LEVANTAMENTO DE DADOS SOBRE RADIOPROTEÇÃO E SEGURANÇA DE FONTES EM LABORATÓRIOS DE PESQUISA

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1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: LEVANTAMENTO DE DADOS SOBRE RADIOPROTEÇÃO E SEGURANÇA DE FONTES EM LABORATÓRIOS DE PESQUISA Clayton L. Paúra, Ana Letícia A. Dantas e Bernardo M. Dantas Laboratório de Medidas In Vivo Serviço de Monitoração Individual Interna Instituto de Radioproteção e Dosimetria IRD-CNEN Av. Salvador Allende s/n Rio de Janeiro bmdantas@ird.gov.br RESUMO No Brasil, são desenvolvidos vários tipos de pesquisa que utilizam fontes abertas de diversos isótopos radioativos. Os profissionais e estudantes envolvidos são passíveis de exposição externa e contaminação interna pelos nuclídeos 14 C, 45 Ca, 51 Cr, 3 H, 125 I, 32 P, 33 P, 35 S, 90 Sr e 99m Tc. Assim, o objetivo geral deste trabalho é avaliar os riscos radiológicos associados a esta prática, fornecendo subsídios para o planejamento de ações visando à melhoria das condições de radioproteção e segurança dos laboratórios. Os critérios de risco adotados neste trabalho e os aspectos de segurança a serem verificados foram definidos com base na Norma CNEN 6.02 e em publicações da AIEA e NRPB. O levantamento de dados foi realizado a partir de visitas a laboratórios localizados em Universidades públicas do Estado do Rio de Janeiro, onde se manipulam rotineiramente fontes abertas para estudos nas áreas de bioquímica, biofísica e genética. De acordo com os critérios adotados, algumas práticas desenvolvidas nos laboratórios de pesquisa requerem a avaliação dos riscos de contaminação interna dependendo das condições de manipulação das fontes. Verificou-se a necessidade de treinamento para os usuários de materiais radioativos neste tipo de instalação, o que pode ser facilitado com a utilização de guias práticos de classificação de áreas, radioproteção e segurança para laboratórios de pesquisa. Foi observada a necessidade de otimização das práticas de forma a minimizar o contato com as fontes. É recomendável, também, a implantação de controles mais eficazes das fontes utilizadas e do controle de acesso aos locais, de forma a reduzir os riscos de exposição e perda de fontes. 1. INTRODUÇÃO A maioria dos indivíduos ocupacionalmente expostos (IOEs) em Instalações autorizadas pela CNEN são monitorados para controle da exposição externa à radiação. Entretanto, com relação à avaliação da exposição interna, decorrente do contato direto com fontes abertas, líquidas ou sólidas, que apresentam riscos de inalação, ingestão ou absorção pela pele, pouco tem sido realizado em termos de avaliação sistemática, especialmente na área de pesquisa. A avaliação do risco de exposição é uma das recomendações dos organismos internacionais de referência na área de proteção radiológica como a ICRP (Comissão Internacional de Proteção Radiológica) e a IAEA (Agência Internacional de Energia Atômica). De acordo com as recomendações da IAEA [1, 2], é responsabilidade do Titular de cada Instalação licenciada, identificar os IOEs com risco de exposição (interna ou externa) no local de trabalho e prover os meios para que os mesmos sejam submetidos a monitoração apropriada. Como parte do processo de licenciamento, toda instalação deve submeter ao órgão regulador, a CNEN no caso do Brasil, um Plano de Proteção Radiológica que será avaliado com base em critérios normativos [3]. A classificação de áreas e a necessidade e tipo de monitoração individual serão determinadas pelo detalhamento do local de trabalho, condições de segurança e exposições potenciais.

