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AVALIAÇÃO DO PERFIL DOS RESÍDUOS DE SERVIÇOS DE SAÚDE DE BELO
HORIZONTE QUANTO À PRESENÇA DE REJEITOS RADIOATIVOS NA
DESTINAÇÃO FINAL
ADIRSON MONTEIRO DE CASTRO
Dissertação apresentada como parte dos
requisitos para obtenção do Grau de Mestre em
Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e
Materiais.
Orientadora:
Clédola Cássia Oliveira de Tello
Co-orientadora:
Noil Amorim de Menezes Cussiol
BELO HORIZONTE
2005
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Livros Grátis
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Comissão Nacional de Energia Nuclear
CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DE ENERGIA NUCLEAR
Programa de Pós Graduação em Ciência e Tecnologia das
Radiações, Minerais e Materiais.
AVALIAÇÃO DO PERFIL DOS RESÍDUOS DE SERVIÇOS DE SAÚDE DE BELO
HORIZONTE QUANTO À PRESENÇA DE REJEITOS RADIOATIVOS NA
DESTINAÇÃO FINAL
Adirson Monteiro de Castro
Dissertação apresentada ao Curso de Mestrado em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais
e Materiais, como requisito parcial à obtenção do Grau de Mestre.
Área de Concentração: Aplicações de Técnicas Nucleares
Orientadora: Clédola Cássia Oliveira de Tello
Co-Orientadora: Noil Amorim de Menezes Cussiol
Belo Horizonte
2005
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2
Adirson Monteiro de Castro
AVALIAÇÃO DO PERFIL DOS RESÍDUOS DE SERVIÇOS DE SAÚDE DE BELO
HORIZONTE QUANTO À PRESENÇA DE REJEITOS RADIOATIVOS NA
DESTINAÇÃO FINAL
Dissertação apresentada ao Curso de Mestrado em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais
e Materiais do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, como requisito parcial à
obtenção do Grau de Mestre em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais.
Área de Concentração: Aplicações de Técnicas Nucleares
Aprovada em:
Por:
3
DEDICATÓRIA
À minha querida mãe Haidê Saraiva Monteiro,
mulher de uma têmpera raras vezes vista, exemplo
de dedicação e trabalho diuturno e silencioso,
pessoa a quem por mais que eu agradeça, será
sempre pouco.
Ao meu há muito falecido pai que sonhou, mas não
viveu o bastante para ver o encaminhamento dos
três filhos.
Aos meus dois modelares irmãos, João e Eugênio,
suportes e referências constantes para mim, que
mesmo quando distantes estão permanentemente
muito próximos.
A Regina, Larissa, Lucas e Eugênio que fazem minha
vida e meu dia a dia transcenderem a mim em
alegria e na certeza de que a vida vale muito a pena.
4
AGRADECIMENTOS
À vida que tudo permite e tudo cobra;
Aos meus pais pela estrutura genética e pelo alicerce ético, moral e de trabalho que me legaram;
Aos meus irmãos, meus amigos. Ao João pelo estímulo e pelas sugestões e correções nesta
dissertação.
A Eugênio, meu companheiro do dia a dia. Essencial;
A Regina, minha companheira. Exemplo de mulher capaz de mudar, crescer e se superar;
Aos meus filhos Larissa e Lucas, por existirem e poderem partilhar de minhas alegrias e
realizações;
Aos meus mestres de todos os tempos. Lembro sempre do Professor Guilherme, do Durval e do
Dr. Javert;
A Cássia, minha orientadora e amiga. Ser humano maravilhoso, que tornou possível concluir esta
dissertação com sucesso, trabalhando muito, mas com alegria e espírito de confraternização;
A Noil, minha co-orientadora, dona da idéia que gerou o tema da dissertação, pelo apoio e pelos
ensinamentos sempre pertinentes;
A Fernando Lameiras, a Silvestre Paiano e a Sérgio Filgueiras, que desde há muitos anos,
abriram o CDTN para a radiologia mineira, permitindo um intercâmbio científico que tem gerado
muitos frutos;
A José Olympio Monteiro de Castro e a Elton Gomes pelas cartas de apresentação necessárias à
inscrição no mestrado;
Aos diretores da UNIVAÇO Jussara Esteves, José Carlos, Carlos Haroldo Piancastelli e José
Geraldo Mercante pelo apoio;
Ao colega e amigo Amilcar Mosci, que trabalhou em dobro por algum tempo, viabilizando minha
freqüência, sem faltas, às aulas da pós-graduação;
Aos colegas do IPSEMG, principalmente ao amigo Roberto Pimentel Dias pelo apoio e liberação
de tarefas para que eu pudesse participar de atividades do mestrado;
À equipe da Ecograph e principalmente aos colegas e amigos Carla Lima e Cristiano Ferrari,
colaboradores essenciais em todas as fases da pesquisa, sem os quais o trabalho de campo não
teria sido possível;
À amiga e colega Paula Vidigal pelo apoio, ensinamentos e sugestões;
5
A toda a equipe do CDTN. Impossível citar todos os nomes. Alguns participaram em todas as
fases do trabalho. Outros em uma só atividade, mas todos imprescindíveis. O professor Teógenes
Augusto da Silva esteve sempre presente, viabilizando equipamentos, ensinando e dando idéias,
algumas partes integrantes do trabalho final. O Carlos Manuel, o Annibal e o Bruno que me
ensinaram a utilizar os detectores de radiação. O Rogério Mourão, que além de emprestar e
calibrar os equipamentos para a pesquisa de campo, foi um consultor para todas as dúvidas. A
equipe da biblioteca: Lenira, Nívea e Virgínia, funcionárias sempre disponíveis e competentes. A
todos os companheiros do setor de rejeitos nas pessoas da Graça, Eliane, Murilo, Fábio, Paulo e
Adair. Aos colegas e amigos Leonardo, Sandro e Débora, sempre presentes e colaborando,
inclusive nas medidas de campo. A Sibele e demais colegas de turma do mestrado, pela amizade
solidariedade e cooperação;
Aos funcionários da Superintendência Municipal de Limpeza Urbana, nas pessoas do Vicente, da
Pegge e da Viviane.
À toda equipe da Central de Tratamento de Resíduos Sólidos, essencial para a realização de todas
as atividades de campo. Ao Heuder pelo apoio, orientações e ensinamentos. A Adriana pela ajuda
nas atividades de medição. A Bernadete pela colaboração, inclusive empréstimo de
equipamentos. À turma da frente de aterro, na pessoa do inesquecível Dinamite;
À Professora Marta de Freitas do Departamento de Estatística da UFMG, pelas orientações e
embasamentos estatísticos;
A Silvana Alvim da CAVO de São Paulo, pelas informações e dados iniciais que culminaram
nesta dissertação;
À Marina pela solidariedade e eficiência na redação do texto final e correções nos gráficos e
tabelas;
A todos os amigos e companheiros aqui não nomeados, não por falta de reconhecimento, mas
pelas limitações da memória, o meu muito obrigado.
