição completa das técnicas de monitoramento ambiental está além do escopo deste artigo. No entanto, os princípios gerais serão discutidos.

Amostras ambientais devem ser coletadas para monitorar o caminho mais provável para os radionuclídeos do ambiente para o homem. Por exemplo, amostras de solo, água, grama e leite em regiões agrícolas ao redor de uma usina nuclear devem ser coletadas rotineiramente e analisadas quanto ao iodo-131 (¹³¹I) e estrôncio-90 (⁹⁰Sr) conteúdo.

O monitoramento ambiental pode incluir a coleta de amostras de ar, águas subterrâneas, águas superficiais, solo, folhagem, peixes, leite, animais de caça e assim por diante. As escolhas de quais amostras coletar e com que frequência devem ser baseadas nos propósitos do monitoramento, embora um pequeno número de amostras aleatórias às vezes possa identificar um problema previamente desconhecido.

O primeiro passo na elaboração de um programa de monitoramento ambiental é caracterizar os radionuclídeos que estão sendo liberados ou com potencial para serem liberados acidentalmente, com relação ao tipo e quantidade e forma física e química.

A possibilidade de transporte destes radionuclídeos através do ar, águas subterrâneas e águas superficiais é a próxima consideração. O objetivo é prever as concentrações de radionuclídeos que atingem os seres humanos diretamente através do ar e da água ou indiretamente através dos alimentos.

A bioacumulação de radionuclídeos resultantes da deposição em ambientes aquáticos e terrestres é o próximo item de preocupação. O objetivo é prever a concentração de radionuclídeos assim que eles entram na cadeia alimentar.

Por fim, examina-se a taxa de consumo humano desses alimentos potencialmente contaminados e como esse consumo contribui para a dose de radiação humana e o consequente risco à saúde. Os resultados dessa análise são usados ​​para determinar a melhor abordagem para amostragem ambiental e para garantir que as metas do programa de monitoramento ambiental sejam atendidas.

Testes de Vazamento de Fontes Seladas

Uma fonte selada significa material radioativo que está envolto em uma cápsula projetada para evitar vazamento ou escape do material. Essas fontes devem ser testadas periodicamente para verificar se a fonte não está vazando material radioativo.

Cada fonte selada deve ser testada quanto a vazamentos antes de seu primeiro uso, a menos que o fornecedor tenha fornecido um certificado indicando que a fonte foi testada dentro de seis meses (três meses para emissores α) antes da transferência para o atual proprietário. Cada fonte selada deve ser testada quanto a vazamentos pelo menos uma vez a cada seis meses (três meses para emissores α) ou em um intervalo especificado pela autoridade reguladora.

Geralmente, testes de vazamento nas seguintes fontes não são necessários:

• fontes contendo apenas material radioativo com meia-vida inferior a 30 dias
• fontes contendo apenas material radioativo como um gás
• fontes contendo 4 MBq ou menos de material emissor de βγ ou 0.4 MBq ou menos de material emissor de α
• fontes armazenadas e não utilizadas; no entanto, cada uma dessas fontes deve ser testada quanto a vazamentos antes de qualquer uso ou transferência, a menos que tenha sido testada quanto a vazamentos dentro de seis meses antes da data de uso ou transferência
• sementes de irídio-192 (¹⁹²Ir) envolto em fita de nylon.

Um teste de vazamento é realizado retirando uma amostra de limpeza da fonte selada ou das superfícies do dispositivo em que a fonte selada está montada ou armazenada nas quais a contaminação radioativa pode se acumular ou lavando a fonte em um pequeno volume de detergente solução e tratando todo o volume como a amostra.

A amostra deve ser medida de modo que o teste de vazamento possa detectar a presença de pelo menos 200 Bq de material radioativo na amostra.

Fontes de rádio seladas requerem procedimentos especiais de teste de vazamento para detectar vazamento de gás radônio (Rn). Por exemplo, um procedimento envolve manter a fonte selada em um frasco com fibras de algodão por pelo menos 24 horas. No final do período, as fibras de algodão são analisadas quanto à presença de descendentes de Rn.

Uma fonte selada com vazamento acima dos limites permitidos deve ser retirada de serviço. Se a fonte não for reparável, ela deve ser tratada como lixo radioativo. A autoridade reguladora pode exigir que as fontes de vazamento sejam relatadas caso o vazamento seja resultado de um defeito de fabricação que mereça uma investigação mais aprofundada.

Estoque

O pessoal de segurança contra radiação deve manter um inventário atualizado de todos os materiais radioativos e outras fontes de radiação ionizante pelas quais o empregador é responsável. Os procedimentos da organização devem garantir que o pessoal de segurança contra radiação esteja ciente do recebimento, uso, transferência e descarte de todos esses materiais e fontes para que o inventário possa ser mantido atualizado. Um inventário físico de todas as fontes seladas deve ser feito pelo menos uma vez a cada três meses. O inventário completo das fontes de radiação ionizante deve ser verificado durante a auditoria anual do programa de segurança contra radiação.

Afixação de Áreas

A Figura 1 mostra o símbolo de radiação padrão internacional. Isso deve aparecer de forma proeminente em todos os sinais que indicam áreas controladas para fins de segurança contra radiação e nos rótulos dos recipientes que indicam a presença de materiais radioativos.

Figura 1. Símbolo de radiação

As áreas controladas para fins de segurança contra radiação são frequentemente designadas em termos de aumento dos níveis de taxa de dose. Essas áreas devem ser sinalizadas de forma visível com um sinal ou sinais com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, ÁREA DE RADIAÇÃO”, “CUIDADO (or PERIGO), ÁREA DE ALTA RADIAÇÃO” ou “GRAVE PERIGO, ÁREA DE RADIAÇÃO MUITO ELEVADA”, conforme apropriado.

1. Uma área de radiação é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose equivalente superior a 0.05 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.
2. Uma área de alta radiação é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose equivalente em excesso de 1 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.
3. Uma área de radiação muito alta é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose absorvida superior a 5 Gy em 1 h a 1 m de uma fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.

Se uma área ou sala contiver uma quantidade significativa de material radioativo (conforme definido pela autoridade reguladora), a entrada dessa área ou sala deve ser afixada de forma visível com um sinal com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO (or PERIGO), MATERIAIS RADIOATIVOS”.

Uma área de radioatividade aérea é uma sala ou área na qual a radioatividade aérea excede certos níveis definidos pela autoridade reguladora. Cada área de radioatividade aerotransportada deve ser afixada com um sinal visível ou sinais com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, ÁREA DE RADIOATIVIDADE AÉREA” ou “PERIGO, ÁREA DE RADIOATIVIDADE AÉREA”.

Exceções a esses requisitos de postagem podem ser concedidas para quartos de pacientes em hospitais onde esses quartos estejam sob controle adequado. Áreas ou salas nas quais as fontes de radiação devem estar localizadas por períodos de oito horas ou menos e são constantemente atendidas sob controle adequado por pessoal qualificado não precisam ser sinalizadas.

Controle de acesso

O grau em que o acesso a uma área deve ser controlado é determinado pelo grau de risco potencial de radiação na área.

Controle de acesso a áreas de alta radiação

Cada entrada ou ponto de acesso a uma área de alta radiação deve ter um ou mais dos seguintes recursos:

• um dispositivo de controle que, ao entrar na área, faz com que o nível de radiação seja reduzido abaixo daquele nível em que um indivíduo pode receber uma dose de 1 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetra
• um dispositivo de controle que energiza um sinal de alarme visível ou audível visível para que o indivíduo que entra na área de alta radiação e o supervisor da atividade sejam informados da entrada
• entradas bloqueadas, exceto nos períodos em que o acesso à área é necessário, com controle positivo sobre cada entrada individual.

No lugar dos controles necessários para uma área de alta radiação, pode ser substituída por vigilância direta ou eletrônica contínua capaz de impedir a entrada não autorizada.

Os controles devem ser estabelecidos de forma a não impedir que indivíduos saiam da área de alta radiação.

Controle de acesso a áreas de radiação muito alta

Além dos requisitos para uma área de alta radiação, medidas adicionais devem ser instituídas para garantir que um indivíduo não seja capaz de obter acesso não autorizado ou inadvertido a áreas nas quais os níveis de radiação podem ser encontrados em 5 Gy ou mais em 1 h a 1 m de uma fonte de radiação ou qualquer superfície através da qual a radiação penetra.

Marcações em Contêineres e Equipamentos

Cada recipiente de material radioativo acima de uma quantidade determinada pela autoridade reguladora deve ostentar uma etiqueta durável e claramente visível com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, MATERIAL RADIOATIVO” ou “PERIGO, MATERIAL RADIOATIVO”. O rótulo também deve fornecer informações suficientes - como o(s) radionuclídeo(s) presente(s), uma estimativa da quantidade de radioatividade, a data para a qual a atividade é estimada, níveis de radiação, tipos de materiais e enriquecimento em massa - para permitir que indivíduos manuseiem ou usem os recipientes, ou trabalhando nas proximidades dos recipientes, para tomar precauções para evitar ou minimizar as exposições.

Antes da remoção ou descarte de recipientes vazios não contaminados em áreas irrestritas, a etiqueta do material radioativo deve ser removida ou desfigurada, ou deve ser claramente indicado que o recipiente não contém mais materiais radioativos.

Os recipientes não precisam ser rotulados se:

1. os recipientes são atendidos por um indivíduo que toma as precauções necessárias para evitar a exposição de indivíduos acima dos limites regulamentares
2. os contêineres, quando estão em transporte, são embalados e rotulados de acordo com os regulamentos de transporte apropriados
3. os contêineres são acessíveis apenas a indivíduos autorizados a manuseá-los ou usá-los, ou a trabalhar nas proximidades dos contêineres, se o conteúdo for identificado a esses indivíduos por um registro escrito prontamente disponível (exemplos de contêineres desse tipo são contêineres em locais como canais cheios de água, cofres de armazenamento ou células quentes); o registro deve ser mantido enquanto os contêineres estiverem em uso para a finalidade indicada no registro; ou
4. os contêineres são instalados em equipamentos de fabricação ou processo, como componentes de reatores, tubulações e tanques.

