PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM TECNOLOGIAS ENERGÉTICAS
E NUCLEARES – PROTEN
RENATA FARIAS DE LIRA
OTIMIZAÇÃO DE SISTEMAS DE RADIOPROTEÇÃO
PARA SERVIÇOS DE MEDICINA NUCLEAR
RECIFE – PERNAMBUCO - BRASIL NOVEMBRO -2012
Otimização de Sistemas de Radioproteção para Serviços
Serviço de Medicina Nuclear
Dissertação submetida ao Programa de Pós-graduação em Tecnologias Energéticas e Nucleares, do Departamento de Energia Nuclear, da Universidade Federal de Pernambuco, para obtenção do título de Mestre.
ORIENTADOR: Prof. Dr. LUIZ ANTÔNIO PEREIRA DOS SANTOS CO-ORIENTADOR: Prof Dr. JOÃO ANTÔNIO FILHO
RECIFE – PERNAMBUCO – BRASIL NOVEMBRO -2012
MEDICINA NUCLEAR
Renata Farias de Lira
APROVADO EM: 30.10.2012
ORIENTADOR: Prof. Dr. Luiz Antônio Pereira dos Santos CO-ORIENTADOR: Prof Dr. João Antônio Filho
COMISSÃO EXAMINADORA:
Drª Fabiana Farias de Lima Guimarães – CRNC-NE/ CNEN
Drº Marcus Aurélio Pereira dos Santos - CRNC-NE/ CNEN
Drº Waldeciro Colaço – DEN/UFPE
Visto e permito a impressão
Aos professores Luiz Antônio Pereira dos Santos e João Antônio Filho por toda a assistência prestada durante todo o trabalho.
Ao Programa de Pós-Graduação em Tecnologias Energéticas e Nucleares e todos os funcionários.
MEDICINA NUCLEAR
AUTOR: Renata Farias de Lira
ORIENTADOR: Luiz Antônio Pereira dos Santos
CO-ORIENTADOR: João Antônio Filho
RESUMO
Medicina Nuclear (MN) é uma especialidade médica que utiliza material radioativo associado a fármacos para obter imagens diagnósticas e realizar procedimentos terapêuticos. Como qualquer atividade envolvendo radiação ionizante, a MN deve ser justificada e otimizar seus procedimentos de trabalho. Assim, este trabalho tem como objetivo verificar a necessidade e a importância da otimização da radioproteção em serviços de MN para reduzir as doses dos indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) e os custos de proteção. A otimização para um serviço que faz uso de radiação ionizante pode ser realizada utilizando diferentes técnicas tal como a técnica de análise de custo-benefício expandida, usada neste trabalho. Esta técnica introduz um ou dois atributos associados ao detrimento, Y, e os custos de proteção, X. Este trabalho analisou dados de 56 funcionários, referente ao período de 2002 a 2010. O valor do custo de proteção foi de R$ 147.645,95, compreendendo acessórios, cursos, treinamentos e custos de manutenção. O custo do detrimento variou de R$ 1.065.750,00 a R$ 28.890.351,00, sendo o parâmetro responsável por essa variação a dose coletiva. À medida que essas doses crescem os custos totais também crescem, o que evidencia a importância de se aplicar a otimização, visando à segurança dos IOE, melhoria do serviço e redução dos custos de proteção.
SERVICES.
AUTHOR: Renata Farias de Lira
ADVISER: Luiz Antônio Pereira dos Santos CO-ADVISER: João Antônio Filho
ABSTRACT
Nuclear medicine (NM) is a medical specialty, which uses small amounts of radioactive material combined with drugs, to make either therapeutic treatments or form diagnostic images of the organ and tissue. Follow the nuclear regulations any activity involving ionizing radiation should be justified and it must have their procedures of work to be optimized. Thus, the aim of the study is to determine the need and the importance of optimization of radiation protection in NM services and reduce occupationally exposed individuals (OEI) doses in order to avoid possible contamination or accidents and reduce the costs of protection. Optimization for a nuclear medicine service that makes use of ionizing radiation can be performed using different techniques such as the expanded cost-benefit analysis, used in this work. Such technique introduces one or two attributes associated to the detriment cost, Y, and the protection costs, X. This work was conducted in the year 2011, where it was analyzed data of 56 employees from 2002 to 2010. The value of the cost of protection was R$ 147.645,95, including accessories, courses, training and maintenance costs. On the other hand, the cost of the expense ranged from R$ 1.065.750,00 up to R$ 28.890.351,00 and the parameter responsible for this variation is the collective dose. The inreasing of these dose values causes the increasing of the total costs, and one can conclude that there really is an importance of applying the optimization technique to improve the safety of OEI at the nuclear medicine service and reducing costs of protection.
LISTA DE FIGURAS
Página Figura 1 Fluxograma de atividades...15 Figura 2
Gerador de Gerador 99Mo / 99mTc...17 Figura 3 Modelo de análise de um processo de otimização...25 Figura 4 Custo do detrimento em relação à dose coletiva...51
Página
Tabela1 Limites de doses anuais...20
Tabela 2 Fatores de ponderação das radiações...30
Tabela 3 Fatores de ponderação de tecido...30
Tabela 4 Radionuclídeos e fármacos utilizados na instalação...38
Tabela 5 Equipamento de proteção individual e coletiva disponíveis...38
Tabela 6 Acessórios, serviços e treinamentos pesquisados...41
Tabela 7 Doses coletivas expressa em Sv-homem e Doses equivalentes médias anuais expressa em mSv dos IOE nos anos de 2002 a 2010...46
Tabela 8 Doses coletivas anuais, expressa, separadas por intervalos de dose...46
Tabela 9 Custos de proteção (acessórios de proteção)...48
Tabela 10 Valores dos cursos e treinamentos...49
Tabela 11 Valores dos custos relacionados aos salários dos trabalhadores...49
Tabela 12 Valor do custo de proteção anual, X...49
Tabela 13 Custo do detrimento, Y...50
Tabela 14 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2002...52
Tabela 15 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2003...53
Tabela 16 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2004...53
Tabela 17 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2005...54
Tabela 18 Fracionamento da dose coletiva e valor do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2006...54
Tabela 19 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2007...55 Tabela 20 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada
Tabela 21 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada
intervalo de dose no ano de 2009...56
Tabela 22 Fracionamento da dose coletiva e valor do custo do detrimento para cada intervalo de dose no ano de 2010...56
Tabela 23 Custo total de proteção (Soma do Custo de proteção X, com o detrimento Y)...57
Tabela 24 Opções de proteção...58
Tabela 25 Opções de proteção para o ano de 2005...58
Tabela 26 Custo do detrimento após análise de sensibilidade...59
Página 1. INTRODUÇÃO...12 2. REVISÃO DE LITERATURA...14 2.1 Medicina Nuclear...14 2.1.1 Radiofármacos (RF)...16 2.2 Radioproteção...17 2.2.1 Regulamentação...17 2.2.2 Proteção Radiológica (PR)...18 2.2.2.1 Justificação...20 2.2.2.2 Otimização...20 2.2.2.3 Limitação de dose...20 2.3 Otimização...21 2.3.1 Otimização da radioproteção...21 2.4 Custo de proteção...26
2.4.1 Equipamento de proteção individual (EPI)...27
2.4.2 Equipamento de proteção coletiva (EPC)...27
2.4.3 Cursos e treinamentos...28
2.4.4 Monitoração...28
2.4.5 Instalações físicas...29
2.5 Dose equivalente e dose coletiva...29
2.5.1 Dose equivalente (HT) e dose efetiva (E)...29
2.5.2 Dose coletiva (S)...31
2.6 Detrimento biológico...32
2.7 Técnicas de otimização...32
2.7.1 Análise custo-benefício...33
2.7.2 Análise custo-benefício expandida...34
2.7.3 Análise de prioridade com atributos múltiplos...35
2.7.4 Análise de sensibilidade...35
3. MATERIAL E MÉTODOS...37
3.1 Dose equivalente média anual (D.E.M.A)...38
3.2 Dose coletiva (S)...38
3.3 Custo de proteção (X)...39
3.4 Custo do detrimento (Y)...41
3.5 Custo Total da otimização...42
3.6 Análise de sensibilidade...43 4. RESULTADOS E DISCUSSÕES...45 5. CONCLUSÕES...60 APÊNDICE 1...61 APÊNDICE 2...73 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS...79
1. INTRODUÇÃO
A Medicina Nuclear (MN) é uma especialidade médica que utiliza radionuclídeos com características físicas e químicas adequadas, tanto para fins diagnósticos como terapêuticos. É
capaz de evidenciar bem a função do órgão em estudo, enquanto a radiologia convencional, o ultrassom, a tomografia computadorizada e a ressonância magnética destacam melhor os aspectos morfológicos e anatômicos (MESQUITA et. al., 2001).