6
P – Aprende com quem? Quem é bom mestre?
R – Mestre não é quem sempre ensina, mas quem de repente
aprende.
Mire veja: o mais importante e bonito do mundo, é isso: que as
pessoas não estão sempre iguais, ainda não foram terminadas –
mas que elas vão sempre mudando. Isso me agrada, montão.
Entrevista: Riobaldo Tatarana
(Personagem narrador do livro Grande Sertão:Veredas de João Guimarães Rosa)
Entrevistador imaginário: Roberto Pompeu de Toledo
Modificado de:
Ensaio de Roberto Pompeu de Toledo. (Revista VEJA,
24 de maio. 2000. Ed. 1.650).
7
AVALIAÇÃO DO PERFIL DOS RESÍDUOS DE SERVIÇOS DE SAÚDE DE BELO
HORIZONTE QUANTO À PRESENÇA DE REJEITOS RADIOATIVOS NA DESTINAÇÃO
FINAL
Adirson Monteiro de Castro
RESUMO
Os procedimentos médicos de diagnóstico e tratamento que utilizam radiofármacos geram
rejeitos radioativos que, após decaírem até o limite de eliminação, podem ser destinados pelas
vias convencionais de coleta e disposição final de Resíduos Sólidos Urbanos – RSU. O objetivo
da pesquisa foi detectar radiometricamente a presença de rejeitos radioativos nos resíduos de
serviços de saúde destinados à disposição final. Ressalta-se que o limite legal de eliminação para
rejeitos sólidos estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN é de 7,5 x 10
4
Bq/kg (2 µCi/kg).
As medições foram feitas no conteúdo de 25 caminhões da coleta especial de Resíduos de
Serviços de Saúde (RSS), no aterro sanitário de Belo Horizonte, utilizando-se um cintilômetro de
iodeto de sódio. Em 60% dos casos foram encontrados valores acima do limite estabelecido. A
análise espectral de 6 amostras revelou a presença do radionuclídeo tecnécio-99m (
99m
Tc), em 5
delas, e de eodo-131 (
131
I), em um caso. Estes elementos, tecnécio-99m (
99m
Tc) e iodo-131 (
131
I),
são os mais utilizados em procedimentos de Medicina Nuclear.
Conclui-se que está havendo liberação de rejeito radioativo com os de Resíduos de Serviços de
Saúde (RSS), devido a inobservância do tempo de decaimento até obtenção dos níveis legalmente
permitidos para liberação.
8
EVALUATION OF THE WASTE PROFILE FROM (MEDICAL) HEALTH SERVICES OF
BELO HORIZONTE CONCERNED TO THE PRESENCE OF RADIOACTIVE WASTES IN
THE DISPOSAL SYSTEM
Adirson Monteiro de Castro
ABSTRACT
The medical procedures of diagnosis and treatment that use radiopharmaceuticals generate
radioactive wastes that can, after reaching the release limit, follow the conventional ways of
collection and disposal of the urban solid wastes. This research aims to detect radiometrically the
presence of radioactive wastes in the health-care wastes at the final disposal. It is pointed out that
the legal limit for the release of solid wastes established by Brazilian National Commission of
Nuclear Energy (CNEN) is 7,5x10
4
Bq/kg (2 µCi/kg).
Measurements in the material of the garbage trucks that make the special collect from Health
Service installations are performed, at Belo Horizonte sanitary landfill, using a NaI scintillation
counter. Values above the established limit were found in 60% of the cases. The spectral analysis
of 6 samples showed the presence of
99m
Tc in 5 of them and
131
I in one. These radionuclides are
the most common radionuclides used in Nuclear Medicine.
In conclusion there are radioactive wastes released together with the health service wastes, due to
the disregard of the decay time until the legal limit is achieved.
9
LISTA DE ILUSTRAÇÕES
Figura 01 - Gamagrafia industrial de uma tubulação ................................................................... 19
Figura 02 - Resultado radiológico de uma gamagrafia de um tubo metálico ............................... 19
Figura 03 - Esquema de um irradiador de alimentos .................................................................... 21
Figura 04 - Localização de formigueiro utilizando radionuclídeos .............................................. 22
Figura 05 - Equipamento de raios X ............................................................................................. 23
Figura 06 - Radiografia de um braço ............................................................................................ 23
Figura 07 - Equipamento de tomografia computadorizada .......................................................... 24
Figura 08 - Tomografia de crânio mostrando calcificações ......................................................... 24
Figura 09 - Gerador de tecnécio-99m ........................................................................................... 28
Figura 10 - Fórmula química de um radiofármaco contendo tecnécio-99m................................ 29
Figura 11 - Exemplo de uma cintilografia óssea com tecnécio-99m ............................................ 29
Figura 12 - Sala de exames radiológicos ...................................................................................... 34
Figura 13 - Esquema de funcionamento da câmara de ionização ................................................. 35
Figura 14 - Esquema de funcionamento do contador Geiger-Müller ........................................... 36
Figura 15 - Detectores Geiger-Müller .......................................................................................... 36
Figura 16 - Esquema do detector por cintilação ........................................................................... 37
Figura 17 - Modelos de cintilômetros .......................................................................................... 38
Figura 18 - Espectro do
99m
Tc ...................................................................................................... 38
Figura 19 - Fluxograma típico para a Gerência de Rejeitos Radioativos ..................................... 44
Figura 20 - Exemplo de embalado exceptivo ............................................................................... 47
Figura 21 - Exemplo de embalado Tipo A ................................................................................... 47
Figura 22 - Instalação de Armazenamento de RR de baixo nível de radiação ............................. 48
Figura 23 - Fluxograma básico de gerência de rejeitos radioativos ............................................. 59
Figura 24 - Vista geral da Central de Tratamento de Resíduos
Sólidos de Belo Horizonte – CTRS BR-040 ............................................................. 66
Figura 25 - Sistema de balanças com veículo transportador de
RSS no momento da pesagem ................................................................................... 66
Figura 26 - Descarga de RSS no aterro sanitário ......................................................................... 68
Figura 27 - Caminhão e furgão coletores de RSS ........................................................................ 68
Figura 28 - Roteiros de coleta de RSS do município de Belo Horizonte .................................... 69
Figura 29 - Frente de Aterro ........................................................................................................ 70
10
Figura 30 - Cintilômetro SPP-2 na embalagem e em operação ................................................... 71
Figura 31 - NanoSPEC conectado ao computador e mostrando o espectro do
237
Cs .................. 72
Figura 32 - Resíduo de Serviço de Saúde Simulado (Fantoma) ...................................................73
Figura 33 - Caminhão despejando RSS no aterro sanitário .......................................................... 76
Figura 34 - RSS quarteado pronto para a medição ....................................................................... 76
Figura 35 - Medição de varredura e detalhe das contagens .......................................................... 77
Figura 36 - Utilização do nanoSPEC na identificação de um espectro de
99m
Tc ......................... 77
Figura 37 - Pico padrão experimental do iodo-131 ...................................................................... 78
Figura 38 - Pico padrão experimental do tecnécio-99m ............................................................... 78
Figura 39 - Pico padrão experimental do tecnécio-99m, calibrado .............................................. 79