Dispositivos de Alerta e Alarmes

Áreas de alta radiação e áreas de radiação muito alta devem ser equipadas com dispositivos de alerta e alarmes conforme discutido acima. Esses dispositivos e alarmes podem ser visíveis, audíveis ou ambos. Dispositivos e alarmes para sistemas como aceleradores de partículas devem ser energizados automaticamente como parte do procedimento de inicialização para que o pessoal tenha tempo de desocupar a área ou desligar o sistema com um botão “scram” antes que a radiação seja produzida. Os botões “Scram” (botões na área controlada que, quando pressionados, fazem com que os níveis de radiação caiam imediatamente para níveis seguros) devem ser facilmente acessíveis e marcados e exibidos com destaque.

Dispositivos de monitoramento, como monitores de ar contínuo (CAMs), podem ser predefinidos para emitir alarmes sonoros e visíveis ou para desligar um sistema quando determinados níveis de ação são excedidos.

Instrumentação

O empregador deve disponibilizar instrumentação adequada ao grau e tipos de radiação e material radioativo presentes no local de trabalho. Esta instrumentação pode ser usada para detectar, monitorar ou medir os níveis de radiação ou radioatividade.

A instrumentação deve ser calibrada em intervalos apropriados usando métodos acreditados e fontes de calibração. As fontes de calibração devem ser o mais parecidas possível com as fontes a serem detectadas ou medidas.

Os tipos de instrumentação incluem instrumentos de pesquisa portáteis, monitores de ar contínuo, monitores de portal de mãos e pés, contadores de cintilação líquida, detectores contendo cristais Ge ou NaI e assim por diante.

Transporte de Material Radioativo

A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) estabeleceu regulamentos para o transporte de material radioativo. A maioria dos países adotou regulamentos compatíveis com os regulamentos de remessa radioativa da IAEA.

Figura 2. Categoria I - etiqueta BRANCA

A Figura 2, a Figura 3 e a Figura 4 são exemplos de etiquetas de remessa que os regulamentos da IAEA exigem no exterior de embalagens apresentadas para remessa que contenham materiais radioativos. O índice de transporte nas etiquetas mostradas na figura 3 e na figura 4 referem-se à taxa de dose efetiva mais alta a 1 m de qualquer superfície da embalagem em mSv/h multiplicado por 100, depois arredondado para o décimo mais próximo. (Por exemplo, se a taxa de dose efetiva mais alta a 1 m de qualquer superfície de uma embalagem for 0.0233 mSv/h, então o índice de transporte é 2.4.)

Figura 3. Categoria II - etiqueta AMARELA

A Figura 5 mostra um exemplo de placa que os veículos terrestres devem exibir com destaque ao transportar pacotes contendo materiais radioativos acima de determinadas quantidades.

Figura 5. Placa do veículo

As embalagens destinadas ao transporte de materiais radioativos devem atender a rigorosos requisitos de teste e documentação. O tipo e a quantidade de material radioativo enviado determinam quais especificações a embalagem deve atender.

Os regulamentos de transporte de material radioativo são complicados. As pessoas que não enviam materiais radioativos rotineiramente devem sempre consultar especialistas com experiência em tais remessas.

Resíduos radioativos

Vários métodos de eliminação de resíduos radioativos estão disponíveis, mas todos são controlados por autoridades reguladoras. Portanto, uma organização deve sempre consultar sua autoridade reguladora para garantir que um método de descarte seja permitido. Os métodos de descarte de resíduos radioativos incluem a retenção do material para decaimento radioativo e posterior descarte sem considerar a radioatividade, incineração, descarte no sistema de esgoto sanitário, enterro em terra e enterro no mar. O enterro no mar muitas vezes não é permitido pela política nacional ou tratado internacional e não será mais discutido.

Resíduos radioativos de núcleos de reatores (resíduos altamente radioativos) apresentam problemas especiais com relação ao descarte. O manuseio e o descarte desses resíduos são controlados por autoridades regulatórias nacionais e internacionais.

Freqüentemente, os resíduos radioativos podem ter uma propriedade diferente da radioatividade que, por si só, tornaria os resíduos perigosos. Esses resíduos são chamados resíduos misturados. Exemplos incluem lixo radioativo que também é um risco biológico ou é tóxico. Resíduos mistos requerem tratamento especial. Consulte as autoridades reguladoras para o descarte adequado de tais resíduos.

Esperando por decaimento radioativo

Se a meia-vida do material radioativo for curta (geralmente menos de 65 dias) e se a organização tiver espaço de armazenamento suficiente, o rejeito radioativo pode ser mantido para decaimento com descarte subsequente, independentemente de sua radioatividade. Um período de retenção de pelo menos dez meias-vidas geralmente é suficiente para tornar os níveis de radiação indistinguíveis do fundo.

Os resíduos devem ser examinados antes de serem descartados. A pesquisa deve empregar instrumentação apropriada para a radiação a ser detectada e demonstrar que os níveis de radiação são indistinguíveis do fundo.

Iincineração

Se a autoridade reguladora permitir a incineração, geralmente deve ser demonstrado que tal incineração não faz com que a concentração de radionuclídeos no ar exceda os níveis permitidos. As cinzas devem ser examinadas periodicamente para verificar se não são radioativas. Em algumas circunstâncias, pode ser necessário monitorar a chaminé para garantir que as concentrações de ar permitidas não sejam excedidas.

Descarte na rede de esgoto sanitário

Se a autoridade reguladora permitir tal descarte, geralmente deve ser demonstrado que tal descarte não faz com que a concentração de radionuclídeos na água exceda os níveis permitidos. O material a ser descartado deve ser solúvel ou facilmente dispersável em água. Muitas vezes, a autoridade reguladora estabelece limites anuais específicos para esse descarte por radionuclídeo.

Enterro terrestre

Os resíduos radioativos não descartáveis ​​por qualquer outro meio serão descartados por enterramento em locais licenciados por autoridades reguladoras nacionais ou locais. As autoridades reguladoras controlam rigorosamente esse descarte. Os geradores de resíduos geralmente não têm permissão para descartar resíduos radioativos em suas próprias terras. Os custos associados ao enterro incluem despesas de embalagem, transporte e armazenamento. Esses custos são adicionais ao custo do próprio espaço de sepultura e muitas vezes podem ser reduzidos compactando os resíduos. Os custos de enterro de terra para descarte de resíduos radioativos estão aumentando rapidamente.

Auditorias do programa

Os programas de segurança radiológica devem ser auditados periodicamente quanto à eficácia, integridade e conformidade com a autoridade reguladora. A auditoria deve ser feita pelo menos uma vez por ano e ser abrangente. Auto-auditorias são geralmente permitidas, mas auditorias por agências externas independentes são desejáveis. As auditorias de agências externas tendem a ser mais objetivas e têm um ponto de vista mais global do que as auditorias locais. Uma agência de auditoria não associada às operações do dia-a-dia de um programa de segurança contra radiação geralmente pode identificar problemas não vistos pelos operadores locais, que podem ter se acostumado a ignorá-los.

Training

Os empregadores devem fornecer treinamento de segurança contra radiação a todos os trabalhadores expostos ou potencialmente expostos a radiação ionizante ou materiais radioativos. Eles devem fornecer treinamento inicial antes de um trabalhador começar a trabalhar e treinamento anual de atualização. Além disso, cada trabalhadora em idade reprodutiva deve receber treinamento especial e informações sobre os efeitos da radiação ionizante no feto e sobre as precauções apropriadas que ela deve tomar. Este treinamento especial deve ser dado quando ela for contratada pela primeira vez, no treinamento anual de atualização e se ela notificar seu empregador que está grávida.

Todos os indivíduos que trabalham ou frequentam qualquer parte de uma área de acesso restrito para fins de segurança contra radiação:

• deve ser informado sobre o armazenamento, transferência ou uso de materiais radioativos ou de radiação em tais partes da área restrita
• deve ser instruído sobre os problemas de proteção à saúde associados à exposição a tais materiais radioativos ou radiação, sobre as precauções ou procedimentos para minimizar a exposição e sobre os propósitos e funções dos dispositivos de proteção empregados
• deve ser instruído e instruído a observar, na medida do controle do trabalhador, as disposições aplicáveis ​​dos regulamentos nacionais e do empregador para a proteção do pessoal contra exposições à radiação ou materiais radioativos que ocorrem nessas áreas
• devem ser instruídos sobre sua responsabilidade de relatar imediatamente ao empregador qualquer condição que possa levar ou causar uma violação dos regulamentos nacionais ou do empregador ou exposição desnecessária à radiação ou a material radioativo
• deve ser instruído na resposta apropriada aos avisos feitos no caso de qualquer ocorrência incomum ou mau funcionamento que possa envolver exposição a radiação ou material radioativo
• devem ser informados sobre os relatórios de exposição à radiação que os trabalhadores podem solicitar.

A extensão das instruções de segurança contra radiação deve ser compatível com os problemas potenciais de proteção à saúde radiológica na área controlada. As instruções devem ser estendidas conforme apropriado ao pessoal auxiliar, como enfermeiras que atendem pacientes radioativos em hospitais e bombeiros e policiais que podem responder a emergências.

Qualificações do Trabalhador

Os empregadores devem garantir que os trabalhadores que usam radiação ionizante sejam qualificados para realizar o trabalho para o qual foram contratados. Os trabalhadores devem ter formação e experiência para desempenhar suas funções com segurança, principalmente no que se refere à exposição e uso de radiações ionizantes e materiais radioativos.