O princípio básico da MN consiste em avaliar a função de um determinado órgão utilizando uma substância marcada com radionuclídeos que seja, normalmente, captada ou metabolizada pelo órgão que se deseja estudar (MESQUITA et. al., 2001). Essas substâncias são denominadas radiofármacos e as características físico-químicas do fármaco, determinam sua fixação no órgão ou tecido alvo e sua eliminação pelo organismo, enquanto as características físicas do radionuclídeo determinam a aplicação do composto em diagnóstico ou terapia (OLIVEIRA et. al., 2006).
A aplicabilidade dos métodos cintilográficos visando o diagnóstico e, em alguns casos, o tratamento de enfermidades, vem se implementando nas últimas décadas, graças ao desenvolvimento da computação eletrônica, aliado às técnicas tomográficas de ponta que conduziram ao aprimoramento dos aparelhos utilizados em medicina nuclear. Assim como à síntese de novos fármacos, permitindo o estudo de várias doenças que, anteriormente, só podiam ter suas funções avaliadas de forma indireta, a partir de informações de seus achados morfológicos (MESQUITA et. al., 2001).
Toda atividade envolvendo aplicação de radiação ionizante, deve ser justificada e ter seus procedimentos de trabalho otimizados, assim como deve respeitar a limitação de dose, de acordo com os três princípios básicos da proteção radiológica: justificação, limitação de dose e otimização.
O objetivo primário da proteção radiológica é fornecer um padrão apropriado de proteção para o homem, sem limitar os benefícios criados pela aplicação das radiações ionizantes (CEC, 1991). A otimização em proteção radiológica é um processo para se encontrar a solução ótima de um problema, dentro de um universo de possíveis soluções, visando minimizar as exposições e reduzir custos (ICRP, 1989).
Este trabalho foi desenvolvido utilizando a técnica de análise custo-benefício expandida, que permite efetuar uma análise quantitativa. A técnica introduz um ou dois atributos associados ao detrimento, que são a dose coletiva e seu fracionamento, além dos custos de proteção X, gerando o valor do custo do detrimento, Y (ICRP, 1989).
Os dados utilizados no trabalho foram obtidos no Serviço de Medicina Nuclear (SMN) do Hospital das Clínicas de Pernambuco (HC/UFPE) e o desenvolvimento do trabalho se deu no Departamento de Energia Nuclear da Universidade Federal de Pernambuco. (DEN/UFPE). O objetivo deste trabalho é verificar a importância dos parâmetros de proteção no processo de otimização da radioproteção em SMN de forma a reduzir as doses dos indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) assim como a redução dos custos da instalação.
2. REVISÃO DE LITERATURA
2.1 Medicina Nuclear (MN)
A Medicina Nuclear (MN) é uma especialidade médica que faz uso de fontes abertas de radionuclídeos que são conjugados com estruturas moleculares (ou fármacos) de afinidades específicas a alguns tecidos ou órgãos. A junção desses dois compostos dá origem ao radiofármaco que é administrado aos pacientes para aplicações diagnósticas e terapêuticas. Muitos hospitais e clínicas com serviços de medicina nuclear dependem do ininterrupto suprimento de radionuclídeos para funcionamento. O fornecimento confiável com alta qualidade diretamente aos centros de medicina nuclear é de fundamental importância para que a rotina seja aplicável. (OLIVEIRA, 2006).
Em diagnóstico, a distribuição do radiofármaco promove imagens relacionadas às propriedades bioquímicas e fisiológicas dos órgãos ou tecidos. A escolha do radiofármaco é realizada com base nas características do tecido ou órgão alvo. A administração desse composto pode ocorrer por via endovenosa, inalatória ou oral. (IAEA, 2004). Nos procedimentos terapêuticos também ocorre a administração e a distribuição do radiofármaco baseadas nas características bioquímicas e fisiológicas do órgão ou tecido alvo do tratamento, diferente da radioterapia, que utiliza fontes seladas para irradiação do órgão ou tecido doente.
Dentre os diferentes tipos de procedimentos realizados para diagnóstico na MN, pode-se mencionar: a cintilografia do miocárdio, cintilografia óspode-sea e renal e estudos da tireóide. Quanto aos procedimentos terapêuticos, destaca-se o tratamento de câncer de tireóide. (WILSON, 1998).
Sucintamente, podem-se descrever as atividades de um serviço de MN como no fluxograma mostrado na Figura 1 que mostra o processo a partir da aquisição do material radioativo e dosimetria desse material, passando pelo seu armazenamento, direcionamento para o laboratório onde será manipulado e preparado do radiofármaco, sendo novamente submetido por uma dosimetria, para então, ocorrer a administração do mesmo em busca da aquisição de imagem ou terapia. A exposição dos trabalhadores à radiação ocorre nas fases de manipulação, preparo, administração do material radioativa, segregação, armazenamento e
tratamento dos rejeitos radioativos, sendo necessária a proteção dos mesmos durante todo o processo até a liberação do paciente e liberação do rejeito.
Figura 1: - Fluxograma de atividades no SMN
AQUISÃO DO MATERIAL RADIOATIVO DEPÓSITO SALA QUENTE PREPARO DO RADIOFÁRMACO DOSIMETRIA DOSIMETRIA ADMINISTRAÇÃO DO RADIOFÁRMACO AQUISIÇÃO DE IMAGENS ANÁLISE DAS IMAGENS TERAPIA DIAGNÓSTICO GERAÇÃO E SEGREGAÇÃO DE REJEITOS DOSIMETRIA ARMAZENAMENTO DOS REJEITOS TRATAMENTO DOS REJEITOS DOSIMETRIA ELIMINAÇÃO
2.1.1 Radiofármacos (RF)
Fármacos são compostos destinados ao uso em diagnóstico, cura, mitigação, tratamento ou prevenção de doenças no homem ou animal (exceto comida) destinados a alterarem a estrutura ou qualquer outra função do corpo do homem ou animal (FD&C ACT, 2009).
A energia do fóton emitido pelo radionuclídeo que entra na composição do radiofármaco para radiodiagnóstico em MN convencional deve situar-se entre os 80-300 keV (SAHA, 1998). Os fótons com energia inferior a 80 keV são absorvidos pelos tecidos e não são detectados exteriormente; por outro lado, quando a sua energia é superior a 300 keV a eficiência dos detectores não é muito alta, resultando em imagens de má qualidade.
Um dos fármacos utilizados em medicina nuclear é o sestamibi (MIBI) cátion lipofílico do grupo das isonitrilas, é o agente marcado com tecnécio-99m, mais amplamente utilizado nos estudos de perfusão miocárdica (OLIVEIRA et al., 2006).
Os radionuclídeos mais utilizados na medicina nuclear são o Tálio-201 (201Tl), o Iodo-131 (131I), Iodo-123 (123I), Índio-111 (111In), Gálio-67 (67Ga), e Tecnécio (
99m
Tc), este último é utilizado na maioria dos procedimentos de radiodiagnósticos, por existir em diversos estados de oxidação, ter tempo de meia vida* de 6 horas, e ser produzido por um gerador de tecnécio-99m de baixo custo, além de ter emissão energética predominante 140 KeV(88%). (WILSON, 1998). Esse tipo de gerador teve sua comercialização iniciada em 1965 e é escolhido por: possuir custo reduzido; segurança e simplicidade de uso; alta pureza radionuclídica e química; esterilidade, por ser isotônico e pelo fato do molibdênio possuir t1/2 de 66 horas, suficientes
para sua distribuição mensal. De forma básica, o gerador Mo-99/Tc-99m, consiste em uma coluna cromatográfica (alumina) onde o radionuclídeo pai (Mo-99) é adsorvido e produz o radionuclídeo filho (Tc-99m) (WILSON, 1998).