Figura 40 - Resultados das medidas para a calibração do fantoma
com
99m
Tc realizadas com o cintilômetro SPP- 2 nas diversas alturas ...................... 81
Figura 41 - Detalhe dos resultados das medidas para a calibração do fantoma
com
99m
Tc na faixa de liberação como Resíduo de Serviço de Saúde ...................... 81
Figura 42 - Resultados de todas as medidas para a calibração do fantoma
com
131
I realizadas com o cintilômetro SPP-2 nas diversas alturas .......................... 82
Figura 43 - Detalhe dos resultados das medidas para a calibração do fantoma
com
131
I na faixa de liberação como Resíduo de Serviço de Saúde .......................... 83
Figura 44 - Cópia de comprovante de entrada de um caminhão no sistema de
balanças da CTRS BR-040 em 7 de junho de 2004 .................................................. 85
Figura 45 - Croqui mostrando o resultado do quarteamento e as contagens
obtidas em cada segmento avaliado ........................................................................... 86
Figura 46 - Pico de Iodo-131 encontrado em amostra de RSS no aterro sanitário ....................... 88
11
LISTA DE TABELAS
Tabela 01 - Principais características dos radionuclídeos usados em Medicina Nuclear ............ 27
Tabela 02 - Composição gravimétrica dos RSS de diferentes estabelecimentos
geradores da Cidade de São Carlos/São Paulo .......................................................... 40
Tabela 03 – Composição gravimétrica da fração sólida dos RSS do Hospital Celso Ramos ...... 40
Tabela 04 - Embalados de acordo com o material radioativo a ser transportado ......................... 46
Tabela 05 - Número de possíveis geradores de RRSS por roteiro estabelecido pela SMLU ....... 69
Tabela 06 - Composição gravimétrica do fantoma elaborado no CDTN ..................................... 74
Tabela 07 – Resultados obtidos (cps) na medição em diversos pontos do fantoma
contendo tecnécio-99m ............................................................................................ 80
Tabela 08 - Resultados obtidos (cps) na medição em diversos pontos do fantoma
contendo iodo-131 ..................................................................................................... 82
Tabela 09 - Medidas de radiação de fundo em diversos locais de Belo Horizonte ...................... 84
Tabela 10 – Resultados das medidas realizadas no aterro sanitário de Belo Horizonte ............... 87
Tabela 11 – Resumo das medidas realizadas no centro de tratamento e disposição
final de resíduos sólidos de Belo Horizonte .............................................................. 88
Tabela 12 - Faixas para liberação de rejeitos radioativos ............................................................. 89
12
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
ABNT - Associação Brasileira de Normas Técnicas
AIEA - Agência Internacional de Energia Atômica (ver IAEA)
ALARA - As Low As Reasonably Achiavable
ANVISA - Agência Nacional de Vigilância Sanitária
CDTN - Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
CNEN - Comissão Nacional de Energia Nuclear
CONAMA - Conselho Nacional do Meio Ambiente
COPAM - Conselho Estadual de Política Ambiental
EPA - Environmental Protection Agency
EPI - Equipamento de Proteção Individual
GRR - Gerência de Rejeitos Radioativos
GRRSS - Gerenciamento de Rejeitos Radioativos de Serviços de Saúde
HSVP – Hospital São Vicente de Paula
IAEA – International Atomic Energy Agency – Agência Internacional de Energia Atômica
ICRP – International Commission on Radiological Protection
IBGE - Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística
INE - Instituto Nacional de Ecologia
IPT - Instituto de Pesquisa Tecnológica
NBR - Norma Brasileira Regulamentadora
NR - Norma Regulamentadora
OMS - Organização Mundial de Saúde
PBH – Prefeitura de Belo Horizonte
PR - Plano de Radioproteção
PGRR - Programa de Gerência de Rejeitos Radioativos
RR - Rejeito radioativo
RRSS - Rejeito Radioativo de Serviço de Saúde
RS - Resíduos Sólidos
RSS - Resíduos de Serviços de Saúde
SMLU - Superintendência Municipal de Limpeza Urbana
SS - Serviços de Saúde
USS - Unidades de Serviços de Saúde
13
SUMÁRIO
FOLHA DE APROVAÇÃO ................................. ..........................................................................2
DEDICATÓRIA ................................................... ..........................................................................3
AGRADECIMENTOS ......................................... ..........................................................................4
EPÍGRAFE ........................................................... ..........................................................................6
RESUMO ............................................................. ...........................................................................7
ABSTRACT ................................................. ....... ...........................................................................8
LISTA DE ILUSTRAÇÕES ....................... ....... ............................................................................9
LISTA DE TABELAS ...................................................................................................................11
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS ....... ...........................................................................12
1 INTRODUÇÃO .....................................................................................................................15
2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA ..............................................................................................18
2.1 Aplicações da Energia Nuclear ..................................................................................... 18
2.1.1 Aplicações na indústria.....................................................................................18
2.1.2 Aplicação na agricultura e meio ambiente .......................................................20
2.1.3 Aplicações médicas ..........................................................................................22
2.1.3.1 Principais radioisótopos utilizados na Medicina Nuclear ................................. 26
2.2 Princípios Básicos de Radioproteção ............................................................................ 30
2.2.1 Tipos de radiação..............................................................................................30
2.2.2 Riscos na manipulação das fontes (contaminação e irradiação).......................31
2.2.3 Fatores de redução das doses............................................................................32
2.2.3.1 Tempo................................................................................................................ 32
2.2.3.2 Distância............................................................................................................ 33
2.2.3.3 Blindagem.......................................................................................................... 33
2.3 Detectores de radiação................................................................................................... 34
2.3.1 Câmara de ionização.........................................................................................35
2.3.2 Contador Geiger-Müller...................................................................................35
2.3.3 Detectores por cintilação..................................................................................36
2.4 Resíduos de Serviços de Saúde ..................................................................................... 39
2.5 Gerência de Rejeitos Radioativos.................................................................................. 42
2.5.1 Rejeitos radioativos ..........................................................................................42
2.5.2 Fundamentos da Gerência de Rejeitos Radioativos .........................................42
2.5.3 Etapas principais da Gerência de Rejeitos Radioativos ...................................43