O pessoal de segurança contra radiação deve ter o conhecimento e as qualificações apropriados para implementar e operar um bom programa de segurança contra radiação. Seus conhecimentos e qualificações devem ser pelo menos compatíveis com os problemas potenciais de proteção à saúde radiológica que eles e os trabalhadores provavelmente enfrentarão.

Planejamento de Emergência

Todas as operações, exceto as menores, que usam radiação ionizante ou materiais radioativos, devem ter planos de emergência em vigor. Esses planos devem ser mantidos atualizados e exercitados periodicamente.

Os planos de emergência devem abordar todas as situações de emergência credíveis. Os planos para uma grande usina nuclear serão muito mais extensos e envolverão uma área e número de pessoas muito maiores do que os planos para um pequeno laboratório de radioisótopos.

Todos os hospitais, especialmente nas grandes áreas metropolitanas, devem ter planos para receber e cuidar de pacientes contaminados radioativamente. A polícia e as organizações de combate a incêndio devem ter planos para lidar com acidentes de transporte envolvendo material radioativo.

Manutenção de Registros

As atividades de segurança contra radiação de uma organização devem ser totalmente documentadas e adequadamente mantidas. Esses registros são essenciais se surgir a necessidade de exposições anteriores à radiação ou liberações de radioatividade e para demonstrar conformidade com os requisitos da autoridade reguladora. A manutenção consistente, precisa e abrangente de registros deve receber alta prioridade.

Considerações organizacionais

O cargo de principal responsável pela segurança radiológica deve ser colocado na organização de forma que ele tenha acesso imediato a todos os escalões de trabalhadores e de gestão. Ele ou ela deve ter livre acesso a áreas cujo acesso é restrito para fins de segurança radiológica e autoridade para interromper imediatamente práticas inseguras ou ilegais.

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Este artigo descreve vários acidentes de radiação significativos, suas causas e as respostas a eles. Uma revisão dos eventos que antecederam, durante e após esses acidentes pode fornecer aos planejadores informações para evitar futuras ocorrências de tais acidentes e para melhorar uma resposta rápida e apropriada no caso de um acidente semelhante ocorrer novamente.

Morte por radiação aguda resultante de uma excursão crítica nuclear acidental em 30 de dezembro de 1958

Este relatório é digno de nota porque envolveu a maior dose acidental de radiação recebida por seres humanos (até o momento) e por causa do trabalho extremamente profissional e minucioso do caso. Isso representa um dos melhores, se não o melhor, documentado síndrome de radiação aguda descrições existentes (JOM 1961).

Às 4h35 do dia 30 de dezembro de 1958, ocorreu uma excursão crítica acidental resultando em lesão fatal por radiação a um funcionário (K) na usina de recuperação de plutônio do Laboratório Nacional de Los Alamos (Novo México, Estados Unidos).

A hora do acidente é importante porque seis outros trabalhadores estavam na mesma sala com K trinta minutos antes. A data do acidente é importante porque o fluxo normal de material físsil para dentro do sistema foi interrompido para o inventário físico de final de ano. Essa interrupção fez com que um procedimento rotineiro se tornasse não rotineiro e levou a uma “criticidade” acidental dos sólidos ricos em plutônio que foram acidentalmente introduzidos no sistema.

Resumo das estimativas da exposição à radiação de K

A melhor estimativa da exposição média total do corpo de K foi entre 39 e 49 Gy, dos quais cerca de 9 Gy foram devidos a nêutrons de fissão. Uma porção consideravelmente maior da dose foi administrada na metade superior do corpo do que na metade inferior. A Tabela 1 mostra uma estimativa da exposição à radiação de K.

Tabela 1. Estimativas da exposição à radiação de K

Curso clínico do paciente

Em retrospecto, o curso clínico do paciente K pode ser dividido em quatro períodos distintos. Esses períodos diferiram em duração, sintomas e resposta à terapia de suporte.

O primeiro período, com duração de 20 a 30 minutos, foi caracterizado por seu colapso físico imediato e incapacitação mental. Sua condição progrediu para semiconsciência e prostração severa.

O segundo período durou cerca de 1.5 horas e começou com sua chegada em maca ao pronto-socorro do hospital e terminou com sua transferência do pronto-socorro para a enfermaria para posterior terapia de suporte. Este intervalo foi caracterizado por um choque cardiovascular tão grave que a morte parecia iminente durante todo o tempo. Ele parecia estar sofrendo de fortes dores abdominais.

O terceiro período durou cerca de 28 horas e foi caracterizado por melhora subjetiva suficiente para encorajar tentativas contínuas de aliviar sua anóxia, hipotensão e insuficiência circulatória.

O quarto período começou com o início não anunciado de irritabilidade e antagonismo rapidamente crescentes, beirando a mania, seguidos de coma e morte em aproximadamente 2 horas. Todo o curso clínico durou 35 horas desde o momento da exposição à radiação até a morte.

As alterações clinicopatológicas mais dramáticas foram observadas nos sistemas hematopoiético e urinário. Não foram encontrados linfócitos no sangue circulante após a oitava hora, e houve paralisação urinária praticamente completa apesar da administração de grande quantidade de fluidos.

A temperatura retal de K variou entre 39.4 e 39.7°C nas primeiras 6 horas e depois caiu vertiginosamente ao normal, onde permaneceu durante toda a sua vida. Essa alta temperatura inicial e sua manutenção por 6 horas foram consideradas de acordo com sua suspeita de dose maciça de radiação. Seu prognóstico era grave.

De todas as várias determinações feitas durante o curso da doença, as alterações na contagem de glóbulos brancos foram consideradas o indicador de prognóstico mais simples e melhor de irradiação grave. O virtual desaparecimento de linfócitos da circulação periférica em 6 horas de exposição foi considerado um sinal grave.

Dezesseis diferentes agentes terapêuticos foram empregados no tratamento sintomático de K durante um período de cerca de 30 horas. Apesar disso e da contínua administração de oxigênio, seus batimentos cardíacos tornaram-se muito distantes, lentos e irregulares cerca de 32 horas após a irradiação. Seu coração então ficou progressivamente mais fraco e parou repentinamente 34 horas e 45 minutos após a irradiação.

Acidente nº 1 do Reator Windscale de 9 a 12 de outubro de 1957

O reator Windscale nº 1 era um reator de produção de plutônio alimentado por urânio natural moderado a grafite e resfriado a ar. O núcleo foi parcialmente destruído por um incêndio em 15 de outubro de 1957. Este incêndio resultou em uma liberação de aproximadamente 0.74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) de iodo-131 (¹³¹I) para o ambiente a favor do vento.

De acordo com um relatório de informações sobre acidentes da Comissão de Energia Atômica dos EUA sobre o incidente Windscale, o acidente foi causado por erros de julgamento do operador em relação aos dados do termopar e foi agravado pelo manuseio incorreto do reator que permitiu que a temperatura do grafite aumentasse muito rapidamente. Também contribuiu o fato de que os termopares de temperatura do combustível estavam localizados na parte mais quente do reator (ou seja, onde ocorreram as maiores taxas de dosagem) durante as operações normais, em vez de nas partes do reator que eram mais quentes durante uma liberação anormal. Uma segunda deficiência do equipamento era o medidor de potência do reator, que foi calibrado para operações normais e lido baixo durante o recozimento. Como resultado do segundo ciclo de aquecimento, a temperatura do grafite aumentou em 9 de outubro, especialmente na parte frontal inferior do reator, onde alguns revestimentos falharam devido ao rápido aumento de temperatura anterior. Embora houvesse uma série de pequenas liberações de iodo em 9 de outubro, as liberações não foram reconhecidas até 10 de outubro, quando o medidor de atividade da pilha mostrou um aumento significativo (que não foi considerado altamente significativo). Finalmente, na tarde de 10 de outubro, outro monitoramento (local de Calder) indicou a liberação de radioatividade. Os esforços para resfriar o reator forçando o ar através dele não apenas falharam, mas na verdade aumentaram a magnitude da radioatividade liberada.

As liberações estimadas do acidente Windscale foram de 0.74 PBq de ¹³¹I, 0.22 PBq de césio-137 (¹³⁷Cs), 3.0 TBq (10¹²Bq) de estrôncio-89 (⁸⁹Sr) e 0.33 TBq de estrôncio-90
(⁹⁰Sr). A maior taxa de dose gama absorvida fora do local foi de cerca de 35 μGy/h devido à atividade aérea. As leituras de atividade do ar em torno das usinas Windscale e Calder geralmente eram de 5 a 10 vezes os níveis máximos permitidos, com picos ocasionais de 150 vezes os níveis permitidos. A proibição do leite estendeu-se por um raio de aproximadamente 420 km.

Durante as operações para colocar o reator sob controle, 14 trabalhadores receberam doses equivalentes superiores a 30 mSv por trimestre civil, com a dose máxima equivalente a 46 mSv por trimestre civil.

As lições aprendidas

Muitas lições foram aprendidas em relação ao projeto e operação do reator de urânio natural. As inadequações relativas à instrumentação do reator e ao treinamento do operador do reator também trazem à tona pontos análogos ao acidente de Three Mile Island (ver abaixo).

Não existiam diretrizes para a exposição permissível de curto prazo ao radioiodo nos alimentos. O British Medical Research Council realizou uma investigação e análise imediata e completa. Muita engenhosidade foi usada para derivar prontamente as concentrações máximas permitidas para ¹³¹eu na comida. O estudo Níveis de referência de emergência que resultou desse acidente serve como base para guias de planejamento de emergência hoje usados ​​em todo o mundo (Bryant 1969).