*Tempo requerido para que um dado radioisótopo decresça para a metade da sua atividade e é característica particular do radioisótopo (CEMBER, 2009).
A Figura 2 mostra um gerador Mo-99 / Tc-99m e uma blindagem para armazenamento e transporte do Tc-99m.
Figura 2: - Gerador Mo-99 / Tc-99m
Fonte: <http://qnint.sbq.org.br/sbq_uploads/layers/imagem3906.png>, (acesso em: 20.08.2012 /
11:25:15).
2.2 Radioproteção
2.2.1 Regulamentação
Em 1950, a InternationalCommissionon Radiological Protection (ICRP) foi nomeada, com o objetivo de descrever com mais fundamento a proteção radiológica. Desde sua criação é reconhecida como agência para promover recomendações em todas as questões relacionadas à segurança radiológica (WILSON, 1998). A política adotada pela ICRP no preparo das recomendações é lidar com os princípios básicos de proteção radiológica e levar aos vários comitês nacionais a responsabilidade de introduzir detalhadamente, regulamentações, técnicas, recomendações, ou códigos de condutas melhores para cada país (ICRP, 1964).
Inicialmente as recomendações da ICRP eram baseadas na tolerância das doses, ou seja, a dose que se acreditava que o corpo tolerava (ICRP, 1959). O conceito de aceitável foi introduzido na publicação 26 da comissão (ICRP, 1977). Na publicação 60 da ICRP, foi
Gerador Mo-99 / Tc-99m
Protetor de frascos
recomendado um novo limite ocupacional, além do termo exeqüível para as doses de radiação (ICRP, 1990). A publicação 103 da ICRP introduz a ideia de criar-se um uma cultura de segurança, levantando o questionamento e a consciência dos envolvidos nas atividades, assim com a alteração dos valores de ponderação de algumas radiações e dos tecidos (ICRP, 2007).
Embora as agências internacionais recomendem padrões de segurança, a autoridade legal de proteção radiológica é exercida pelas agências reguladoras nacionais. No Brasil, a agência competente para exercer tais funções é a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), responsável por criar, implementar e supervisionar as ações referentes ao uso de radiação ionizante.
A regulamentação deve ser flexível o suficiente para permitir uma fácil adaptação à evolução das técnicas e equipamentos disponíveis. Em relação à exposição médica de indivíduos, as seguintes partes têm papéis e responsabilidade: as entidades reguladoras, a pessoa jurídica (licenciado), os empregadores, os médicos e técnicos, os supervisores de proteção radiológica e os fabricantes e fornecedores de materiais.
Toda instituição que faça uso de fontes ou materiais radioativos, deve implementar um serviço de radioproteção (SR), de acordo com a norma CNEN-NE 3.02 (CNEN, 1988). A norma CNEN-NN 3.05 (CNEN, 1996), regula os serviços de medicina nuclear, definindo tópicos relacionados à:
Mão de obra;
Equipamentos e materiais de proteção radiológica; Testes de instrumentação;
Proteção na administração dos RF, Gerência de rejeito radioativos; Registros e
Inspeções.
2.2.2 Proteção Radiológica (PR)
à saúde de indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) à radiação, de pacientes, de membros do público e também ao meio ambiente causados pela radiação ionizante. Desta forma, qualquer que seja o tipo de instalação onde há o manuseio de materiais radioativos, deve ser implementado um serviço de radioproteção.
O objetivo da proteção radiológica é promover um padrão apropriado de proteção para os seres humanos que trabalham com radiações ionizantes, sem restringir os benefícios originados por elas e com o intuito de prevenir a ocorrência de efeitos determinísticos, mantendo as doses abaixo dos limiares exequíveis, assim como assegurar todos os procedimentos seguros para a redução dos efeitos estocásticos (ICRP, 1997).
O funcionamento de qualquer instalação radioativa deve obedecer aos princípios básicos de radioproteção, com o objetivo de estabelecer requisitos relacionados à implementação e funcionamento dos serviços de radioproteção (SR). Esse serviço é o único agente que possui autorização da gerência da instalação para executar as atividades de radioproteção
As instalações físicas do SR devem disponibilizar para os trabalhadores, local para acomodação e higiene pessoal, troca e guarda de vestimentas, assim como descontaminação externa de IOE, dentre outros itens requisitados na norma. Além dessas especificações, o SR deve também realizar a monitoração individual e de área, e assegurar a utilização de equipamentos responsáveis pela proteção do meio ambiente e dos indivíduos. As atividades desenvolvidas pelo SR são o controle de trabalhadores, de áreas, da população, do meio ambiente, de fontes, de rejeitos radioativos e de equipamentos, do mesmo modo que o treinamento dos trabalhadores, o registro das informações decorrentes das atividades realizadas e a elaboração de relatórios (CNEN, 1988).
A proteção radiológica segue os requisitos básicos de proteção radiológica, são eles:: a justificação, a otimização e o limite de dose (CNEN, 2011). Além desses três princípios, que devem ser criteriosamente observados e seguidos em uma instalação em operação, também tem de ser consideradas as regras básicas da proteção radiológica: tempo, distância e blindagem.
2.2.2.1 Justificação
Este princípio estabelece que: “Nenhuma prática ou fonte associada a essa prática será aceita pela CNEN, a não ser que a prática produza benefícios, para os indivíduos expostos ou para a sociedade, suficientes para compensar o detrimento correspondente, tendo-se em conta fatores sociais e econômicos, assim como outros fatores pertinentes.”(CNEN, 2011).
2.2.2.2 Otimização
A otimização diz que: “Em relação às exposições causadas por uma determinada fonte associada a uma prática, salvo no caso das exposições médicas, a proteção radiológica deve ser otimizada de forma que a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de ocorrência de exposições mantenham-se tão baixas quanto possam ser razoavelmente exequíveis, tendo em conta os fatores econômicos e sociais.” (CNEN, 2011).
2.2.2.3 Limitação de dose
A limitação de dose expressa: “A exposição normal dos indivíduos deve ser restringida de tal modo que nem a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas, excedam o limite de dose especificado, salvo em circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se aplicam às exposições médicas.” (CNEN, 2011). A Tabela 1 apresenta os limites de doses anuais.
Tabela 1- Limites de doses anuais.
LIMITES DE DOSES ANUAIS*
GRANDEZA ÓRGÃO INDIVÍDUOS
OCUPACIONALMENTE EXPOSTOS
INDÍVIDUOS DO PÚBLICO
DOSE EFETIVA CORPO INTEIRO 20 mSv** 1 mSv***
DOSE EQUIVALENTE
CRISTALINO 20 mSv 15 mSv
PELE**** 500 mSv 50 mSv
FONTE - CNEN, 2011
*Considerar as doses recebidas no ano calendário, de janeiro a dezembro.
**Média aritmética em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano.
***Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano.
****Valor médio em 1 cm² de área, na região mais irradiada. (CNEN, 2011).
2.3 Otimização
Dentre os princípios básicos de proteção radiológica mencionados, a otimização das atividades da instalação é o foco principal no controle de exposições ocupacionais e vem recebendo bastante atenção dos gestores, técnicas sistemáticas estão sendo que abordam essa questão desenvolvidas. Essas técnicas geram um nível crescente de conscientização da gestão. Isso tem grande influência na diminuição da exposição à radiação no local de trabalho. (EC, 1993).