2.5.3.1 Segregação e coleta ........................................................................................... 45
2.5.3.2 Tratamento e condicionamento ......................................................................... 45
2.5.3.3 Transporte.......................................................................................................... 45
2.5.3.4 Armazenamentos............................................................................................... 47
2.5.3.5 Deposição .......................................................................................................... 48
2.5.3.6 Registros............................................................................................................ 49
2.6 Legislação e Normalização............................................................................................ 49
2.6.1 Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA.........................................49
14
2.6.2 Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN............................................50
2.6.3 Normalização municipal...................................................................................52
2.6.4 Associação Brasileira de Normas Técnicas......................................................53
2.6.5 Legislação federal de saúde e ambiental ..........................................................54
2.6.6 Legislação francesa ..........................................................................................55
2.7 Gerenciamento de Rejeitos Radioativos dos Serviços de Saúde – GRRSS.................. 55
2.7.1 Limites para liberação de rejeitos radioativos..................................................59
2.8 Disposição final dos resíduos de serviço de saúde........................................................ 60
2.9 Estudos teórico-experimentais já realizados ................................................................. 61
3. METODOLOGIA.................................................................................................................. 65
3.1 Sistema de Coleta e Disposição de RSS da SMLU – Belo Horizonte .......................... 65
3.2 Seleção e Calibração dos Equipamentos....................................................................... 70
3.2.1Confecção do fantoma (Simulador)......................................................................72
3.2.2 Calibração dos equipamentos usando o fantoma..............................................74
3.3 Medidas de Campo........................................................................................................ 75
3.3.1 Planejamento das medidas................................................................................75
3.3.2 Medidas no aterro.............................................................................................75
4. RESULTADOS E DISCUSSÃO .......................................................................................... 78
5. CONCLUSÃO....................................................................................................................... 90
5.1 Sugestões para Trabalhos Futuros................................................................................. 93
REFERÊNCIAS ....................................................................................................................94
GLOSSÁRIO .......................................................................................................................104
APÊNDICE A ......................................................................................................................107
APÊNDICE B ......................................................................................................................112
ANEXO A ...........................................................................................................................114
ANEXO B ............................................................................................................................120
ANEXO C ............................................................................................................................124
15
1 INTRODUÇÃO
Nas últimas décadas tem crescido, juntamente com o desenvolvimento da medicina e da
área biomédica, a utilização das radiações ionizantes nestes setores. Exemplos na área de saúde
humana e animal são a medicina nuclear com fins terapêuticos e de diagnóstico, tanto “in vivo"
quanto “in vitro”, e a radioterapia. Na área da pesquisa médica têm sido desenvolvidos processos
clínicos e de aplicações de compostos preparados, como os radiofármacos. Existem também as
pesquisas básicas, no campo da biologia, desenvolvidas nas universidades e laboratórios.
A moderna visão de pesquisa é citada pelo Ministro da Pesquisa da França Monsieur
Roger-Gerard Schwartzemberg, que em discurso proferido em 15 de outubro de 2001, na
inauguração da Festa da Ciência Francesa, colocou (SCHWARTZEMBERG, 2001)
“La science ne peut vivre isolée de la societé (...). La science doit aller à la rencontre du public
(...). Elle doit être une science proche et conviviale, partagée par l’ensemble de la societé. Une science
citoyenne.”
A ciência não pode viver isolada da Sociedade (...). A ciência deve ir ao encontro do público
(...). Ela deve ser uma ciência próxima e de convivência, repartida por toda a Sociedade. Uma ciência
cidadã.
Este trabalho, em consonância com o conceito de ciência cidadã, vem consolidar o
esforço empregado pelos cientistas do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear –
CDTN no estabelecimento de uma Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR compatível com a
filosofia internacional de proteção ao homem e ao meio ambiente, uma vez que o Centro é uma
referência nacional nesta área (SILVA e CUSSIOL, 1999).
A premissa fundamental da radioproteção é a justificação, que limita o uso da radiação
ionizante somente a situações em que haja um saldo positivo para a Sociedade. Hoje em dia
vêem-se claramente os benefícios gerados por estas práticas nos Serviços de Saúde (SS), no que
diz respeito à qualidade dos resultados dos diagnósticos e à eficácia das terapias. Entretanto,
como em qualquer outra área, esta prática também produz rejeitos radioativos, que devem ser
devidamente gerenciados de modo a proteger o homem e o meio ambiente de possíveis efeitos
adversos que eles possam causar, tanto no presente como no futuro (ICRP, 1991).
O licenciamento de uma instalação para operar com material radioativo está sujeito à
apresentação à Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN, entre outros documentos, de um
Plano de Radioproteção (PR), contendo um Programa de Gerência de Rejeitos Radioativos
(PGRR), no qual são descritas todas as atividades administrativas e técnicas para garantir que o
trabalho com material radioativo seja seguro. Os critérios para a elaboração do PR e do PGRR
16
para Serviços de Medicina Nuclear são apresentados em normas da Comissão Nacional de
Energia Nuclear. Com o objetivo de complementar esta normatização e proporcionar orientação
básica necessária à implementação de uma gerência segura dos Rejeitos Radioativos gerados em
instalações de Serviço de Saúde (SS), o Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear –
CDTN publicou o documento “Gerência de Rejeitos Radioativos de Serviços de Saúde” (SILVA
e CUSSIOL, 1999), que é a referência nacional na elaboração dos PGRR nas instalações de SS.
Segundo as diretrizes destes documentos as instalações de SS são responsáveis pelo
gerenciamento de seus RR dentro de sua própria área. Portanto um eventual transporte e posterior
descarte de RR no aterro sanitário, acidental ou por negligência, não são objeto de monitoração,
podendo trazer riscos de exposição indevida ao público e trabalhadores. Os riscos de
contaminação devem também ser considerados.
A Missão do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear é: “Realizar pesquisa e
desenvolvimento, em ciência e tecnologia, nas áreas nuclear e correlatas, gerando conhecimento,
produtos e serviços em benefício da sociedade” (CDTN, 2004).