2 A avaliação da necessidade de implementação de um programa de monitoração individual da contaminação interna deverá ser baseado nas condições de segurança, características físicoquímicas dos radionuclídeos envolvidos e nas atividades manipuladas anualmente [4]. Assim, somente serão monitorados trabalhadores designados a atuarem em áreas controladas e com risco efetivo de contaminação interna. Neste trabalho estuda-se o risco radiológico de indivíduos (professores, alunos e técnicos) que atuam em laboratórios de ensino e pesquisa, manipulando radionuclídeos na forma de fontes abertas. A Tabela 1 e a Figura 1 apresentam um panorama atual da utilização de radionuclídeos em pesquisa no Brasil. Tabela 1 - Radionuclídeos utilizados na forma de fontes abertas em laboratórios de pesquisa no Brasil (Fonte: Cadastro de Instalações radiativas da CNEN) Radionuclídeo Instalações 99m Tc 5 33 P 9 90 Sr Cr Ca I C S H P 181 6% 4% 3%1% 86% N CO NE S SE Figura 1 Distribuição dos laboratórios de pesquisa pelo território brasileiro Observa-se que a maioria dos laboratórios de pesquisa está localizada na região sudeste, com maior concentração nos Estados do Rio de Janeiro e São Paulo. O radionuclídeo mais usado em pesquisa é o 32 P. O 99m Tc é o tem menor aplicação em pesquisa embora seja largamente utilizado em medicina nuclear, também como fonte aberta.

3 Em vista dessas informações, este trabalho tem como objetivo geral avaliar os riscos radiológicos associados ao uso de radioisótopos em laboratórios de pesquisa, fornecendo subsídios para o planejamento de ações visando à melhoria das condições de radioproteção e segurança. Como objetivos específicos destacam-se: (1) estabelecimento de metodologia baseada nos critérios do Safety Guide RS-G-1.2 da AIEA para avaliação dos riscos relacionados à contaminação interna devido à manipulação dos radioisótopos utilizados em pesquisa e (2) aplicação dos critérios propostos em três laboratórios de pesquisa com características gerais representativas deste tipo de instalação. 2.MATERIAIS E MÉTODOS Para avaliação dos riscos de contaminação interna foram adotados os critérios sugeridos pela AIEA e, assim, calculados os fatores de decisão (d j ) que servem de base para estabelecer a necessidade de implementação de programas de monitoração individual da contaminação interna dos IOEs. Este critério leva em consideração fatores de segurança relacionados à complexidade da operação, condições de segurança do laboratório para manipulação de material radioativo, além das características físico-químicas do material manipulado. Realizados os cálculos, a monitoração é necessária sempre que o valor de d j for igual ou superior a 1 msv. O valor de d j, em msv, é calculado através da seguinte equação: d j = 10. A j. e(g) jinh. f hs. f ps (1) Onde o A j é a atividade (Bq) do radionuclídeo j manipulada anualmente na Instalação, e(g) jinh é o coeficiente de dose (msv.bq -1 ) específico para inalação do radionuclídeo j e os fatores f s, f hs e f ps são específicos para as condições de segurança do laboratório. Caso haja mais de um radionuclídeo ou um mesmo radionuclídeo sendo utilizado em manipulações diferentes, ou seja, em procedimentos com condições de segurança diferentes, o fator de decisão total será dado pelo o somatório de cada d j individual. Através desta metodologia é possível, também, calcular a atividade máxima a partir da qual será necessária a implantação de um programa rotineiro de monitoração da contaminação individual interna. Neste trabalho não foram considerados riscos eventuais de acidentes pois os cálculos se aplicam somente à elaboração de programas de monitoração de rotina. A coleta de dados foi realizada através de visitas a três laboratórios de pesquisa localizados em universidades pública do Estado do Rio de Janeiro, onde se manipulam rotineiramente fontes abertas. Deve-se ressaltar que as Instituições foram voluntárias em colaborar com este estudo. O levantamento consistiu na aplicação de um roteiro de verificação das condições de manipulação através da observação e acompanhamento dos procedimentos que utilizam radioisótopos. O roteiro baseou-se em documento publicado pelo NRPB [5] sobre caracterização de áreas em que são manipuladas fontes não seladas.