A otimização é uma técnica para encontrar a solução ótima do problema, dentro de um conjunto de possíveis soluções. Os procedimentos e recursos utilizados variam de capital a mão de obra e devem ser explorados de forma adequada e cuidadosa para o resultado ser o melhor possível. Esse processo envolve tomada de decisões, redução de custos e aprimoramento dos procedimentos desenvolvidos pela instalação. As técnicas de otimização devem ser aplicadas no momento em que a solução para determinado problema não seja simples e facilmente encontrada (ICRP, 1997).
2.3.1 Otimização em radioproteção
Em proteção radiológica, a otimização visa minimizar as exposições e, por consequência, a diminuição das doses recebidas pelos trabalhadores e membros do público que utilizam os serviços de radiologia médica, por exemplo, bem como a diminuição da probabilidade da ocorrência de acidentes e as medidas adotadas após essa ocorrência. A otimização é aplicada por meio de técnicas e equipamentos adequados para cada tipo de atividade que envolva a utilização de fontes radioativas e deve observar tanto os
procedimentos de trabalho, como as instalações físicas da instituição (ICRP, 1989).
O conceito básico da otimização da radioproteção é gerar um estado de consciência em todos os responsáveis pelo controle da exposição à radiação e deve ser um processo contínuo (ICRP, 1989).
Alguns termos são utilizados durante o processo de otimização e estão descritos na publicação 55 da ICRP São eles:
Opção de proteção: ações específicas ou conjuntos de procedimentos;
Caso base: ponto de partida para avaliação das alterações em estudo específico, em geral, é a opção mais barata. No caso de operações existentes é o conjunto de procedimentos feitos na instalação;
Desempenho da opção: resultado da aplicação dos procedimentos de otimização; Custo da opção: custos diretos financeiros e de recursos da opção, associados a
qualquer outro custo;
Fator: Uma medida de identificação para o custo ou para o desempenho da opção; Atributo: Equivalente a fator, utilizado em frases técnicas;
Critério: medida quantitativa ou qualitativa do que é desejado ou aceitável para um ou mais fatores;
Fatores de proteção radiológica: fatores relacionados ao nível de proteção exequível. Incluem os fatores que descrevam a distribuição de dose, os custos e outras desvantagens que alterem a distribuição de dose;
Outros fatores: fatores que estão relacionados à descrição ou performance dos custos de uma opção, mas não estão relacionados com a proteção radiológica. (ICRP, 1989).
A otimização da proteção é uma idéia muito ampla; pode ser utilizada em todos os níveis, desde simples decisões à grandes análises. Podendo ser aplicada em diferentes tipos de atividades que envolvam radiação ionizante. A idéia da otimização é atenuar acidentes ou incidentes e suas consequências, que poderiam levar à uma exposição desnecessária à radiação, além de ter papel na decisão sobre medidas de redução de doses no caso de acidentes (ICRP, 1997).
O processo de otimização deve ser contínuo. As decisões são sempre tomadas no cotidiano da instalação e devem sempre procurar as melhores soluções de proteção. O melhor momento para aplicar a otimização é no início do projeto, para que as necessidades de proteção radiológica possam ser implementadas e não adaptadas posteriormente. É durante a fase de projeto que os principais aspectos que determinam o nível de proteção radiológica são fixados e onde são estabelecidos os parâmetros utilizados. Em qualquer alteração nos métodos de trabalho, aquisição de novos equipamentos ou mudança no corpo de trabalhadores, deve ser aplicado um novo processo de otimização para encontrar a melhor forma de aplicar essas alterações. É necessário, quando os estudos forem realizados, que todo material produzido seja armazenado para ser útil em futuras ocasiões, como inspeções técnicas.
Na ICRP 37 (ICRP, 1982) encontra-se o conceito geral de otimização; porém, a publicação foca a análise custo-benefício. Na publicação 55 da ICRP (ICRP, 1989) são vistas, além desta, outras técnicas apropriadas para diferentes níveis de decisão e contextos. Essas técnicas são capazes de encontrar a solução ótima para muitos casos. A norma recomenda que o conceito de otimização não seja restringido apenas às técnicas nela citadas, mas também mostra que é necessário gerar um questionamento das pessoas envolvidas no processo, para que elas mesmas venham a perguntar se todas as soluções foram avaliadas da melhor maneira possível. A publicação 55 da ICRP ainda descreve uma abordagem estruturada para o problema, para assegurar que nenhum aspecto importante seja omitido e também para registrar a análise para informação e avaliação posterior, ou por parte de outros.
De acordo com a ICRP 55, o processo de otimização se inicia identificando as opções de proteção de maneira geral e, em seguida, definindo adequadamente a situação para esclarecimento do propósito das opções escolhidas e fatores que serão envolvidos no processo de otimização. Os fatores de proteção podem ser divididos em dois grupos (ICRP, 1989)
Grupo 1: Fatores que sempre deverão estar envolvidos nos procedimentos, em particular as doses coletivas e o custo de proteção;
Grupo 2: Fatores que nem sempre são fundamentais, como a população que recebe as doses e a probabilidade da ocorrência de algum acontecimento.
Para a identificação das opções, deve-se considerar todas as soluções, desde que sejam realistas. É possível seguir a lista abaixo como guia para essa identificação (ICRP, 1989). 1. Criar uma lista com todas as opções, com o maior número possível delas;
2. Fazer uma avaliação preliminar para eliminar as opções impraticáveis; 3. Identificar as opções que serão utilizadas durante o processo;
4. Após a identificação, selecionar as opções mais apropriadas, mas não descartando as outras, que podem ser reconsideradas posteriormente;
5. Em seguida estima-se o desempenho de cada opção para cada fator escolhido.
Em geral as opções de proteção buscam a redução das doses e também a redução dos custos. Dessa maneira, as opções mais baratas acabam tendo destaque e seguem um modelo básico recomendado pela ICRP 55. A Figura 3 mostra o modelo proposto para um processo de otimização.
Figura 3 - Modelo de análise de um processo de otimização.
FONTE - ICRP, 1989
Há também, os profissionais envolvidos no processo de otimização e estes são: (ICRP, 1989).
Engenheiro: deve possuir qualificação e treinamento apropriados, como, conhecimentos básicos de proteção radiológica e de requisitos regulatórios;
Líder de equipe de planejamento: pessoa responsável pela decisão do quanto esforço será aplicado na proteção radiológica;
DEFINIÇÃO DO ESCOPO DO PROBLEMA A SER ANALISADO E ESPECIFCIAÇÃO DOS FATORES
DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA E OUTROS
IDENTIFICAÇÃO DAS OPÇÕES DE PROTEÇÃO
ESTIMATIVA DO DESEMPENHO DAS OPÇÕES PARA CADA FATOR
ELIMINAÇÃO DAS OPÇÕES IMPRATICÁVEIS
APLICAÇÃO DAS TÉCNICAS QUANTITATIVAS DE AJUDA NA DECISÃO SOLUÇÕES ANALITICAS APLICAÇÃO DA ANÁLISE DE SENSIBILIDADE RESULTADO DA OTIMIZAÇÃO DECISÃO CONSIDERAÇÃO DE OUTROS FATORES CONSIDERAÇÃO DE FATORES DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA QUE PODEM SER TRATADOS
Gerente: relacionada com a política de decisão e aceitação das consequências financeiras resultantes da implementação da otimização;
Responsável pela proteção radiológica: tende a agir como aconselhador e, na prática, em geral, seus conselhos são aceitos e tornam-se exigências;
Autoridades competentes: especifica os critérios gerais necessários para a implementação da otimização. No Brasil, o órgão competente é a CNEN;
Tomador de decisão: Pessoa responsável por definir qual opção será adotada.
Para a comparação do desempenho das opções, há diversas técnicas, e a escolha delas depende da atividade realizada no local de trabalho. A melhor opção ou opção ótima deve ser a mais barata e aceita pelas normas vigentes, mas isso não impede o tomador de decisão de escolher outras opções, também em conformidade com as normas, porém com custos e níveis de segurança mais elevados.