Tendo como norte filosófico este postulado, foi selecionado o tema do trabalho de
dissertação com o fulcro no interesse social e cujos resultados serão muito importantes no
planejamento estratégico do gerenciamento dos rejeitos radioativos oriundos de clínicas e
hospitais. Podem ser também aplicados na reformulação das normas que regem a dinâmica de
coleta, transporte e destinação deste tipo de rejeito de uma grande cidade, como Belo Horizonte,
onde a probabilidade de presença de material radioativo, acidental ou por negligência, deve ser
considerada pelo poder público.
Esta pesquisa pretende preencher a lacuna existente no gerenciamento de rejeitos
radioativos de serviços de saúde, que é a falta de dados sobre os resíduos que saem das
instalações, que utilizam radioisótopos, e são transportados para o aterro sanitário, muitas vezes
sem um armazenamento para decaimento, conforme preconiza a Norma CNEN-NE-6.05 (CDTN,
1985). Além de um estudo do material egresso, faz-se necessário também o estabelecimento de
procedimentos para avaliação dos Rejeitos Radioativos de Serviços de Saúde (RRSS) que
adentram no aterro sanitário, pois a falta de informação sobre estes, permite o transporte e
disposição de todo material sem mecanismos de controle, com riscos de exposição do público e
de funcionários e mesmo contaminação do meio ambiente.
17
Pretende-se identificar se o problema existe em Belo Horizonte, quantificá-lo se
presente, e sugerir uma metodologia que assegure o cumprimento da norma específica e que
previna os riscos ambientais, profissionais e de imagem da ciência nuclear perante o público e
autoridades.
18
2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA
2.1 Aplicações da Energia Nuclear
O imaginário popular sempre relaciona energia nuclear com bomba atômica ou com os
acidentes em instalações nucleares, acreditando que quase todas sejam produtoras de artefatos
bélicos. Os nomes Hiroshima, Nagazaki e Chernobil são largamente conhecidos em todo o
planeta. Os ecologistas referem-se às Centrais Nucleares apenas considerando possíveis efeitos
adversos, sem dar ênfase alguma na produtividade limpa, utilidade e competitividade desta forma
de energia.
Este trabalho abordará as aplicações pacíficas de elementos radioativos e focará os usos
sociais da energia nuclear, com ênfase na utilização de radiofármacos com finalidades
diagnósticas e terapêuticas em serviços de saúde.
Cardoso e Alves (2004) dividem as aplicações sociais da energia nuclear em 3 grandes
grupos:
- Indústria;
- Agricultura e Meio Ambiente; e
- Medicina.40
2.1.1 Aplicações na indústria
A irradiação, uma das várias aplicações da energia nuclear na indústria, é uma técnica na
qual os materiais são expostos a fontes radioativas, buscando um resultado não encontrado com
uso de técnicas convencionais. A radioesterilização consiste na irradiação de produtos que
necessitam ser esterilizados, como fios de sutura, luvas, gazes, próteses ortopédicas e válvulas
cardíacas para uso em cirurgias, além de produtos sangüíneos e tecidos para transplantes. Esta
aplicação cresce a cada dia vencendo resistências iniciais, frutos da desinformação. Um sistema
típico de esterilização, por exemplo, possui uma fonte de cobalto-60 com capacidade da ordem de
3 milhões de curies. Os produtos, já embalados são levados em esteiras (para a respectiva sala) e
irradiados. Com esta técnica não há resíduo de radiação no produto, nem necessidade de
quarentena para utilização.
A irradiação de gemas e cristais tem como objetivo mudar e/ou intensificar sua cor
natural com incremento do seu valor no mercado internacional, gerando mais divisas para o país.
Na radiografia industrial (gamagrafia) são utilizados os raios X ou raios gama de um
nuclídeo radioativo, como o cobalto-60. Com a realização de gamagrafias são identificados
19
defeitos e fraturas em soldagem e tubos (FIG. 1 e 2). Esta é a técnica utilizada no controle de
qualidade das soldagens realizadas em construção de gasodutos (HI-TECH TESTING, 2004).
FIGURA 1 – Gamagrafia industrial de uma tubulação (HI-TECH TESTING, 2004).
FIGURA 2 – Resultado radiológico de uma gamagrafia de um tubo metálico. As setas
sinalizam falhas na soldagem. (BRISTOL UNIVERSITY, 2004)
Fugas em tubulações enterradas ou submersas são detectadas introduzindo-se traçadores
radioativos no sistema. Detectores portáteis podem, então, localizar áreas radioativas que indicam
pontos de fuga. São utilizados radioisótopos beta-emissores como o irídio-192 ou tecnécio-99 em
sistemas de esgotos para determinar a dispersão de dejetos em emissários oceânicos (MÖLLER,
2004).
Os medidores de níveis são constituídos de uma fonte radioativa e um detector. Fontes
radioativas (cobalto-60, césio-137 ou rádio-226) são utilizadas para monitorar o nível de grandes
20
tanques de derivados de petróleo e também para verificar desgaste e fadiga em altos-fornos. O
material a ser medido é colocado entre a fonte e um detector de radiação. Como a quantidade do
material, portanto, nível ou espessura do material, absorve mais ou menos radiação, a medida da
radiação pode ser relacionada ao nível do conteúdo ou espessura.
O método de datação por carbono-14 foi colocado em prática em 1950, tornando-se a
principal ferramenta para a determinação cronológica de episódios originados a
aproximadamente 40.000 ou 50.000 anos passados, nas áreas de arqueologia, geologia,
paleobotânica, paleoclimatologia, dentre outras (MÖLLER, 2004).
Este tem por base a contínua produção do carbono radioativo (carbono-14) na alta
atmosfera, pela interação de nêutrons cósmicos com átomos de nitrogênio, na qual o carbono-14
é oxidado a
14
CO
2
e entra no ciclo global do carbono. As plantas assimilam carbono-14 durante a
fotossíntese e estas são ingeridas pelos animais. Assim, todos os seres terrestres vivos mantêm
sua entrada de carbono-14 durante a vida. Na morte das plantas e animais cessa a entrada de
carbono-14. O tempo de morte pode ser estabelecido pela determinação do carbono-14 residual.
O carbono-14 decai com meia-vida de 5.730 anos a nitrogênio-14 (MÖLLER, 2004).
2.1.2 Aplicação na agricultura9e meio ambiente
A tecnologia de irradiação de alimentos é aprovada pela Organização das Nações Unidas
para a Agricultura e Alimentação e utilizada em 37 países como método eficaz para melhorar a
qualidade de produtos alimentícios. Este processo utiliza raios gama ou feixe de elétrons,
aumentando o tempo de conservação dos alimentos, evitando perdas e contaminação por germes
causadores de doenças. Na FIG. 3 é mostrado o esquema de um irradiador de alimentos
(LADEIRA, 1999).