Uma correlação útil foi derivada para prever a contaminação significativa por radioiodo no leite. Verificou-se que os níveis de radiação gama em pastagens que excederam 0.3 μGy/h produziram leite que excedeu 3.7 MBq/m³.

A dose absorvida por inalação de exposição externa a radioiodos é insignificante em comparação com a ingestão de leite ou a ingestão de laticínios. Em uma emergência, a espectroscopia gama rápida é preferível a procedimentos laboratoriais mais lentos.

Quinze equipes de duas pessoas realizaram pesquisas de radiação e obtiveram amostras. Vinte pessoas foram usadas para coordenar a amostra e relatar os dados. Cerca de 150 radioquímicos estiveram envolvidos na análise de amostragem.

Os filtros de pilha de lã de vidro não são satisfatórios em condições de acidente.

Acidente do Acelerador de Petróleo do Golfo em 4 de outubro de 1967

Os técnicos da Gulf Oil Company estavam usando um acelerador Van de Graaff de 3 MeV para a ativação de amostras de solo em 4 de outubro de 1967. porta e a sala-alvo dentro da porta produziram exposições acidentais graves a três indivíduos. Um indivíduo recebeu aproximadamente 1 Gy equivalente de dose de corpo inteiro, o segundo recebeu cerca de 3 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro e o terceiro recebeu aproximadamente 6 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro, além de aproximadamente 60 Gy para as mãos e 30 Gy para os pés.

Uma das vítimas do acidente compareceu ao departamento médico queixando-se de náuseas, vômitos e dores musculares generalizadas. Seus sintomas inicialmente foram diagnosticados erroneamente como sintomas de gripe. Quando o segundo paciente chegou com aproximadamente os mesmos sintomas, foi decidido que eles poderiam ter recebido exposições significativas à radiação. Os crachás de filmes confirmaram isso. O Dr. Niel Wald, da Divisão de Saúde Radiológica da Universidade de Pittsburgh, supervisionou os testes de dosimetria e também atuou como médico coordenador na investigação e tratamento dos pacientes.

O Dr. Wald rapidamente enviou unidades de filtro absoluto para o hospital do oeste da Pensilvânia, em Pittsburgh, onde os três pacientes foram internados. Ele montou esses filtros absolutos/filtros de fluxo laminar para limpar o ambiente dos pacientes de todos os contaminantes biológicos. Essas unidades de “isolamento reverso” foram usadas no paciente de exposição de 1 Gy por cerca de 16 dias e nos pacientes de exposição de 3 e 6 Gy por cerca de um mês e meio.

O Dr. E. Donnal Thomas, da Universidade de Washington, chegou para realizar um transplante de medula óssea no paciente de 6 Gy no oitavo dia após a exposição. O irmão gêmeo do paciente serviu como doador de medula óssea. Embora este heróico tratamento médico tenha salvado a vida do paciente de 6 Gy, nada poderia ser feito para salvar seus braços e pernas, cada um dos quais recebeu uma dose absorvida de dezenas de cinzas.

As lições aprendidas

Se o procedimento operacional simples de sempre usar um medidor de levantamento ao entrar na sala de exposição tivesse sido seguido, este trágico acidente teria sido evitado.

Pelo menos dois bloqueios foram fechados por longos períodos de tempo antes deste acidente. Derrotar os intertravamentos de proteção é intolerável.

Devem ter sido feitas verificações regulares de manutenção nos intertravamentos de energia operados por chave para o acelerador.

O atendimento médico oportuno salvou a vida da pessoa com maior exposição. O procedimento heróico de um transplante completo de medula óssea junto com o uso de isolamento reverso e cuidados médicos de qualidade foram fatores importantes para salvar a vida dessa pessoa.

Filtros de isolamento reverso podem ser obtidos em questão de horas para serem instalados em qualquer hospital para atender pacientes altamente expostos.

Em retrospecto, as autoridades médicas envolvidas com esses pacientes teriam recomendado a amputação mais cedo e em nível definitivo dentro de dois ou três meses após a exposição. A amputação precoce diminui a probabilidade de infecção, proporciona um período mais curto de dor intensa, reduz a medicação para dor necessária para o paciente, possivelmente reduz a permanência do paciente no hospital e possivelmente contribui para uma reabilitação mais precoce. A amputação precoce deve, é claro, ser feita ao correlacionar as informações dosimétricas com as observações clínicas.

O acidente do reator SL-1 Prototype (Idaho, EUA, 3 de janeiro de 1961)

Este é o primeiro (e até agora o único) acidente fatal na história das operações de reatores nos Estados Unidos. O SL-1 é um protótipo de um pequeno Reator de Potência do Exército (APPR) projetado para transporte aéreo para áreas remotas para produção de energia elétrica. Este reator foi usado para testes de combustível e para treinamento da tripulação do reator. Foi operado no local remoto do deserto da Estação Nacional de Testes do Reator em Idaho Falls, Idaho, pela Combustion Engineering para o Exército dos EUA. O SL-1 foi não um reator de energia comercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

No momento do acidente, o SL-1 estava carregado com 40 elementos de combustível e 5 lâminas de haste de controle. Podia produzir um nível de potência de 3 MW (térmico) e era um reator refrigerado a água fervente e moderado.

O acidente resultou na morte de três militares. O acidente foi causado pela retirada de uma única haste de controle por uma distância de mais de 1 m. Isso fez com que o reator entrasse em criticidade imediata. A razão pela qual um operador de reator qualificado e licenciado com muita experiência em operação de reabastecimento retirou a haste de controle além de seu ponto de parada normal é desconhecida.

Uma das três vítimas do acidente ainda estava viva quando o pessoal de resposta inicial chegou ao local do acidente. Produtos de fissão de alta atividade cobriram seu corpo e foram incorporados em sua pele. Porções da pele da vítima registraram mais de 4.4 Gy/h a 15 cm e dificultaram o resgate e o tratamento médico.

As lições aprendidas

Nenhum reator projetado desde o acidente do SL-1 pode ser levado ao estado “prompt-critical” com uma única haste de controle.

Todos os reatores devem ter medidores de pesquisa portáteis no local com faixas superiores a 20 mGy/h. São recomendados medidores de levantamento com alcance máximo de 10 Gy/h.

Nota: O acidente de Three Mile Island mostrou que 100 Gy/h é o intervalo necessário para medições gama e beta.

Instalações de tratamento são necessárias onde um paciente altamente contaminado pode receber tratamento médico definitivo com salvaguardas razoáveis ​​para o pessoal de atendimento. Como a maioria dessas instalações estará em clínicas com outras missões em andamento, o controle de contaminantes radioativos transportados pelo ar e pela água pode exigir provisões especiais.

Máquinas de raios X, industriais e analíticas

As exposições acidentais de sistemas de raios X são numerosas e geralmente envolvem exposições extremamente altas a pequenas porções do corpo. Não é incomum que os sistemas de difração de raios X produzam taxas de dose absorvida de 5 Gy/s a 10 cm do foco do tubo. Em distâncias mais curtas, taxas de 100 Gy/s têm sido frequentemente medidas. O feixe geralmente é estreito, mas mesmo alguns segundos de exposição podem resultar em lesões locais graves (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie e Olsher 1981; ANSI 1977).

Como esses sistemas são frequentemente usados ​​em circunstâncias “não rotineiras”, eles se prestam à produção de exposições acidentais. Os sistemas de raios X comumente usados ​​em operações normais parecem ser razoavelmente seguros. A falha do equipamento não causou exposições graves.

Lições aprendidas com exposições acidentais de raios-x

A maioria das exposições acidentais ocorreu durante usos não rotineiros, quando o equipamento foi parcialmente desmontado ou as tampas de blindagem foram removidas.

Nas exposições mais graves, faltava instrução adequada para o pessoal e o pessoal de manutenção.

Se métodos simples e à prova de falhas tivessem sido usados ​​para garantir que os tubos de raios X fossem desligados durante reparos e manutenção, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

Dosímetros pessoais de dedo ou pulso devem ser usados ​​para operadores e pessoal de manutenção que trabalham com essas máquinas.

Se os bloqueios tivessem sido necessários, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

O erro do operador foi uma causa contribuinte na maioria dos acidentes. A falta de invólucros adequados ou um design de blindagem ruim muitas vezes piorava a situação.

Iacidentes de radiografia industrial

Da década de 1950 até a década de 1970, a maior taxa de acidentes de radiação para uma única atividade foi consistentemente para operações radiográficas industriais (IAEA 1969, 1977). Os órgãos reguladores nacionais continuam lutando para reduzir a taxa por meio de uma combinação de regulamentações aprimoradas, requisitos rígidos de treinamento e políticas de fiscalização e execução cada vez mais rigorosas (USCFR 1990). Esses esforços regulatórios geralmente foram bem-sucedidos, mas muitos acidentes associados à radiografia industrial ainda ocorrem. A legislação que permite pesadas multas monetárias pode ser a ferramenta mais eficaz para manter a segurança da radiação focada nas mentes da gerência de radiografia industrial (e também, portanto, nas mentes dos trabalhadores).

Causas de acidentes de radiografia industrial

Treinamento de trabalhadores. A radiografia industrial provavelmente tem requisitos de educação e treinamento mais baixos do que qualquer outro tipo de emprego de radiação. Portanto, os requisitos de treinamento existentes devem ser rigorosamente aplicados.

Incentivo à produção do trabalhador. Durante anos, a maior ênfase para os radiologistas industriais foi colocada na quantidade de radiografias bem-sucedidas produzidas por dia. Essa prática pode levar a atos inseguros, bem como ao não uso ocasional da dosimetria pessoal, de modo que não seja detectado o excesso dos limites de equivalente de dose.