Depois de implementada, a opção escolhida deve ser testada a fim de verificar se, realmente, as alterações feitas geraram o resultado esperado.Se a resposta for positiva, o estudo terá chegado ao fim, mas em caso negativo, o estudo deve ser refeito até que as doses atinjam os níveis ideais. Esse processo utiliza opções quantificáveis e é chamado de solução analítica (ICRP, 1989). De forma geral, o processo de otimização gera uma opção ou um grupo reduzido de opções recomendadas. Como, na maioria dos casos, o estudo é feito pelo tomador de decisão o resultado do processo de otimização é comumente a decisão final.
2.4 Custos de proteção
Para alcançar um nível de proteção adequado, alguns procedimentos devem ser seguidos, Entre eles, está a utilização de equipamentos de proteção individual (EPI) e coletiva (EPC), cursos e treinamentos de funcionários, e sistemas de detecção, assim como a monitoração individual de trabalhadores. Os custos de proteção incluem todos os esforços
financeiros e não financeiros para a obtenção do nível de proteção desejado. Eles são divididos em custos diretos e outros esforços de proteção.
Os custos diretos fazem a estimativa dos custos brutos e das despesas anuais, além da avaliação do valor atual de salários, equipamentos e material de consumo utilizado na instalação. Já os outros esforços de proteção estão relacionados com o treinamento e o nível de envolvimento e de qualidade gerencial. Isso mostra que os custos diretos se relacionam diretamente com os esforços radiológicos, enquanto os outros esforços mostram uma preocupação não radiológica (ICRP, 1989).
2.4.1 Equipamento de proteção individual (EPI)
Considera-se Equipamento de Proteção Individual, todo dispositivo ou produto, de uso individual utilizado pelo trabalhador, destinado à proteção de riscos suscetíveis de ameaçar a segurança e a saúde no trabalho (SEGURANÇA E MEDICINA DO TRABALHO, 2008). Dentre os EPI utilizados em radiologia, especificamente em medicina nuclear, podem ser citados: (CNEN, 1996).
1. Avental de chumbo; 2. Protetor de tireóide; 3. Protetor de gônadas;
4. Luvas plumbíferas e de procedimento; 5. Óculos plumbíferos.
2.4.2 Equipamento de proteção coletiva (EPC)
Dispositivo, sistema, ou meio, fixo ou móvel de abrangência coletiva, destinado a preservar a integridade física e a saúde dos trabalhadores, usuários e terceiros (SEGURANÇA E MEDICINA DO TRABALHO, 2008). Em medicina nuclear, pode-se citar, dentre diversos EPC, os seguintes materiais.
2. Capela/Anteparo em L;
3. Caixa de manipulação de Iodo e Tecnécio.
2.4.3. Cursos e treinamentos
Os programas de treinamento e cursos de atualização são necessários para que as atividades da instalação sejam desenvolvidas de forma correta e, consequentemente, seguras. Esses treinamentos e cursos têm a função de qualificar a mão-de-obra, aperfeiçoando e atualizando as técnicas de trabalho O treinamento é o processo educacional de curto prazo, aplicado de maneira sistemática e organizada e para que um treinamento possa atender ao objetivo de forma adequada e eficaz é necessário enfatizar o conteúdo e os objetivos (CHIAVENATO, 2002). Alguns temas abordados são relacionados a:
1. Fundamentos de proteção radiológica; 2. Procedimentos de emergência;
3. Efeitos biológicos da radiação;
4. Transporte e controle de material radioativo; 5. Detectores de radiação.
2.4.4. Monitoração
A monitoração individual e de área são de extrema importância no aspecto da proteção radiológica. O serviço deve estabelecer e implementar um programa de monitoração individual e de área, conforme aplicável, levando-se em conta a natureza das exposições normais e potenciais previstas. Ainda deve dispor de procedimentos e instrumentação suficientes e adequados (CNEN, 2011). Alguns tipos de monitores são:
1. Dosímetros fotográficos;
2. Dosímetros termoluminescentes (TLD);
4. Detectores de contaminação de superfície.
2.4.5 Instalações físicas
As instalações físicas do SMN devem atender as normas CNEN-NN 3.05 de 1996, referente aos Requisitos de radioproteção e segurança para serviços de Medicina Nuclear e CNEN-NE 3.02 de 1988, referente aos Serviços de Radioproteção.
O revestimento de portas e paredes com materiais atenuadores de radiação, como a barita e o chumbo, também é uma importante ferramenta para a proteção de IOE, membros do público e de pacientes.
2.5 Dose equivalente, dose efetiva e dose coletiva
2.5.1 Dose equivalente (HT) e dose efetiva (E)
A grandeza básica utilizada em dosimetria é a dose absorvida, D. Em proteção radiológica utiliza-se a dose absorvida média, no órgão ou tecido. Observa-se que alguns tipos de radiação são mais efetivos que outros para gerar danos biológicos. A partir dessa consideração, foi introduzida outra grandeza, a dose equivalente (HT), definida como o
produto da dose absorvida média no órgão ou tecido pelo fator de peso da radiação, wR.
(CNEN, 2011). A unidade da dose equivalente no Sistema Internacional é o Joule por quilograma (J/kg), denominada Sievert (Sv) (CNEN, 2011). A Tabela 2 mostra o fator de peso da radiação, para diferentes tipos de radiação e energias.
Tabela 2 - Fatores de ponderação das radiações.
TIPO E FAIXA DE ENERGIA FATOR DE PESO (wr.)
Fótons de todas as energias 1
Elétrons de todas as energias 1
Nêutrons, energia: < 10 KeV
10 a 100 KeV > 100 a 2 MeV > 2 MeVa 20 MeV > 20 MeV 5 10 20 10 5
Prótons, exceto os de recuo, energia > 2 MeV 5
partículas α, fragmentos de fissão, núcleos pesados. 20
FONTE -CNEN, 2011
A soma das doses equivalentes ponderadas nos diversos órgãos ou tecidos é a dose efetiva, E, sua unidade também é o J/kg, denominada de Sv (CNEN, 2011). A Tabela 3 apresenta os fatores de ponderação de tecidos.
Tabela 3 - Fatores de ponderação de tecido.
Tecido ou Órgão wT
[a]
Gônadas 0,20
Medula óssea (vermelha) 0,12
Cólon [b] 0,12 Pulmão [c] 0,12 Estômago 0,12 Bexiga 0,05 Mama 0,05 Fígado 0,05 Esôfago 0,05 Tireoide 0,05 Pele 0,01 Superfície óssea 0,01 Restante [d] 0,05 FONTE -CNEN, 2011
[a] Esses valores foram desenvolvidos para uma população de referência composta por número igual de
indivíduos de ambos os sexos e abrange uma ampla faixa etária. Na definição de dose efetiva, esses fatores se aplicam a IOE e a indivíduos do público de qualquer sexo ou idade; [b] Dose calculada como média ponderada por massa, para intestino grosso superior e inferior: HCólon = 0,57 HIGS + 0,43 HIGI; [c] Região torácica da área respiratória; [d] Para fins de cálculo, o grupo de tecidos restantes é composto das glândulas supra-renais, cérebro, região extratorácica da área respiratória, intestino delgado, rim, músculo, pâncreas, baço, timo e útero. Nos casos em que um dos tecidos remanescentes mais expostos receba uma dose equivalente mais alta dentre todos os órgãos, deve-se aplicar um fator de peso de 0,025 a esse tecido ou órgão e um fator de 0,025 ponderado por massa aos demais restantes.
A monitoração individual é feita no corpo inteiro e o fator de ponderação é a soma dos fatores de todos os órgãos, chegando ao valor de 1. Sendo assim, numericamente o valor da dose equivalente é o mesmo da dose efetiva. A dose efetiva é definida pela expressão 1.
E = ∑ WT.HT (1)
Onde: E representa a dose efetiva
WT representa o fator de ponderação dos tecidos e
HT representa a dose equivalente no tecido ou órgão
2.5.2 Dose coletiva (S)
É calculada considerando o número de pessoas de um grupo Nk, ou seja, o número de
pessoas efetivamente envolvidas na execução do serviço, além das pessoas do grupo crítico* A dose efetiva coletiva é o produto da dose efetiva média, num grupo de pessoas irradiadas, pelo número de indivíduos do grupo exposto. É encontrada pela equação 2 e é expressa em pessoa.sievert (pessoa. Sv).