O acompanhamento com traçadores radioativos permite estudar o metabolismo de
plantas e o comportamento de insetos. A marcação de insetos com radioisótopos é útil na
eliminação de pragas, com identificação de predadores que se alimentam de determinados insetos
indesejáveis. Com isso podem ser empregadas técnicas ecológicas para eliminação de pragas por
meio de predadores naturais, sem o uso de inseticidas químicos nocivos à saúde.
Outra forma de eliminar pragas é esterilizar machos com radiação gama e depois libertá-
los para competirem com os machos saudáveis, reduzindo a população da espécie.
21
FIGURA 3 – Esquema de um irradiador de alimentos (LADEIRA, 1999).
A marcação de insetos como formigas e abelhas permite estudar seu raio de ação e
comportamento. Na FIG. 4 há uma ilustração de como se descobre o formigueiro através de
formigas marcadas com radioisótopos. A marcação de abelhas pode indicar até as flores de sua
preferência. Pragas de frutos cítricos também têm sido controladas com radioisótopos marcados
com fósforo-32 (USP, 2004).
Estudos qualitativos e quantitativos da presença de agrotóxicos na água, solo e atmosfera
também podem ser feitos utilizando traçadores radioativos. Uma planta que absorveu um traçador
radioativo pode ser “radiografada”, permitindo localizar e estudar seu metabolismo.
O estudo da distribuição e renovação de recursos hídricos, da física e química de solos,
datação de superfícies, de sedimentos marinhos, de árvores e de sítios arqueológicos também são
exemplos da aplicação ambiental da radioatividade (CNEN, 2004).
22
FIGURA 4 – Localização de um formigueiro utilizando-se marcação das formigas com
radionuclídeos (WALDER, 1987).
2.1.3 Aplicações Médicas
O interior do corpo humano vivo era quase um mistério para a ciência até que em 1895 o
físico alemão Wilhelm Conrad Roentgen descobriu uma nova espécie de energia que ultrapassava
materiais de baixo peso molecular, como a madeira, e era barrado por substâncias de alto número
atômico, como o chumbo. Os raios X, como foram denominados, mudaram a história da
medicina e da biologia, pois logo nos primeiros meses da descoberta foram feitas radiografias de
extremidades que permitiam mostrar os ossos. Nascia a Radiologia, especialidade médica que
tem crescido continuamente e que hoje estuda com eficácia todos os sistemas humanos,
permitindo fazer diagnósticos e tratamentos que salvam ou prolongam milhões de vida em todo o
mundo. Mesmo com a evolução constante da ciência médica a radiografia, com mais de 100 anos
de idade, é um procedimento de rotina para identificar fratura, artrose, pneumonia, insuficiência
cardíaca, desvio da coluna e tumores diversos, dentre outras inúmeras aplicações. Mostra-se na
FIG. 5 um equipamento de raios X e na FIG. 6 uma radiografia de braço mostrando uma fratura
do osso rádio (VMI, 2005).
23
FIGURA 5 – Equipamento de raios X (VMI, 2005)
FIGURA 6 – Radiografias de um braço mostrando uma fratura do osso rádio
A tomografia computadorizada, desenvolvida em 1972, utiliza um tubo de raios X,
acoplado a um detector, que gira em torno do paciente, identificando a atenuação dos raios que
passam pelo corpo e envia estes dados a um computador que transforma as informações recebidas
em imagens de altíssima resolução. Na FIG. 7 mostra-se um equipamento de tomografia
computadorizada.
24
FIGURA 7 – Equipamento de tomografia computadorizada (HSVPMFA, 2005).
Este novo método permitiu estudar o cérebro e a medula espinhal, locais onde as
imagens radiológicas convencionais eram pouco diagnósticas. Na FIG. 8 é apresentada uma
tomografia de crânio.
FIGURA 8 – Tomografia de crânio mostrando calcificações
(Pequenas imagens brancas arredondadas).
O descobridor dos raios X, Roentgen, e os criadores da tomografia computadorizada,
Housfield e Cormack, ganharam os prêmios Nobel de 1901 e 1979, respectivamente
(EISENBERG, 1992).
25
Nas aplicações da Energia Nuclear para fins terapêuticos e de diagnóstico utilizam-se
energias geradas por equipamentos elétricos, como os aparelhos de raios X, e também fontes
radioativas abertas ou seladas.
Fonte selada é aquela em que o elemento radioativo está inserido num invólucro
especial, usualmente blindagem de chumbo, que o impede de contaminar o meio ambiente.
Exemplos são as cápsulas de césio utilizadas em radioterapia. Uma fonte para ser considerada
selada deverá passar por ensaios que garantam a não dispersão do material.
Fonte aberta é aquela em que o produto radioativo não está isolado física nem
radiologicamente do ambiente, estando em forma líquida ou dispersível. Os radiofármacos usados
em medicina nuclear são todos fontes abertas, pois só assim podem ser aplicados nos pacientes
pelas vias oral, inalatória ou parenteral.
Com o evoluir da ciência, elementos radioativos, como o iodo e o tecnécio, começaram a
ser utilizados para fazer diagnósticos. Nascia a Medicina Nuclear (EISENBERG, 1992). Nesta
especialidade médica, excelente no estudo de funções orgânicas, um radiofármaco é injetado,
ingerido ou inalado pelo paciente. Após ser incorporado em funções orgânicas nas quais há
atividade celular aumentada, como nos tumores, ele passa a emitir radiação gama que será
detectada e transformada em imagem, via computador. A maior novidade da especialidade é o
PET (Positron Emission Tomography) com o qual se estuda o metabolismo da glicose, usando
flúor-18, com possibilidade de identificar tumores em fases muito iniciais, mais precocemente do
que qualquer outro método já inventado (THRALL e ZIESSMAN, 2003).
A Medicina Nuclear, além de diagnóstica, pode ser usada na terapêutica. O iodo-131 é
utilizado no tratamento do hipertiroidismo e do câncer de tireóide. O samário-153 é eficaz no
tratamento de dores ósseas secundárias e metástases ósseas de tumores da próstata e mama
(SHACKETT, 2000).
A Medicina Nuclear é uma das especialidades médicas que mais cresce (SAHA, 1998;
THRALL e ZIESSMAN, 2003). O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN fornece
aproximadamente 21 produtos radioativos e 15 tipos de reagentes liofilizados para mais de 300
hospitais, onde cerca de 2.000.000 de pacientes foram beneficiados em 2004 (CNEN, 2005;
IPEN, 2004). De acordo com Regis (2002), nos EUA, em torno de um quarto dos pacientes
hospitalares já recebe algum procedimento que envolva energia nuclear, podendo-se esperar um
26
aumento significativo de sua utilização também no Brasil, nos próximos anos, com crescimento
aproximado de 10% ao ano.