Falta de pesquisas adequadas. O levantamento completo dos suínos de origem (recipientes de armazenamento) (figura 1) após cada exposição é o mais importante. A não realização dessas pesquisas é a causa mais provável de exposições desnecessárias, muitas das quais não são registradas, uma vez que os radiologistas industriais raramente usam dosímetros manuais ou digitais (figura 1).

Figura 1. Câmera de radiografia industrial

Problemas de equipamento. Devido ao uso intenso de câmeras radiográficas industriais, os mecanismos de enrolamento da fonte podem se soltar e fazer com que a fonte não se retraia completamente para sua posição segura de armazenamento (ponto A na figura 1). Há também muitos casos de falhas de intertravamento da fonte do armário que causam exposições acidentais do pessoal.

Desenho de Planos de Emergência

Existem muitas diretrizes excelentes, tanto gerais quanto específicas, para a elaboração de planos de emergência. Algumas referências são particularmente úteis. Estas são dadas nas leituras sugeridas no final deste capítulo.

Elaboração inicial do plano de emergência e procedimentos

Primeiro, deve-se avaliar todo o inventário de material radioativo da instalação em questão. Em seguida, acidentes críveis devem ser analisados ​​para que se possa determinar os prováveis ​​prazos máximos de liberação da fonte. Em seguida, o plano e seus procedimentos devem permitir que os operadores das instalações:

1. reconhecer uma situação de acidente
2. classificar o acidente de acordo com a gravidade
3. tomar medidas para mitigar o acidente
4. fazer notificações oportunas
5. pedir ajuda de forma eficiente e rápida
6. quantificar lançamentos
7. acompanhar as exposições dentro e fora do local, bem como manter as exposições de emergência ALARA
8. recuperar a instalação o mais rápido possível
9. manter registros precisos e detalhados.

Tipos de acidentes associados a reatores nucleares

Segue uma lista, do mais provável ao menos provável, dos tipos de acidentes associados a reatores nucleares. (O acidente do reator não nuclear, do tipo industrial geral é de longe o mais provável.)

1. Liberação inesperada de baixo nível de material radioativo com pouca ou nenhuma exposição à radiação externa para o pessoal. Geralmente ocorre durante grandes revisões ou no transporte de resina ou combustível usado. O vazamento do sistema de refrigeração e os derramamentos do coletor de amostra do líquido de refrigeração são frequentemente causas de disseminação de contaminação radioativa.
2. Exposição externa inesperada do pessoal. Isso geralmente ocorre durante grandes revisões ou manutenções de rotina.
3. Uma combinação de disseminação de contaminação, contaminação de pessoal e exposição de pessoal à radiação externa de baixo nível é o próximo acidente mais provável. Esses acidentes ocorrem nas mesmas condições dos itens 1 e 2 acima.
4. Contaminação grosseira da superfície devido a um grande vazamento do sistema de refrigeração do reator ou vazamento de refrigerante de combustível usado.
5. Lascas ou partículas grandes de CRUD ativado (veja a definição abaixo) dentro ou sobre a pele, orelhas ou olhos.
6. Exposição à radiação de alto nível do pessoal da fábrica. Isso geralmente é causado por descuido.
7. Liberação de quantidades pequenas, mas maiores do que as permitidas, de resíduos radioativos para fora dos limites da usina. Isso geralmente está associado a falhas humanas.
8. Derretimento do reator. Contaminação grosseira fora do local mais alta exposição do pessoal provavelmente ocorreria.
9. Excursão do reator (acidente do tipo SL-1).

Radionuclídeos esperados de acidentes em reatores refrigerados a água:

• produtos de corrosão e erosão ativados (comumente conhecidos como CRU) no refrigerante; por exemplo, cobalto-60 ou -58 (⁶⁰co, ⁵⁸Co), ferro-59 (⁵⁹Fe), manganês-58 (⁵⁸Mn) e tântalo-183 (¹⁸³ta)
• produtos de fissão de baixo nível geralmente presentes no refrigerante; por exemplo, iodo-131 (¹³¹I) e césio-137 (¹³⁷cs)
• em reatores de água fervente, 1 e 2 acima, além de desgaseificação contínua de baixos níveis de trítio 
• (³H) e gases nobres radioativos como xenônio-133 e -135 (¹³³Xê, ¹³⁵Xe), argônio-41 (⁴¹Ar) e criptônio-85 (⁸⁵kr)
• trítio (³H) fabricado dentro do núcleo na proporção de 1.3 × 10^-4 átomos de ³H por fissão (apenas uma fração disso deixa o combustível).

Figura 2. Exemplo de plano de emergência de usina nuclear, índice

Plano Típico de Emergência de Usina Nuclear, Índice

A Figura 2 é um exemplo de índice de um plano de emergência de usina nuclear. Esse plano deve incluir cada capítulo mostrado e ser adaptado para atender aos requisitos locais. Uma lista de procedimentos típicos de implementação de reatores de potência é fornecida na figura 3.

Figura 3. Procedimentos típicos de implementação do reator de potência

Monitoramento Ambiental Radiológico em Acidentes

Esta tarefa é frequentemente chamada de EREMP (Programa de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência) em grandes instalações.

Uma das lições mais importantes aprendidas para a Comissão Reguladora Nuclear dos EUA e outras agências governamentais do acidente de Three Mile Island foi que não se pode implementar o EREMP com sucesso em um ou dois dias sem um planejamento prévio extensivo. Embora o governo dos EUA tenha gasto muitos milhões de dólares monitorando o ambiente ao redor da estação nuclear de Three Mile Island durante o acidente, menos de 5^% das liberações totais foram medidas. Isso se deveu a um planejamento prévio deficiente e inadequado.

Projetando Programas de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência

A experiência tem mostrado que o único EREMP bem-sucedido é aquele que é projetado no programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina. Durante os primeiros dias do acidente de Three Mile Island, soube-se que um EREMP eficaz não pode ser estabelecido com sucesso em um dia ou dois, não importa quanta mão de obra e dinheiro sejam aplicados ao programa.

Locais de amostragem

Todos os locais do programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina serão usados ​​durante o monitoramento de acidentes de longo prazo. Além disso, um número de novos locais deve ser configurado para que as equipes motorizadas de pesquisa tenham locais pré-determinados em cada porção de cada setor de 22½° (ver figura 3). Geralmente, os locais de amostragem serão em áreas com estradas. No entanto, devem ser feitas exceções para locais normalmente inacessíveis, mas potencialmente ocupados, como acampamentos e trilhas para caminhadas a cerca de 16 km a favor do vento do acidente.

Figura 3. Designações de setores e zonas para amostragem radiológica e pontos de monitoramento dentro das zonas de planejamento de emergência

A Figura 3 mostra a designação de setor e zona para pontos de monitoramento ambiental e de radiação. Pode-se designar setores de 22½° por pontos cardeais (por exemplo, N, Nne e NE) ou por letras simples (por exemplo, A NFT`s R). No entanto, o uso de letras não é recomendado porque elas são facilmente confundidas com a notação direcional. Por exemplo, é menos confuso usar o direcional W para oeste ao invés da letra N.

Cada local de amostragem designado deve ser visitado durante um exercício prático para que as pessoas responsáveis ​​pelo monitoramento e amostragem estejam familiarizadas com a localização de cada ponto e estejam cientes de “espaços mortos” de rádio, estradas ruins, problemas para encontrar os locais no escuro e assim por diante. Uma vez que nenhum exercício cobrirá todos os locais pré-designados dentro da zona de proteção de emergência de 16 km, os exercícios devem ser planejados de forma que todos os pontos de amostragem sejam eventualmente visitados. Muitas vezes vale a pena predeterminar a capacidade dos veículos da equipe de pesquisa para se comunicar com cada ponto pré-designado. As localizações reais dos pontos de amostragem são escolhidas utilizando os mesmos critérios do REMP (NRC 1980); por exemplo, linha do local, área de exclusão mínima, indivíduo mais próximo, comunidade mais próxima, escola mais próxima, hospital, casa de repouso, rebanho de animais leiteiros, jardim, fazenda e assim por diante.

Equipe de vistoria de monitoramento radiológico

Durante um acidente envolvendo liberações significativas de materiais radioativos, as equipes de monitoramento radiológico devem estar continuamente monitorando em campo. Eles também devem monitorar continuamente no local, se as condições permitirem. Normalmente, essas equipes monitorarão a radiação gama e beta do ambiente e amostrarão o ar quanto à presença de partículas radioativas e halogênios.

Essas equipes devem ser bem treinadas em todos os procedimentos de monitoramento, incluindo o monitoramento de suas próprias exposições, e serem capazes de retransmitir com precisão esses dados para a estação base. Detalhes como tipo de medidor de levantamento, número de série e status de janela aberta ou fechada devem ser cuidadosamente relatados em folhas de registro bem projetadas.

No início de uma emergência, uma equipe de monitoramento de emergência pode ter que monitorar por 12 horas ininterruptas. Após o período inicial, no entanto, o tempo de campo para a equipe de pesquisa deve ser reduzido para oito horas com pelo menos um intervalo de 30 minutos.

Uma vez que pode ser necessária uma vigilância contínua, devem ser implementados procedimentos para fornecer comida e bebida às equipas de pesquisa, instrumentos e baterias de substituição e para a transferência de filtros de ar para a frente e para trás.

Embora as equipes de pesquisa provavelmente trabalhem 12 horas por turno, são necessários três turnos por dia para fornecer vigilância contínua. Durante o acidente de Three Mile Island, um mínimo de cinco equipes de monitoramento foi implantado a qualquer momento nas primeiras duas semanas. A logística para apoiar tal esforço deve ser cuidadosamente planejada com antecedência.