*Grupo de indivíduos do público, razoavelmente homogêneo em relação a uma determinada fonte ou via de exposição, que seja típico dos indivíduos recebendo as maiores doses efetivas ou equivalentes devidas aquelas exposições (CNEN,2011).
Sk = Nk.. E (2)
Onde: Sk representa a dose coletiva do grupo k.
E representa a dose efetiva média anual.
Nk. representa o número de indivíduos expostos do grupo k.
2.6 Detrimento biológico (G)
É o dano total esperado, devido a efeito estocástico, em um grupo de indivíuduos e seus descendentes, como resultado da exposição deste grupo à radiação ionizante. É determinado pela combinação das probabilidades condicionais de indução de câncer letal, câncer não letal, danos hereditários e redução da expectativa de vida (CNEN, 2011).
2.7 Técnicas de otimização
A aplicação das técnicas de otimização permite abranger diferentes graus de tomada de decisão assim como diferentes contextos (ICRP, 1989)
As técnicas encontradas na ICRP 55 e 101 (ICRP, 2005) fornecem dados capazes de mostrar as opções ótimas de proteção a serem escolhidas pelo tomador de decisão. Algumas técnicas de ajuda para a tomada de decisão são: análise benefício, análise custo-benefício expandida e análise de prioridade com atributos múltiplos.
As publicações 55 e 101 da ICRP não recomendam nenhuma técnica específica para determinada atividada. Elas ilustram os aspectos importantes, como a análise inicial de onde será gerado um conjunto de opções, a identificação e a quantificação dos fatores relevantes. A escolha de uma dessas técnicas dependerá do problema e do número de fatores especificados, assim como do julgamento do tomador de decisão.
Desde sua publicação 55, a ICRP fez as recomendações básicas para que a radioproteção seja otimizada, mas não ficou claro quem seria o responsável pela implementação dessas recomendações. Pode ser mais apropriado que as autoridades
competentes efetuem ou deleguem as atividades, criando uma padronização dos procedimentos de trabalho (ICRP, 2007).
Não há recomendações sobre técnicas de otimização a serem aplicadas na operação, nesse caso, é ainda mais necessário o comprometimento dos trabalhadores. A ICRP acredita que a melhor maneira de realçar a otimização nesse momento é a própria educação e o treinamento de toda a equipe operacional. O grau de qualidade do processo de otimização, dependerá do comprometimento dos trabalhadores de todos os níveis (ICRP, 2007).
2.7.1 Análise custo-benefício
Representa a mais velha técnica quantitativa de otimização e visa justificar a utilização da fonte de radiação observando seus efeitos, tanto negativos, quanto positivos. A análise avalia apenas dois parâmetros, o custo anual de proteção, X e o custo do detrimento, Y. O custo total, C da opção se dá pela soma desses dois fatores como visto na equação 3.
C = (X + Y) min (3)
Onde:C representa o custo total; X representa o custo de proteção; Y representa o custo do detrimento.
O custo de proteção é a soma de todos os custos da instalação, relacionados com o nível de proteção aplicado ao projeto, enquanto o detrimento é o produto da dose coletiva, com o fator α, que é um valor atribuído à dose coletiva unitária.
Nessa técnica, os fatores escolhidos são expressos em termos monetários, por isso faz-se necessário a introdução do termo α, que converte a dofaz-se coletiva em custo do detrimento, através da expressão Y = α. S. A solução será a opção com o menor custo total. Os custos comuns a todas as opções serão irrelevantes na escolha da solução. (ICRP, 1982).
Substituindo a expressão Y = α. S na equação 3, encontra-se a equação 4, conhecida como equação custo-benefício para uso em otimização. (ICRP, 1982).
C = (X + α. S)min (4)
Onde:α, representa o valor atribuído à dose coletiva unitária e S representa a dose coletiva.
2.7.2 Análise custo-benefício expandida
Essa técnica é limitada a comparações entre os custos de proteção e a dose coletiva. Surgiu com a finalidade de ampliar o quadro inicial da análise custo-benefício. Permite acrescentar um ou dois parâmetros e, normalmente, utiliza o custo anual de proteção, X, a dose coletiva, S, e seu fracionamento. Essa análise enfatiza as doses mais baixas ao adicionar valores mais altos para β a medida que as doses aumentam. O custo do detrimento é encontrado a partir da equação 5 (ICRP, 1989).
Y = α. S + ∑j βj. Sj (5)
Onde:S representa o valor da Dose Coletiva;
Sj representa a Dose Coletiva originada por uma dose per capita, Hj, em j indivíduos,
do j-ésimo grupo;
βj é o valor adicional dado a Dose Coletiva unitária no j-ésimo grupo e
α é o valor atribuído a dose coletiva unitária.
Substituindo a equação 5 na equação 3, encontra-se a equação 6, responsável pelo custo total utilizado na análise custo-benefício expandida.
C = (X +α. S + ∑j βj. Sj)min (6)
A técnica de análise custo-benefício expandida impõe um aumento do custo do detrimento biológico, por fracionar a dose coletiva e acrescentar o fator de ponderação βj,
onde j representa cada intervalo de dose coletiva. É estabelecido o valor para alfa e a subdivisão dos limites de doses é feita de acordo com os limites permissíveis baseados nas normas da CNEN.
O termo α recebe valores monetários e esse valor foi escolhido de acordo com as normas e recomendações vigentes, tanto nacionais, como internacionais. O fator α é apresentado em dólar (US$). A seleção do valor monetário para α, é feita dentre os valores a seguir:
Valor oficial adotado pela CNEN: dez mil dólares (US$ 10.000,00) (CNEN, 2011).
Valor adotado pela maioria dos países de primeiro mundo e também valor recomendado pela ICRP: vinte mil dólares (US$ 20.000,00) (CEC, 1991, ICRP, 1989).
Valor adotado no Japão e maior adotado atualmente: vinte cinco mil dólares (US$ 25.000,00) (CEC, 1991).
O termo β é um valor monetário adicional atribuído para intervalos de doses e é selecionado à critério do tomador de decisão. No nosso caso foi utilizado valores do exemplo ilustrado na publicação 55 da ICRP. O fator β assim como o fator α é apresentado em dólar (US$). Os valores selecionados como no exemplo da publicação 55 da ICRP são (ICRP, 1989):
β1 = US$ 0, 00 0 mSv ≤ E < 1 mSv;
β2 = US$ 10.000, 00 1 mSv ≤ E < 5 mSv;
β3 = US$ 20.000,00 5 mSv ≤ E < 10 mSv;
β4 = US$ 40.000,0010 mSv ≤ E ≥ 20 mSv.
Assim, após o custo do detrimento,Y ser encontrado, utilizando a equação 5 é feita a adição do custo de proteção, X, utilizando a equação 6; a fim de se encontrar o custo
total de proteção das opções. Nessa análise, os termos são expressos monetariamente e a opção ótima será a mais barata.
Quando os fatores importantes do estudo são difíceis de quantificar, em termos monetários, a aplicação da técnica de custo-benefício não é apropriada, mesmo que a análise seja feita em sua forma expandida. Devido a isso, a aplicação de técnicas que possibilitem a introdução desses termos, deve ser considerada.
2.7.3 Análise de prioridade com atributos múltiplos.
Essa análise permite a adição de quantos atributos forem necessários, independentes se são funções lineares ou não, e se podem ser monetariamente expressos ou não. É uma técnica bastante utilizada quando os atributos analisados são difíceis de serem quantificados em termos monetários. A qualidade predominante desta técnica é a utilização de pontuação de fatores pertinentes à proteção radiológica e os pontos atribuídos são chamados de prioridades. Se a pontuação for à mesma em ambas as opções não haverá preferência, mas se a opção i possuir maior pontuação que a opção m a opção i será preferencial. Isto é realizado por meio de uma função de prioridade Uj. Em geral, ao melhor resultado para cada fator é atribuída uma prioridade, Uj = 1 e para o pior resultado uma prioridade Uj= 0.