A radioterapia iniciou-se com a aplicação do elemento rádio, cedido pelo casal Curie a
um dermalogista, que o empregou no tratamento de um paciente com lupus eritematoso. Hoje
divide-se em teleterapia e braquiterapia (EISENBERG, 1992). A teleterapia utiliza fontes
radioativas externas como o cobalto-60 e o césio-137 no tratamento de tumores. A braquiterapia
consiste na introdução de fios e sementes irradiados em regiões específicas do corpo, sem lesar os
tecidos periféricos. Fios de irídio-192 são introduzidos em neoplasias mamárias, cervicais e
cefálicas, enquanto sementes de iodo-131 são utilizadas no tratamento do câncer de próstata.
2.1.3.1 Principais radioisótopos utilizados na Medicina Nuclear
O termo radionuclídeo refere-se apenas ao átomo radioativo. Quando um radionuclídeo
combina-se com uma molécula e tem a propriedade de distribuir-se desigualmente pelo corpo,
acumulando-se em regiões específicas e desejadas, é referido como radioquímico.
O termo radiofármaco é usado para materiais radioativos que preenchem os requisitos
farmacológicos para serem administrados aos seres humanos. Isto requer adição ao radiofármaco
de agentes estabilizadores e de tamponamento, além da aprovação pelos órgãos legais de cada
país (THRALL e ZIESSMAN, 2001). No Brasil os produtos médicos e farmacêuticos são
regulados pela Agência Nacional de Vigilância Sanitária do Ministério da Saúde.
As características desejáveis de um radiofármaco são a produção de fótons gama com
energia adequada para detecção externa, isto é entre 100 e 200 keV, meia-vida suficiente para
permitir a aplicação almejada e não emissão de radiação particulada. O tecnécio-99m é o
marcador mais utilizado porque praticamente preenche todos estes requisitos, sendo a energia de
seu fotopico principal de 140 keV (THRALL e ZIESSMAN, 2001). Na TAB. 1 mostram-se os
principais radioelementos utilizados em Medicina Nuclear (SHACKETT, 2000).
27
TABELA 1 - Principais características dos radionuclídeos usados em Medicina Nuclear.
RADIONUCLÍDEO MEIA-VIDA FÍSICA EMISSÃO
Molibdênio-99 2,8 dias Gama
Tecnécio-99m 6 horas Gama
Iodo- 131 8 dias Gama e Beta
Iodo- 123 13,2 horas Gama
Gálio-67 78,3 horas Gama
Tálio-201 73,1 horas Gama
Índio-111 2,8 dias Gama
Samário-153 1,9 dias Gama e Beta
Fonte: Shackett, 2000.
Os radionuclídeos de uso clínico são produzidos em reatores nucleares ou em aceleradores
nucleares como os cíclotrons. As principais reações nucleares utilizadas na produção de
radioisótopos são a captura neutrônica e a fissão nuclear. Na primeira um nêutron é capturado
pelo átomo alvo e um fóton de raio gama é emitido. O molibdênio-99 e o estrôncio-85 são
obtidos desta forma a partir do
98
MoO
3
e do
84
SrCO
3
, respectivamente. A fissão nuclear do
235
U e
do
239
Pu dá origem a uma vasta gama de radionuclídeos com massa atômica de 72 a 162,
incluídos aí o
90
Sr,
99
Mo e o
131
I. O principal tipo de acelerador de partículas utilizado na
produção de radiofármacos é o cíclotron. O
11
C,
18
F e
15
O, dentre outros, são produzidos em
cíclotrons (ROCHA e HARBERT, 1979).
O flúor-18, que possui meia-vida de 110 minutos, é amplamente utilizado na Tomografia por
Emissão de Pósitrons em estudos neurológicos, ósseos e cardíacos. (THRALL e ZIESSMAN,
2001).
Vários sistemas de geradores têm sido explorados para os radionuclídeos molibdênio-99; rubídio-
88; germânio-68; estrôncio-82, dentre outros. No entanto, o mais utilizado é o gerador de
molibdênio-99/tecnécio-99m (THRALL e ZIESSMAN, 2001).
O gerador de tecnécio-99m é constituído de uma blindagem contendo molibdênio-99, elemento
que gera o tecnécio-99m a partir de seu decaimento radioativo. No interior da blindagem há uma
coluna de vidro contendo alumina, onde está absorvido molibdênio-99, produto de fissão
produzido em reatores nucleares. Em uma extremidade coloca-se um frasco com solução salina
28
de cloreto de sódio e em outra um frasco em vácuo, que recolherá o tecnécio-99m. Este processo
chama-se eluição. O gerador de tecnécio-99m é fornecido com atividades que vão de 250 a 2.000
milicuries. As doses e soluções administradas são determinadas pelo médico, sendo que em uma
cintilografia óssea pode chegar a 20 milicuries.
Mais de 300 hospitais e clínicas credenciados pela CNEN recebem este produto, utilizado em
mais de 90% dos procedimentos de medicina nuclear. Em 2005 foram distribuídos 10,5 mil
geradores de tecnécio pelo IPEN (IPEN, 2005a)
Na FIG. 9 é mostrado um gerador de tecnécio-99m. Radiofármacos marcados com
tecnécio-99m (FIG. 10) são utilizados nas principais indicações da Medicina Nuclear, que são a
pesquisa de alterações tumorais e inflamatórias, funcionais dos ossos, cérebro, coração, pulmões
e rins (FIG. 11).
FIGURA 9 – Gerador de tecnécio-99m (IPEN, 2005a).
Radiofármacos marcados com iodo, principalmente o iodo-131, são utilizados no estudo
e tratamento de patologias da tireóide (THRALL e ZIESSMAN, 2003).
Na FIG. 11 é mostrada uma cintilografia óssea utilizando-se tecnécio-99m. As regiões
onde há maior concentração do radiofármaco aparecem em amarelo e vermelho, demonstrando
áreas de alta multiplicação celular, características de processos patológicos infecciosos ou
tumorais.
29
FIGURA 10 – Fórmula química de um radiofármaco contendo tecnécio-99m.
FIGURA 11 – Exemplo de cintilografia óssea com tecnécio – 99m (SIQUEIRA e LIMA, 2004).
30
Segundo Siqueira e Lima (2004) na maioria das clínicas e hospitais de Belo Horizonte,
os radiofármacos de uso predominante são o tecnécio-99m e o iodo-131, chegando em algumas
clínicas a mais de 90% a utilização de tecnécio e aproximadamente 5% a do iodo.