Equipe de amostragem ambiental radiológica

Os tipos de amostras ambientais coletadas durante um acidente dependem do tipo de liberação (aérea versus água), direção do vento e época do ano. Amostras de solo e água potável devem ser coletadas mesmo no inverno. Embora as liberações de radio-halogênio possam não ser detectadas, amostras de leite devem ser coletadas devido ao grande fator de bioacumulação.

Muitas amostras de alimentos e ambientais devem ser coletadas para tranquilizar o público, mesmo que razões técnicas não justifiquem o esforço. Além disso, esses dados podem ser inestimáveis ​​durante qualquer procedimento legal subsequente.

Folhas de registro pré-planejadas usando procedimentos de dados externos cuidadosamente pensados ​​são essenciais para amostras ambientais. Todas as pessoas que coletam amostras ambientais devem demonstrar uma compreensão clara dos procedimentos e ter treinamento de campo documentado.

Se possível, a coleta de dados de amostra ambiental fora do local deve ser feita por um grupo externo independente. Também é preferível que as amostras ambientais de rotina sejam coletadas pelo mesmo grupo externo, de modo que o valioso grupo local possa ser usado para outras coletas de dados durante um acidente.

É notável que durante o acidente de Three Mile Island todas as amostras ambientais que deveriam ter sido coletadas foram coletadas e nenhuma amostra ambiental foi perdida. Isso ocorreu mesmo que a taxa de amostragem tenha aumentado por um fator de mais de dez em relação às taxas de amostragem pré-acidente.

Equipamento de monitoramento de emergência

O estoque de equipamentos de monitoramento de emergência deve ser pelo menos o dobro do necessário em um determinado momento. Armários devem ser colocados em torno de complexos nucleares em vários lugares para que nenhum acidente impeça o acesso a todos esses armários. Para garantir a prontidão, o equipamento deve ser inventariado e sua calibração verificada pelo menos duas vezes por ano e após cada exercício. Vans e caminhões em grandes instalações nucleares devem ser completamente equipados para vigilância de emergência dentro e fora do local.

Os laboratórios de contagem no local podem ficar inutilizáveis ​​durante uma emergência. Portanto, arranjos prévios devem ser feitos para um laboratório de contagem alternativo ou móvel. Este é agora um requisito para as usinas nucleares dos EUA (USNRC 1983).

O tipo e a sofisticação do equipamento de monitoramento ambiental devem atender aos requisitos de atendimento ao pior acidente crível da instalação nuclear. A seguir está uma lista de equipamentos típicos de monitoramento ambiental necessários para usinas de energia nuclear:

1. O equipamento de amostragem de ar deve incluir unidades operadas por bateria para amostragem de curto prazo e AC operável com registradores de gráficos e recursos de alarme para vigilância de longo prazo.
2. O equipamento de amostragem de líquidos deve conter amostradores contínuos. Os amostradores devem ser operáveis ​​no ambiente local, não importa o quão difícil seja.
3. Os medidores portáteis de pesquisa gama para trabalhos com implantes devem ter um alcance máximo de 100 Gy/h, e equipamentos de pesquisa separados devem ser capazes de medir a radiação beta de até 100 Gy/h.
4. No local, a dosimetria pessoal deve incluir capacidade de medição beta, bem como dosímetros termoluminescentes (TLDs) de dedo (figura 4). Outra dosimetria de extremidade também pode ser necessária. Conjuntos extras de dosímetros de controle são sempre necessários em emergências. Um leitor TLD portátil pode ser necessário para se conectar ao computador da estação via modem telefônico em locais de emergência. Equipes internas de pesquisa, como equipes de resgate e reparo, devem ter dosímetros de bolso de baixo e alto alcance, bem como dosímetros de alarme pré-definidos. Deve-se pensar cuidadosamente nos níveis de dose pré-estabelecidos para equipes que podem estar em áreas de alta radiação.
5. Suprimentos de roupas de proteção devem ser fornecidos em locais de emergência e em veículos de emergência. Roupas de proteção extras devem estar disponíveis em caso de acidentes que durem por um longo período de tempo.
6. O equipamento de proteção respiratória deve estar em todos os armários e veículos de emergência. Listas atualizadas de pessoal treinado em respiração devem ser mantidas em cada uma das principais áreas de armazenamento de equipamentos de emergência.
7. Veículos móveis equipados com rádios são essenciais para equipes de levantamento de monitoramento de radiação de emergência. A localização e a disponibilidade de veículos de reserva devem ser conhecidas.
8. Os equipamentos da equipe de levantamento ambiental devem ser armazenados em local conveniente, de preferência fora do local, para que estejam sempre disponíveis.
9. Os kits de emergência devem ser colocados no Centro de Suporte Técnico e nas Instalações Externas de Emergência para que as equipes de pesquisa substitutas não precisem ir ao local para receber equipamentos e serem implantados.
10. Para um acidente grave envolvendo a liberação de materiais radioativos no ar, devem estar preparados os preparativos para o uso de helicópteros e aviões monomotores para vigilância aérea.

Figura 4. Um radiologista industrial usando um crachá TLD e um dosímetro termoluminescente de anel (opcional nos EUA)

A análise dos dados

A análise de dados ambientais durante um acidente grave deve ser transferida o mais rápido possível para um local externo, como o Centro de Emergência Externo.

Diretrizes predefinidas sobre quando os dados de amostra ambiental devem ser relatados à administração devem ser estabelecidas. O método e a frequência de transferência de dados de amostra ambiental para agências governamentais devem ser acordados no início do acidente.

Lições de física da saúde e radioquímica aprendidas com o acidente de Three Mile Island

Consultores externos foram necessários para realizar as seguintes atividades porque os físicos fitossanitários estavam totalmente ocupados com outras funções durante as primeiras horas do acidente de Three Mile Island em 28 de março de 1979:

• avaliação de liberação de efluentes radioativos (gasoso e líquido), incluindo coleta de amostras, coordenação de laboratórios para contagem de amostras, controle de qualidade de laboratórios, coleta de dados, análise de dados, geração de relatórios, distribuição de dados para órgãos governamentais e proprietário da usina
• avaliação de dose, incluindo investigações de superexposição real e suspeita, contaminação da pele e investigações de depósito interno, maquetes de exposição significativa e cálculos de dose
• programa de monitoramento ambiental radiológico, incluindo coordenação completa de coleta de amostras, análise de dados, geração e distribuição de relatórios, notificações de pontos de ação, expansão do programa para a situação do acidente e, em seguida, contração do programa por até um ano após o acidente
• estudos especiais de dosimetria beta, incluindo estudos do estado da arte em monitoramento beta de pessoal, modelagem da dose beta de contaminantes radioativos na pele, comparações intercomparativas de todos os sistemas de dosimetria pessoal TLD beta-gama disponíveis comercialmente.

A lista acima inclui exemplos de atividades que a equipe típica de física de saúde da concessionária não pode realizar adequadamente durante um acidente grave. A equipe de física de saúde de Three Mile Island era muito experiente, experiente e competente. Eles trabalharam de 15 a 20 horas por dia nas duas primeiras semanas após o acidente, sem interrupção. No entanto, as exigências adicionais causadas pelo acidente foram tão numerosas que eles foram incapazes de realizar muitas tarefas rotineiras importantes que normalmente seriam realizadas facilmente.

As lições aprendidas com o acidente de Three Mile Island incluem:

Entrada do edifício auxiliar durante o acidente

1. Todas as entradas devem estar em uma nova permissão de trabalho de radiação revisada pelo físico de saúde sênior no local e assinada pelo superintendente da unidade ou substituto designado.
2. A sala de controle apropriada deve ter controle absoluto sobre todas as entradas do Edifício Auxiliar e de Manuseio de Combustível. Nenhuma entrada deve ser permitida, a menos que um físico de saúde esteja no ponto de controle durante a entrada.
3. Não devem ser permitidas entradas sem um medidor de pesquisa operando adequadamente e com faixa apropriada. Uma verificação pontual da resposta do medidor deve ser realizada imediatamente antes da entrada.
4. O histórico de exposição de todas as pessoas antes de sua entrada em uma área de alta radiação deve ser obtido.
5. Exposições permitidas durante a entrada, não importa quão importante a tarefa deva ser designada.

Amostragem de refrigerante primário durante o acidente

1. Todas as amostras a serem coletadas em uma nova permissão de trabalho de radiação devem ser revisadas pelo físico de saúde sênior no local e assinadas pelo superintendente da unidade ou suplente.
2. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada, a menos que um dosímetro de extremidade seja usado.
3. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem a disponibilidade de luvas blindadas e pinças com pelo menos 60 cm de comprimento, caso uma amostra seja mais radioativa do que o esperado.
4. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem um escudo pessoal de vidro com chumbo no caso de uma amostra ser mais radioativa do que o esperado.
5. A coleta de amostras deve ser interrompida se for provável que a exposição a uma extremidade ou ao corpo inteiro exceda os níveis predefinidos declarados na permissão de trabalho de radiação.
6. Exposições significativas devem ser distribuídas entre vários trabalhadores, se possível.
7. Todos os casos de contaminação da pele em excesso dos níveis de ação dentro de 24 horas devem ser revistos.

Entrada da sala de válvulas compensada

1. Levantamentos de área beta e gama usando detectores remotos com alcance máximo apropriado devem ser realizados.
2. A entrada inicial em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h deve ter uma revisão prévia para verificar se a exposição à radiação será mantida tão baixa quanto razoavelmente possível.
3. Quando houver suspeita de vazamentos de água, deve-se detectar possível contaminação do piso.
4. Um programa consistente para tipo e colocação de dosimetria pessoal deve ser colocado em operação.
5. Com pessoas entrando em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h, os TLDs devem ser avaliados imediatamente após a saída.
6. Deve-se verificar se todos os requisitos de autorização de trabalho de radiação estão sendo cumpridos antes da entrada em uma área com uma taxa de dose absorvida superior a 20 mGy/h.
7. Entradas com tempo controlado em áreas perigosas devem ser cronometradas por um físico da saúde.