4 Os laboratórios avaliados neste trabalho realizam os seguintes ensaios : i)ensaio in vivo, com utilização de ratos, para verificação da influência de drogas medicamentosas e extratos vegetais na biodistribuição de radiofármacos marcados com 99m Tc; ii) Ensaio in vitro para verificação da distribuição e cinética do 99m Tc nos elementos sanguíneos (plasma e elementos figurados) em presença de extratos vegetais; e iii) Ensaio in vitro para avaliação de expressão gênica induzida devido a estresses ambientais. Nos três casos avaliados as operações consistem em metodologias simples em via úmida envolvendo a manipulação de fontes líquidas em bancada aberta. Ressalta-se o fato de que, embora os laboratórios possuíssem capela, as metodologias acompanhadas foram realizadas sem a sua utilização, ou seja sobre a bancada sem exaustão. 3. RESULTADOS E DISCUSSÕES Foram coletados dados sobre os radionuclídeo utilizados, respectivas atividades anuais manipuladas e condições de segurança radiológica aplicadas às metodologias. Foi feito um acompanhamento in loco destas metodologias sendo enfocados os aspectos referentes aos critérios adotados neste estudo. Tabela 2 Parâmetros de cada laboratório avaliado para cálculo dos fatores de decisão Lab I II III e 50 Nuclídeo A (Sv/Bq) (Bq) Tipo de operação Tipo de proteção 99m Tc 1,23 x ,07 x 10 7 Simples-via úmida Bancada aberta 99m Tc 1,23 x ,18 x 10 8 Simples-via úmida Bancada aberta 32 P 8,00 x ,4 x 10 6 Simples-via úmida Bancada aberta A partir dos parâmetros estabelecidos para cada laboratório, conforme apresentado na Tabela 2, foram realizados os cálculos apresentados nas Tabelas 3 e 4. Tabela 3 - Cálculo das Atividades para dj=1 msv Laboratório I II III Radionuclídeo Fatores de segurança f hs f ps A (Bq) A (mci) 99m Tc 0,1 1 8,13 x ,19 x m Tc 0,1 1 8,13 x ,19 x P 0,1 1 1,25 x ,78

5 Tabela 4 - Cálculo dos Fatores de decisão para os laboratórios avaliados Laboratório I II III Radionuclídeo Fatores de segurança f hs f ps A (Bq) 99m Tc 0,1 1 4,07 x , m Tc 0,1 1 5,18 x , P 0,1 1 2,4 x ,00192 d j Observa-se que as atividades equivalentes ao limite de dj (1 msv) para as metodologias empregadas nos Laboratórios são superiores às atividades médias manipuladas anualmente, indicando ser desnecessária a implementação de programas rotineiros de monitoração individual da contaminação interna. Deve-se considerar, entretanto, que a metodologia de cálculo empregada assume que todos os indivíduos potencialmente expostos estão sujeitos ao mesmo risco de contaminação interna por ter contato direto com toda a atividade manipulada anualmente. Na prática esta suposição não é necessariamente válida pois a atividade total utilizada nestes laboratórios anualmente é fracionada em vários experimentos distintos conduzidos por diferentes pesquisadores e alunos. Assim, cada indivíduo é, na verdade, exposto a uma fração da atividade anual reportada o que significa que está exposto a uma fração do risco total calculado. A dificuldade na aplicação dos critérios propostos na Safety Guide RS-G-1.2 da IAEA reside também no fato de que o planejamento anual de uso de radioisótopos nos laboratórios de pesquisa é sujeito a grandes oscilações. Com isso, o parâmetro Atividade manipulada tratase de uma estimativa aproximada e não de um valor real. Este aspecto ficou claro na dificuldade de calcular a atividade anual empregada nos laboratórios, tendo sido estimado este parâmetro em função do número de experimentos realizados, em média, ao longo do ano e da atividade rotineiramente utilizada em cada um destes experimentos. Observou-se também que, tanto o plano de radioproteção quanto o relatório de análise de segurança, não refletem com exatidão as características da Instalação, os riscos associados e os demais itens relevantes do ponto de vista da radioproteção