Os termos qualitativos recebem seu valor de acordo com os critérios pessoais, por isso a tomada de decisão difere de pessoa para pessoa. Quando há apenas termos quantificáveis, técnicas simples como a análise de custo-benefício simples pode encontrar a solução do problema, porém quando termos qualitativos são acrescentados, técnicas mais apuradas, como a análise de prioridade com atributos múltiplos, deve ser aplicada (ICRP, 1989).
2.7.4 Análise de sensibilidade
Após a aplicação da técnica de otimização, é aplicada uma análise de sensibilidade, com o objetivo de investigar qual seria oresultado do processo de otimização, se os valores dos critérios utilizados fossem alterados. O processo de otimização será o mesmo, mas os valores utilizados serão diferentes.
A importância da aplicação da análise de sensibilidade é a verificação da estabilidade dos resultados. Ela dá ênfase aos aspectos que mais influenciam os resultados, indicando os itens mais importantes para a proteção radiológica.
A necessidade dessa análise surge das incertezas encontradas no processo. Essas incertezas estão associadas ao desempenho das opções em circunstâncias diferentes (especificações técnicas), à fatores que possam futuramente afetar o desempenho da instalação (inovações tecnológicas e médicas) e ao tratamento estatístico das variáveis (ICRP, 1989).
3. MATERIAL E MÉTODOS
O trabalho foi realizado no SMN do Hospital das Clínicas de Pernambuco (HC/UFPE) e no laboratório de Proteção Radiológica do Departamento de Energia Nuclear (DEN/UFPE). Foram analisadas as doses efetivas dos indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE). Alguns radionuclídeos e fármacos utilizados na instalação estão apresentados na Tabela 4, enquanto os equipamentos de proteção individuais e coletivos disponíveis estão apresentados na tabela 5.
Tabela 4 – Alguns radionuclídeos e fármacos utilizados na instalação.
RADIONUCLÍDEO FÁRMACO
Tecnécio Ácido metilenobifosfônico (MDP)
Iodo Ácido dietilenotriaminopentacético (DTPA)
Tálio -
Tabela 5 - Equipamentos de proteção individuais e coletivos disponíveis.
EPI EPC
Avental de chumbo Suporte unitário de mesa para seringa
Protetor de tireóide Biombo móvel
Protetor de gônadas Capela/ Anteparo em L
Luvas de procedimento Caixa de rejeito
Óculos plumbíferos Porta blindada
Pinças Protetor de frascos
- Papel filme
- Papel toalha
Outros fatores analisados foram as instalações físicas do serviço, tais como os pisos; locais adequados de geração, segregação, armazenamento e tratamento de rejeitos; leitos para pacientes em tratamento; pias; fontes padrões de referência (57Co, 133Ba e 137Cs); dentre outros
aspectos abordados na norma CNEN-NN 3.05, em relação à manipulação, preparo e aplicação dos radiofármacos (CNEN, 1996). O trabalho analisou os dados de 56 IOE e um grupo estimado de 16 pessoas não monitoradas em torno da instalação, denominado como grupo crítico. As doses foram coletadas do período entre 2002 e 2011 .
Além desses dados, foram utilizados os custos relacionados à proteção radiológica, tais como os acessórios de proteção (EPI e EPC), cursos e treinamento de funcionários, valor do serviço de monitoração individual e os custos não relacionados à proteção, tais como custo fixo da instalação, salários, limpeza e manutenção do serviço. Os valores dos acessórios de proteção foram encontrados através de pesquisa de mercado com consultas feitas em cinco diferentes empresas do ramo. Os valores do custo de monitoração individual foram obtidos no Laboratório de Proteção Radiológica do DEN/UFPE, enquanto os valores dos salários foram pesquisados na convenção de trabalho e no Sindicato dos Trabalhadores da Universidade Federais de Pernambuco (SINTUFEP), e acrescido o percentual de 3% associado ao custo de manutenção da instalação.
3.1 Dose efetiva média anual (D.E.M.A)
As doses efetivas recebidas pelos indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) do SMN do HC/UFPE, foram coletadas durante o período de 2002 a 2010, através dos registros da instalação e do laboratório de Proteção Radiológica DEN/UFPE, onde foram avaliados o funcionário, suas doses efetivas mensais, assim como as doses efetivas médias anuais (D.E.M.A), no período total de 9 anos. A dose efetiva média anual foi encontrada por meio da equação 1.
3.2 Dose coletiva, S
A dose coletiva foi obtida através da multiplicação do número de pessoas de um grupo exposto à radiação pela dose efetiva média no mesmo grupo. Como visto na equação 2.
expostas à radiação, que não utilizam o dosímetro. Refere-se as pessoas são eventuais pacientes que estejam no local e funcionários da instalação que não lidam com a radiação, porém estão nas regiões vizinhas do serviço. A Tabela 7 mostra a quantidade de IOE monitorados, a média das pessoas não monitoradas e obtidas por meio de observação nas dependências da instalação. Também é visto na tabela o ano do estudo, assim como as doses equivalentes médias e as doses coletivas.
Após as doses coletivas terem sido encontradas, elas foram inseridas na Tabela 7, onde se encontram também os anos em que as doses foram recebidas e o fracionamento das doses coletivas..
3.3 Custo de proteção (X)
O custo de proteção foi avaliado considerando o custo da instalação, o custo de acessórios de proteção, o custo do detrimento e custo do serviço;
Os custos de equipamentos e materiais utilizados foram obtidos a partir de cotações entre cinco empresas que fornecem acessórios de proteção (EPI e EPC) e serviços de proteção radiológica, como blindagem e treinamento de profissionais. Essa cotação ocorreu por meio de e-mails e por contato telefônico com as empresas. Os valores dos acessórios de proteção e dos cursos e treinamentos, bem como o valor do custo da monitoração individual utilizados no trabalho, foram as médias aritméticas dos preços dos produtos pesquisados. Os acessórios e serviços são apresentados na Tabela 6.
Tabela 6 - Acessórios, serviços e treinamentos pesquisados.
ACESSÓRIOS SERVIÇOS E TREINAMENTOS
Avental de chumbo Treinamento em proteção radiológica Protetor de tireóide Curso de proteção radiológica Protetor de gônadas Serviço de monitoração individual Suporte unitário de mesa para seringa Custo médio do radionuclídeo
Biombo móvel Manutenção do serviço
Capela/Anteparo em L -
Caixa de rejeito -
Porta blindada -
Porta avental -
Protetor de frascos -
Caixa de manipulação de Iodo e Tecnécio -
Quanto ao serviço de monitoração individual, o laboratório de proteção radiológica (DEN/UFPE) forneceu o valor individual dos dosímetros e também o valor da taxa paga mensalmente pela instituição monitorada. Após a multiplicação do valor do dosímetro pelo número médio de funcionários no período em questão, há a soma pelo valor pago mensalmente pelo serviço. O valor mensal foi encontrado e, em seguida, houve a multiplicação pela quantidade de anos do período em estudo. Além dos valores de materiais e serviços, também foram pesquisados os custos não relacionados à proteção radiológica, como o salário dos funcionários, de acordo com a convenção coletiva do trabalho ou de acordo com o Sindicato dos Trabalhadores da Universidade Federal de Pernambuco (SINTUFEPE),onde, foi pesquisado o salário dos profissionais de: enfermagem, radiologia, medicina, assim como do físico e funcionários de limpeza e administração. Os dados foram inseridos em uma planilha.
Após a pesquisa, foi feito o somatório do salário dos trabalhadores de nível médio multiplicado pela quantidade de meses do ano e dividido pela quantidade de funcionários. O mesmo procedimento foi feito com os dados dos trabalhadores de nível superior, visto na expressão 7 e 8. A partir disso, fez-se a soma dos dois resultados, o que representa o custo pessoal anual.