Ações de proteção e vigilância ambiental externa na perspectiva do governo local

1. Antes de iniciar um protocolo de amostragem, devem ser estabelecidos critérios para interrompê-lo.
2. Interferência externa não deve ser permitida.
3. Várias linhas telefônicas confidenciais devem estar disponíveis. Os números devem ser alterados a cada crise.
4. As capacidades dos sistemas de medição aérea são melhores do que a maioria das pessoas pensa.
5. Um gravador deve estar à mão e os dados registrados regularmente.
6. Enquanto o episódio agudo estiver em andamento, a leitura de jornais, assistir televisão e ouvir rádio devem ser abandonados, pois essas atividades só aumentam as tensões existentes.
7. A entrega de alimentos e outros confortos, como instalações para dormir, devem ser planejados, pois pode ser impossível ir para casa por um tempo.
8. Recursos analíticos alternativos devem ser planejados. Mesmo um pequeno acidente pode alterar significativamente os níveis de radiação de fundo do laboratório.
9. Deve-se notar que mais energia será gasta em evitar decisões equivocadas do que em lidar com problemas reais.
10. Deve-se entender que as emergências não podem ser gerenciadas de locais remotos.
11. Deve-se notar que as recomendações de ação protetora não são passíveis de votação do comitê.
12. Todas as chamadas não essenciais devem ser colocadas em espera, as que desperdiçam tempo devem ser desligadas.

O Acidente Radiológico de Goiânia de 1985

51 TBq ¹³⁷A unidade de teleterapia Cs foi roubada de uma clínica abandonada em Goiânia, Brasil, por volta de 13 de setembro de 1985. Duas pessoas em busca de sucata levaram para casa o conjunto original da unidade de teleterapia e tentaram desmontar as peças. A taxa de dose absorvida do conjunto da fonte foi de cerca de 46 Gy/h a 1 m. Eles não entenderam o significado do símbolo de radiação de três lâminas na cápsula da fonte.

A cápsula da fonte rompeu durante a desmontagem. Cloreto de césio-137 altamente solúvel (¹³⁷CsCl) foi espalhado por uma parte desta cidade de 1,000,000 de habitantes e causou um dos mais graves acidentes de fonte selada da história.

Após a desmontagem, os restos da montagem original foram vendidos a um negociante de sucata. Ele descobriu que o ¹³⁷O pó de CsCl brilhava no escuro com uma cor azul (presumivelmente, era a radiação de Cerenkov). Ele pensou que o pó poderia ser uma pedra preciosa ou mesmo sobrenatural. Muitos amigos e parentes vieram ver o brilho “maravilhoso”. Partes da fonte foram doadas a várias famílias. Este processo continuou por cerca de cinco dias. A essa altura, várias pessoas desenvolveram sintomas de síndrome gastrointestinal devido à exposição à radiação.

Os pacientes que foram ao hospital com distúrbios gastrointestinais graves foram diagnosticados erroneamente como tendo reações alérgicas a algo que comeram. Um paciente que teve efeitos cutâneos graves devido ao manuseio da fonte foi suspeito de ter alguma doença de pele tropical e foi encaminhado para o Hospital de Doenças Tropicais.

Essa trágica sequência de eventos continuou sem ser detectada por pessoal experiente por cerca de duas semanas. Muitas pessoas esfregaram o ¹³⁷CsCl em pó em suas peles para que pudessem brilhar em azul. A sequência poderia ter continuado por muito mais tempo, exceto que uma das pessoas irradiadas finalmente conectou as doenças com a cápsula de origem. Ela pegou os restos do ¹³⁷Fonte da CsCl em um ônibus para a Secretaria de Saúde Pública de Goiânia, onde a deixou. Um físico médico visitante pesquisou a fonte no dia seguinte. Ele agiu por iniciativa própria para evacuar duas áreas de ferro-velho e informar as autoridades. A rapidez e o tamanho da resposta do governo brasileiro, uma vez que tomou conhecimento do acidente, foram impressionantes.

Cerca de 249 pessoas foram contaminadas. Cinquenta e quatro foram hospitalizados. Quatro pessoas morreram, uma das quais era uma menina de seis anos que recebeu uma dose interna de cerca de 4 Gy por ingerir cerca de 1 GBq (10⁹ Bq) de ¹³⁷Cs.

Resposta ao acidente

Os objetivos da fase de resposta inicial foram:

• identificar os principais locais de contaminação
• evacuar residências onde os níveis de radioatividade excederam os níveis de intervenção adotados
• estabelecer controles físicos de saúde em torno dessas áreas, impedindo o acesso quando necessário
• identificar pessoas que receberam doses significativas ou foram contaminadas.

A equipe médica inicialmente:

• ao chegar em Goiânia, fez anamnese e triagem de acordo com os sintomas da síndrome aguda da radiação
• encaminhou todos os pacientes de radiação aguda para o Hospital de Goiânia (que foi previamente montado para controle de contaminação e exposição)
• transferiu por via aérea no dia seguinte os seis pacientes mais críticos para o centro de atendimento terciário de um hospital naval do Rio de Janeiro (mais tarde outros oito pacientes foram transferidos para este hospital)
• fez arranjos para dosimetria de radiação citogenética
• gestão médica baseada em cada paciente no curso clínico desse paciente
• deu instruções informais ao pessoal do laboratório clínico para diminuir seus medos (a comunidade médica de Goiânia relutou em ajudar).

Físicos da saúde:

• médicos assistidos em dosimetria de radiação, bioensaio e descontaminação da pele
• análise coordenada e interpretada de 4,000 amostras de urina e fezes em um período de quatro meses
• corpo inteiro contou 600 indivíduos
• monitoramento coordenado de contaminação por rádio de 112,000 indivíduos (249 foram contaminados)
• realizou levantamento aéreo de toda a cidade e subúrbios utilizando detectores NaI montados às pressas
• realizou pesquisas com detector NaI montado automaticamente em mais de 2,000 km de estradas
• estabelecer níveis de ação para descontaminação de pessoas, edifícios, automóveis, solo e assim por diante
• coordenou 550 trabalhadores empregados nos esforços de descontaminação
• demolição coordenada de sete casas e descontaminação de 85 casas
• transporte coordenado de 275 caminhões de lixo contaminado
• descontaminação coordenada de 50 viaturas
• embalagem coordenada de 3,500 metros cúbicos de resíduos contaminados
• utilizou 55 medidores de levantamento, 23 monitores de contaminação e 450 dosímetros de autoleitura.

Resultados

Pacientes com síndrome de radiação aguda

Quatro pacientes morreram como resultado de doses absorvidas variando de 4 a 6 Gy. Dois pacientes apresentaram depressão grave da medula óssea, mas sobreviveram apesar das doses absorvidas de 6.2 e 7.1 Gy (estimativa citogenética). Quatro pacientes sobreviveram com doses absorvidas estimadas de 2.5 a 4 Gy.

Lesão cutânea induzida por radiação

Dezenove dos vinte pacientes hospitalizados tiveram lesões cutâneas induzidas por radiação, que começaram com inchaço e bolhas. Essas lesões posteriormente se romperam e secretaram fluido. Dez das dezenove lesões cutâneas desenvolveram lesões profundas cerca de quatro a cinco semanas após a irradiação. Essas lesões profundas eram indicativas de exposição gama significativa de tecidos mais profundos.

Todas as lesões de pele estavam contaminadas com ¹³⁷Cs, com taxas de dose absorvida de até 15 mGy/h.

A menina de seis anos que ingeriu 1 TBq de ¹³⁷Cs (e que morreu um mês depois) teve contaminação cutânea generalizada com média de 3 mGy/h.

Um paciente necessitou de amputação cerca de um mês após a exposição. A imagem do pool de sangue foi útil para determinar a demarcação entre arteríolas lesadas e normais.

Resultado de contaminação interna

Testes estatísticos não mostraram diferenças significativas entre cargas corporais determinadas por contagem de corpo inteiro em oposição àquelas determinadas por dados de excreção urinária.

Modelos que relacionavam dados de bioensaios com ingestão e carga corporal foram validados. Esses modelos também foram aplicáveis ​​para diferentes faixas etárias.

O Azul da Prússia foi útil para promover a eliminação de ¹³⁷CsCl do corpo (se a dosagem for maior que 3 Gy/d).

Dezessete pacientes receberam diuréticos para eliminação de ¹³⁷Cargas corporais de CsCl. Esses diuréticos foram ineficazes na descorporação ¹³⁷Cs e seu uso foi interrompido.

Descontaminação da pele

Descontaminação da pele com água e sabão, ácido acético e dióxido de titânio (TiO₂) foi realizado em todos os pacientes. Essa descontaminação foi apenas parcialmente bem-sucedida. Supôs-se que a transpiração resultou na recontaminação da pele do ¹³⁷Carga corporal de Cs.

Lesões cutâneas contaminadas são muito difíceis de descontaminar. A descamação da pele necrótica reduziu significativamente os níveis de contaminação.

Estudo de acompanhamento sobre avaliação de dose de análise citogenética

A frequência das aberrações nos linfócitos em diferentes momentos após o acidente seguiu três padrões principais:

Em dois casos as frequências de incidência das aberrações mantiveram-se constantes até um mês após o acidente e diminuíram para cerca de 30^% da frequência inicial três meses depois.

Em dois casos, uma diminuição gradual de cerca de 20^% a cada três meses foi encontrado.

Em dois dos casos de maior contaminação interna houve aumento da frequência de incidência de aberrações (em cerca de 50^% e 100^%) durante um período de três meses.