e segurança. Com relação à segurança recomenda-se que sejam implementadas ações no sentido de melhorar a conscientização dos IOEs. Muitas das técnicas de radioproteção não são empregadas concomitantemente com as metodologias, assim como outros princípios básicos de segurança em laboratórios convencionais, como o uso de equipamentos de proteção individual, apesar destes serem de conhecimento dos IOEs assim como dos responsáveis. Outro aspecto de segurança observado foi a inexistência de áreas classificadas como controladas e dedicadas exclusivamente à manipulação das fontes abertas, sendo esta tarefa realizada em ambientes com fluxo de indivíduos não envolvidos nos experimento que utilizam materiais radioativos. Este fato tanto pode levar a exposições não justificadas quanto representar risco de perda de fontes. Além disso, foi observado que muitos experimentos realizados por alunos ocorrem em locais ou superfícies inadequados como, por exemplo, a manipulação de materiais voláteis fora da capela ou em superfícies de difícil descontaminação em caso de incidentes.

6 4. CONCLUSÕES A partir das observações feitas durante o levantamento de dados conclui-se que, nos laboratórios avaliados, os procedimentos de manipulação poderiam ser otimizados de forma a minimizar o contato com as fontes abertas. Torna-se necessário também um controle mais eficaz do material radioativo e do controle de acesso ao local, evitando a circulação de indivíduos. Tais medidas levariam à redução dos riscos de exposição desnecessária e da possibilidade de perda ou furto de fontes. Em relação aos riscos de exposição interna dos laboratórios avaliados, considerando a atividade total manipulada anualmente e o fracionamento da atividade entre os pesquisadores, conclui-se que não é necessária a implementação de programas rotineiros de monitoração individual para controle da contaminação interna. Entretanto, recomenda-se que esta avaliação seja incluída no Relatório de Análise de Segurança das Instalações [6] e nos respectivos Programas de Proteção Radiológica a serem elaborados em consonância com a Norma CNEN 6.02 [7], específica para instalações radiativas, estabelecendo-se limites anuais de atividade dos radionuclídeos de interesse a serem manipulados por cada indivíduo do laboratório. Verificou-se também a necessidade de treinamento em radioproteção para os usuários das fontes, o que pode ser facilitado com a utilização de um guia prático de classificação de áreas, radioproteção e segurança, específico para este tipo de instalação e para as características dos radionuclídeos e metodologias empregadas. Pretende-se prosseguir este estudo aplicando-se os critérios apresentados em um maior número e variedade de laboratórios e, posteriormente, elaborar um programa de treinamento a ser oferecido aos profissionais desta área. REFERÊNCIAS 1. International Atomic Energy Agency (IAEA). International Basic Safety Standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. Safety Series n (1996) 2. International Atomic Energy Agency (IAEA). Occupational Radiation Protection. Safety Guide No R.S-G-1.1. (1999) 3. Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica. Norma CNEN-NN (2005). 4. International Atomic Energy Agency (IAEA). Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides. IAEA Safety Guide No RS-G-1.2. (1999). 5. A.P. Hudson and J. Shaw. Categorization and Designation of Working Areas in which Unsealed Radioactive Materials are used. Memorandum NRPB-M443. (1993) 6. Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Roteiro para elaboração de Relatório de análise de segurança para laboratórios de pesquisa classificados como Grupo III, IV, V, VI ou X da Norma CNEN-NE Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Licenciamento de Instalações Radiativas. Norma CNEN-NN (1998)