Cpm = ∑saláriosnívelmédio. 12/ N (7)
Cps = ∑saláriosnívelsuperior. 12/ N (8)
Onde: Cpm representa o custo de pessoal de nível médio anual;
Cps representa o custo pessoal anual dos funcionários de nível superior;
N representa o número total de funcionários e O número 12 refere-se aos meses do ano.
Netse estudo foi atribuído ao SMN uma vida útil de 20 anos para a infra-estrutura da instalação, desta forma, os custos relacionados à proteção radiológica foram divididos por 20 anos para se alcançar o valor anual de proteção..
Após esse procedimento, obteve-se o valor total do custo de proteção seguindo a expressão 9. Somou-se o valor do custo de acessórios de proteção, com o valor do custo relacionado aos salários dos trabalhadores e com o custo de cursos e treinamentos. Ao final foi acrescido 3% sobre o valor do custo de proteção anual como valor de manutenção anual da instalação..
X = Cacessórios + Ctreiamentos + Csalários + 3% (9)
Onde: X representa o csuto total de proteção;
Cacessórios representa o custo dos acessóros de proteção;
Ctreiamentos representa o custo relacionadosaos salário dos IOE e
3.4 Custo do detrimento
A técnica utilizada no processo de otimização, foi a análise custo-benefício expandida. Nela foi empregada, além do custo de proteção, X, e o custo do detrimento, Y, a distribuição de dose, usando a dose coletiva, S, que foi fracionada em quatro grupos de dose, como, vê-se a seguir:
S1 0 mSv ≤ E < 1 mSv;
S2 1 mSv ≤ E< 5 mSv;
S3 5 mSv ≤ E< 10 mSv e
S410 mSv ≤ E ≥ 20 mSv.
Para cada intervalo de dose, há um fator β associado, assim como um valor monetário, que foram selecionados baseados no exemplo da publicação 55 da ICRP, dados a seguir: (ICRP, 1989)
S1 0 mSv ≤ E< 1 mSv β1 = US$ 0.00 = R$0,00
S21 mSv ≤ E< 5 mSv β2 = US$ 10,000.00 = R$20.300,00
S35 mSv ≤ E< 10 mSvβ3 = US$ 20,000.00 = R$40.600,00
S410 mSv ≤ E ≥ 20 m Sv.β4 = US$ 40,000.00 = R$81.200,00
Outro fator necessário para o cálculo do custo do detrimento é o fator α, valor atribuído à dose coletiva, que também é associado a um valor monetário. Nesse estudo, foi adotado o valor de US$ 10.000,00 (R$20.300,00), por ser o valor recomendado pela CNEN (CNEN, 2011). Após a definição de todos os fatores, foi feita a aplicação desses na equação 5, utilizada para encontrar o valor do detrimento, Y.
3.5 Custo total da otimização
Para finalizar, foi feita a soma dos valores de Y com o valor de X, gerando o valor do custo anual de proteção, apresentados na Tabela 23, contendo o ano, o custo de proteção, o custo do detrimento e o custo total da análise.
3.6 Análise de sensibilidade
Na análise de sensibilidade foram implementadas as alterações dos custos de proteção das seguintes maneiras:
1. Custo de todos os acessórios pesquisados + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada ano;
2. Custo de todos os acessórios pesquisados + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada dois anos;
3. Custo de todos os acessórios pesquisados + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada três anos;
4. Custo de acessórios utilizados na instalação + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada ano;
5. Custo de acessórios utilizados na instalação + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada dois anos;
6. Custo de acessórios utilizados na instalação + custo de cursos e treinamentos, se fossem aplicados a cada três anos.
Os acessórios não utilizados na instalação e que foram excluídos do orçamento são: óculos plumbíferos, biombo móvel, protetor de gônadas e protetor de tireóide. Quanto à aplicação dos cursos e treinamento, se ocorressem em todos os anos, ocorreriam nos anos 2002 a 2010. No caso de serem aplicados a cada dois anos, seriam compreendidos os anos 2002, 2004, 2006, 2008 e 2010. Na aplicação a cada três anos, acorreriam nos anos, 2002, 2005 e 2008.
Esse artifício permite a variação do custo de proteção, mostrando os principais pontos que influenciam no custo final. Como na estimativa da vida útil de 20 anos o valor dos custos
dos cursos e treinamentos também é fracionado, de acordo com a sua frequência de aplicação, ou seja, se a cada ano, há a divisão por um, se a cada dois anos, há a divisão do valor por dois e se aplicados a cada três anos, há a divisão do valor por três.
Outra análise de sensibilidade foi implementada alterando-se o valor do custo do detrimento, onde os valores de foram invertidos, a fim de verificar o comportamento do resultado. Os valores atribuídos inicialmente para o fator foram: 1 = US$0,00; 2 =
US$10.000,00; 3 = US$20.000,00 e 4 = US$40.000,00, atribuindo a este último maior
importância às doses de menores valores. Na análise de sensibilidade os valores atribuídos para o fator foram alterados para: 1 = US$40.000,00; 2 = US$20.000,00; 3 =
4. RESULTADOS E DISCUSSÃO
Na Tabela 7 estão apresentadas as doses coletivas dos IOE, o número de IOE e das pessoas que fazem parte do grupo crítico, as doses efetivas médias dos IOE, assim como o número de trabalhadores em cada ano e a quantidade de pessoas do grupo crítico nos anos de 2002 a 2010. A Tabela 8 mostra o fracionamento da dose coletiva de acordo com os intervalos de doses efetivas pré - estabelecidas.
No apêndice 1 deste trabalho são vistas as doses individuais mensais dos IOE nos anos de 2002 a 2010. No apêndice 2 podem ser vistas as doses equivalente médias anuais, assim como as doses coletivas de cada ano do estudo.
Tabela 7 - Doses coletivas e Doses efetivas anuais dos IOE nos anos de 2002 a 2010.
Ano IOE Grupo de risco S (pessoa.Sv) E (mSv)
2002 26 16 12,6 0,3 2003 25 16 53,71 1,32 2004 32 16 44,16 0,92 2005 39 16 85,25 1,55 2006 38 16 59,94 1,11 2007 27 16 32,68 0,76 2008 29 16 35,1 0,78 2009 47 16 8,82 0,14 2010 56 16 18,72 0,26
Tabela 8–Doses coletivas anuais, expressas em pessoa.Sv, separadas por intervalos de dose. ANO S1 (0 ≤ E < 1) S2 (1 ≤ E < 5) S3 (5 ≤ E < 10) S4 (10 ≤ E ≥ 20) 2002 2,73 39,9 0,0 0,0 2003 7,02 42,28 106,92 0,0 2004 10,14 49,68 140,25 0,0 2005 1,92 40,60 0,0 324,33 2006 6,44 55,44 156,94 0,0 2007 4,29 78,85 95,54 0,0 2008 0,82 58,68 142,2 0,0 2009 1,83 45,54 0,0 0,0 2010 2,72 62,0 0,0 0,0
A Tabela 9 apresenta os acessórios, serviços e treinamentos que foram pesquisados a fim de se encontrar o custo de proteção, X. Observa-se o valor individual dos acessórios de proteção assim como as médias feitas a partir dos diversos valores encontrados por meio das pesquisas desenvolvidas, bem como o valor final dividido por 20 pela estimativa de vida útil da instalação. Além desses valores, está presente na referida tabela, o custo de monitoração individual.
A Tabela 10 expõe o valor do custo de cursos e treinamentos, com uma média de 20 funcionários, por ser a média de funcionários que um treinamento comporta. A Tabela 10 mostra o valor da aplicação dos cursos e treinamentos a cada ano. Enquanto a Tabela 11 mostra os custos relacionados aos salários dos funcionários da instalação. A Tabela 12 apresenta os valores finais das Tabelas 9, 10 e 11, e apresenta o valor do custo de proteção anual, obtido a partir da soma dos valores do custo dos acessórios de proteção, dos cursos e treinamentos e dos custos com os salários, bem como o acréscimo de 3% como valor do custo de manutenção da instalação. Todos os valores estão apresentados em real (R$).