Acompanhamento de estudos sobre ¹³⁷cargas corporais de Cs

• Doses reais comprometidas dos pacientes seguidas de bioensaio.
• Seguiram-se os efeitos da administração do Azul da Prússia.
• Na Vivo medições para 20 pessoas feitas em amostras de sangue, feridas e órgãos para procurar distribuição não homogênea de ¹³⁷Cs e sua retenção nos tecidos do corpo.
• Uma mulher e seu bebê recém-nascido estudaram para procurar retenção e transferência pela amamentação.

Níveis de ação para intervenção

A evacuação da casa foi recomendada para taxas de dose absorvida superiores a 10 μGy/h a 1 m de altura dentro da casa.

A descontaminação corretiva de propriedades, roupas, solo e alimentos foi baseada em uma pessoa que não excedesse 5 mGy em um ano. A aplicação deste critério para diferentes vias resultou na descontaminação do interior de uma casa se a dose absorvida pudesse exceder 1 mGy em um ano e na descontaminação do solo se a taxa de dose absorvida pudesse exceder 4 mGy em um ano (3 mGy de radiação externa e 1 mGy de radiação interna).

O acidente da unidade 4 do reator de energia nuclear de Chernobyl em 1986

Descrição geral do acidente

O pior acidente de reator nuclear do mundo ocorreu em 26 de abril de 1986, durante um teste de engenharia elétrica de potência muito baixa. Para realizar este teste, vários sistemas de segurança foram desligados ou bloqueados.

Essa unidade era um modelo RBMK-1000, tipo de reator que produzia cerca de 65^% de toda a energia nuclear gerada na URSS. Era um reator de água fervente moderado por grafite que gerava 1,000 MW de eletricidade (MWe). O RBMK-1000 não possui um edifício de contenção testado para pressão e não é comumente construído na maioria dos países.

O reator foi imediatamente crítico e produziu uma série de explosões de vapor. As explosões explodiram todo o topo do reator, destruíram a fina estrutura que cobria o reator e iniciaram uma série de incêndios nos espessos telhados de asfalto das unidades 3 e 4. As liberações radioativas duraram dez dias e 31 pessoas morreram. A delegação da URSS na Agência Internacional de Energia Atômica estudou o acidente. Eles afirmaram que os experimentos RBMK da Unidade 4 de Chernobyl que causaram o acidente não receberam a aprovação necessária e que as regras escritas sobre medidas de segurança do reator eram inadequadas. A delegação afirmou ainda: “O pessoal envolvido não estava adequadamente preparado para os testes e não estava ciente dos possíveis perigos”. Esta série de testes criou as condições para a situação de emergência e levou a um acidente no reator que muitos acreditavam que nunca poderia ocorrer.

Liberação de produtos de fissão acidental da Unidade 4 de Chernobyl

Atividade total liberada

Aproximadamente 1,900 PBq de produtos de fissão e combustível (que juntos foram rotulados corium pela Equipe de Recuperação de Acidentes de Three Mile Island) foram liberados durante os dez dias necessários para apagar todos os incêndios e selar a Unidade 4 com um material de proteção absorvente de nêutrons. A Unidade 4 agora é um sarcófago de aço e concreto permanentemente selado que contém adequadamente o cório residual dentro e ao redor dos restos do núcleo do reator destruído.

Vinte e cinco por cento dos 1,900 PBq foram liberados no primeiro dia do acidente. O restante foi liberado nos nove dias seguintes.

As liberações radiologicamente mais significativas foram de 270 PBq de ¹³¹I, 8.1 PBq de ⁹⁰Sr e 37 PBq of ¹³⁷Cs. Isso pode ser comparado com o acidente de Three Mile Island, que liberou 7.4 TBq of ¹³¹eu e não mensurável ⁹⁰Sr ou ¹³⁷Cs.

Dispersão ambiental de materiais radioativos

Os primeiros lançamentos foram geralmente na direção norte, mas os lançamentos subsequentes foram para as direções oeste e sudoeste. A primeira pluma chegou à Suécia e à Finlândia em 27 de abril. Os programas de monitoramento ambiental radiológico da usina nuclear descobriram imediatamente o vazamento e alertaram o mundo sobre o acidente. Parte dessa primeira pluma se deslocou para a Polônia e a Alemanha Oriental. As plumas subsequentes varreram a Europa oriental e central em 29 e 30 de abril. Depois disso, o Reino Unido viu os lançamentos de Chernobyl em 2 de maio, seguido pelo Japão e China em 4 de maio, Índia em 5 de maio e Canadá e Estados Unidos em 5 e 6 de maio. O hemisfério sul não relatou a detecção desta pluma.

A deposição da pluma foi governada principalmente pela precipitação. O padrão de precipitação dos principais radionuclídeos (¹³¹I, ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, e ⁹⁰Sr) foi altamente variável, mesmo dentro da URSS. O maior risco veio da irradiação externa da deposição na superfície, bem como da ingestão de alimentos contaminados.

Consequências radiológicas do acidente da Unidade 4 de Chernobyl

Consequências agudas gerais para a saúde

Duas pessoas morreram imediatamente, uma durante o colapso do prédio e outra 5.5 horas depois de queimaduras térmicas. Outros 28 membros da equipe do reator e da equipe de combate a incêndios morreram devido a ferimentos causados ​​​​pela radiação. As doses de radiação para a população externa estavam abaixo dos níveis que podem causar efeitos imediatos de radiação.

O acidente de Chernobyl quase dobrou o total mundial de mortes devido a acidentes de radiação até 1986 (de 32 para 61). (É interessante notar que os três mortos no acidente do reator SL-1 nos EUA estão listados como devido a uma explosão de vapor e que os dois primeiros a morrer em Chernobyl também não estão listados como mortes por acidentes de radiação.)

Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde no local

A dosimetria pessoal para as pessoas no local com maior risco não estava disponível. A ausência de náuseas ou vômitos nas primeiras seis horas após a exposição indicou com segurança aqueles pacientes que receberam menos do que doses absorvidas potencialmente fatais. Esta também foi uma boa indicação de pacientes que não necessitaram de atenção médica imediata devido à exposição à radiação. Esta informação juntamente com os dados de sangue (diminuição da contagem de linfócitos) foi mais útil do que os dados de dosimetria pessoal.

As roupas de proteção pesadas dos bombeiros (uma lona porosa) permitiram que produtos de fissão de alta atividade específica entrassem em contato com a pele nua. Essas doses beta causaram queimaduras graves na pele e foram um fator significativo em muitas das mortes. Cinquenta e seis trabalhadores sofreram queimaduras graves na pele. As queimaduras eram extremamente difíceis de tratar e eram um sério elemento complicador. Eles impossibilitaram a descontaminação dos pacientes antes do transporte para os hospitais.

Não houve cargas corporais de material radioativo interno clinicamente significativas neste momento. Apenas duas pessoas tinham cargas corporais altas (mas não clinicamente significativas).

Das cerca de 1,000 pessoas rastreadas, 115 foram hospitalizadas devido à síndrome de radiação aguda. Oito atendentes médicos que trabalhavam no local contraíram a síndrome de radiação aguda.

Como esperado, não houve evidência de exposição a nêutrons. (O teste procura sódio-24 (²⁴Na) no sangue.)

Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde fora do local

As ações protetivas públicas podem ser divididas em quatro períodos distintos.

1. As primeiras 24 horas: O público a favor do vento permaneceu dentro de casa com portas e janelas fechadas. A distribuição de iodeto de potássio (KI) começou a fim de bloquear a captação de ¹³¹I.
2. Um a sete dias: Pripyat foi evacuado depois que rotas de evacuação seguras foram estabelecidas. Estações de descontaminação foram estabelecidas. A região de Kiev foi evacuada. O número total de pessoas evacuadas foi de mais de 88,000.
3. Uma a seis semanas: O número total de pessoas evacuadas aumentou para 115,000. Todos estes foram examinados clinicamente e reassentados. O iodeto de potássio foi administrado a 5.4 milhões de russos, incluindo 1.7 milhão de crianças. As doses da tireoide foram reduzidas em cerca de 80 a 90^%. Dezenas de milhares de cabeças de gado foram retiradas das áreas contaminadas. Leite e alimentos locais foram proibidos em uma grande área (conforme ditado pelos níveis de intervenção derivados).
4. Depois de 6 semanas: O círculo de evacuação de 30 km de raio foi dividido em três subzonas: (a) uma zona de 4 a 5 km onde não se espera nenhuma reentrada pública em um futuro previsível, (b) uma zona de 5 a 10 km onde limitada a reentrada do público será permitida após um horário específico e (c) uma zona de 10 a 30 km onde o público poderá eventualmente retornar.

Um grande esforço foi despendido na descontaminação de áreas externas.

A dose radiológica total para a população da URSS foi relatada pelo Comitê Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica (UNSCEAR) em 226,000 pessoas-Sv (72,000 pessoas-Sv cometidas durante o primeiro ano). O equivalente de dose coletiva estimado em todo o mundo é da ordem de 600,000 pessoa-Sv. O tempo e um estudo mais aprofundado refinarão essa estimativa (UNSCEAR 1988).

Organizações internacionais

Agência internacional de energia atômica

PO Box 100

A-1400 Viena

ÁUSTRIA

Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação

Avenida Woodmont, 7910

Bethesda, Maryland 20814

U.S.A.

Comissão Internacional de Proteção Radiológica

Nº da caixa postal 35

Didcot, Oxfordshire

OX11RJ

Reino Unido

Associação Internacional de Proteção contra Radiação

Universidade de Tecnologia de Eindhoven

PO Box 662

5600 AR Eindhoven

PAÍSES BAIXOS

Comitê das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica

BERNAM ASSOCIADOS

Unidade de Montagem 4611-F

Lanham, Maryland 20706-4391

U.S.A.

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