O samário-153 tem utilização exclusiva no tratamento paliativo da dor óssea de origem
neoplásica (THRALL e ZIESSMAN, 2003).
2.2 Princípios Básicos de Radioproteção
Os objetivos da proteção radiológica são a prevenção ou minimização de seus efeitos
somáticos e redução da probabilidade de efeitos genéticos devido à exposição crônica. Os
princípios básicos da radioproteção são Justificação, Otimização e Limitação da dose individual
(CNEN, 2005a).
Considera-se que a dose acumulada num período de vários anos seja o fator
preponderante para os efeitos deletérios das radiações, mesmo que as doses intermitentes
recebidas durante este período sejam pequenas. Está demonstrado que qualquer exposição de um
tecido envolve um risco carcinogênico e, se em gônadas, pode implicar num detrimento genético
nos descendentes do indivíduo exposto (TAUHATA et al., 1999). Assim, qualquer atividade
envolvendo radiação deve ser justificada em relação a outras opções e produzir um benefício
líquido positivo para a sociedade (SILVA et al., 2003).
A otimização do uso das radiações está estabelecida no princípio ALARA (ALARA: As
Low As Reasonably Achievable), que institui que todas as exposições devam ser mantidas tão
baixas quanto razoavelmente exeqüíveis (ICRP, 1977, 1991).
Com relação ao terceiro princípio básico, os limites de dose individual devem ser
mantidos abaixo do limiar de detrimento à saúde. O limite de dose efetiva anual é de 1 mSv para
indivíduos do público. O limite de dose para trabalhadores é 100 mSv em 5 anos, podendo chegar
a 50 mSv em um único ano (20 mSv na média) (ICRP, 1991; SILVA et al., 2003).
2.2.1 Tipos de radiação
Um átomo instável torna-se estável com emissão de parte de sua massa, de pulsos de
energia ou de ambos. Estes fenômenos constituem as radiações que, se do primeiro tipo, são
chamadas de partículas e as demais constituem os raios (TAUHATA et al. 1999).
31
A partícula alfa (α) possui 2 prótons e dois nêutrons. Seu poder de penetração é muito
pequeno e só é danosa ao organismo humano se ingerida ou inalada. A partícula beta (β) é um
elétron emitido por um núcleo radioativo, com pequeno poder de penetração podendo ser freada
por alguns milímetros de alumínio. O risco para a saúde é pequeno quando a fonte está fora do
corpo, sendo considerável para fontes internas ao organismo humano.
Após a emissão de uma partícula, o núcleo radioativo emite raios gama (γ), que são
ondas eletromagnéticas desprovidas de carga e massa, semelhantes a outras radiações
eletromagnéticas como a luz visível e os raios X. Os raios gama, também chamados fótons, têm
alto poder de penetração e são deletérios para o organismo humano, mesmo a fonte estando fora
do corpo.
Os raios X são também ondas eletromagnéticas com grande poder de penetração, que
têm origem na eletrosfera (raios X característicos) ou no freamento de partículas carregadas no
campo eletromagnético do núcleo atômico ou dos elétrons (raios X de freamento).
A maioria dos isótopos utilizados em procedimentos de Medicina Nuclear, inclusive o
tecnécio-99m, emite radiação gama e uns poucos, como o iodo, emitem além de raios gama,
partículas beta (THRALL e ZIESSMAN, 2003).
2.2.2 Riscos na manipulação das fontes (contaminação e irradiação)
Os seres humanos podem ser contaminados ou expostos à radiação. A contaminação
ocorre quando fontes de radiação entram no corpo humano através de ingestão, inalação ou
absorção cutânea (ICRP, 1991; TAUHATA et al. 1999). Portanto a contaminação caracteriza-se
pela presença de um material indesejável em um determinado local.
A irradiação ocorre quando o corpo humano é colocado ao alcance das radiações
ionizantes emitidas por fontes externas ao corpo, ou seja, a irradiação é a exposição de um objeto
ou de um corpo à radiação.
A energia radioativa transferida aos tecidos vivos desencadeia reações físicas e químicas
que podem levar a modificações biológicas tanto no indivíduo exposto quanto nos seus
descendentes.
Efeitos determinísticos das radiações ocorrem acima de um limiar de dose causando
morte de um número significativo de células, com dano ao organismo. Estes efeitos não ocorrem
com baixas doses de radiação e sua gravidade aumenta com a dose. Exemplos de efeitos
determinísticos são a catarata no cristalino do olho, lesões não-cancerosas de pele, redução da
32
fertilidade por danos gonadais e lesões na medula óssea com deficiências hematológicas e
imunológicas.
Efeitos estocásticos ou probabilísticos das radiações ocorrem quando a célula irradiada é
alterada, porém permanece viva. As mutações celulares resultantes geralmente são isoladas ou
destruídas pelo organismo. Se isto não ocorrer, após um longo período de latência, que pode
durar anos, há a possibilidade de surgirem células neoplásicas malignas.
A probabilidade de ocorrência de câncer conseqüente a baixas doses de radiação é
proporcional à dose recebida, sem limiar de dose detectável. Assim sendo, mesmo doses
pequenas de radiação podem provocar câncer. Já a gravidade do câncer não será influenciada pela
dose (ICRP, 1977, 1991;TAUHATA et al. 1999).
Ocorrendo dano numa célula germinativa dos testículos ou ovários a alteração poderá
ser transmitida às gerações subseqüentes. Estes efeitos chamados de genéticos ou hereditários
estão comprovados em animais de laboratório, mas ainda não foram observados na espécie
humana, nem mesmo nos filhos e netos dos sobreviventes dos efeitos das bombas atômicas
lançadas sobre o Japão em 1945. Os efeitos observados nessa população são devidos à irradiação
de embriões ou fetos, em mulheres grávidas na época (ICRP,1991).
A irradiação do útero gravídico nas duas primeiras semanas aumenta o risco de aborto
espontâneo. A partir daí até o terceiro mês de gravidez, fase organogênica, aumenta o risco de
malformações. Da metade do segundo mês até a metade do quinto mês aumenta a probabilidade
de redução do quociente intelectual das crianças. A irradiação do feto em qualquer fase da
gravidez aumenta a probabilidade de provocar efeitos estocásticos como o câncer (ICRP, 1991;
SILVA et al., 2003).
2.2.3 Fatores de redução das doses
As radiações externas podem ser controladas operando-se com três parâmetros: tempo,
distância e blindagem ou barreira (TURNER, 1995; TAHUATA, et al.,1999).
2.2.3.1 Tempo
A dose acumulada por uma pessoa que trabalha numa área exposta a uma certa taxa de
dose é diretamente proporcional ao tempo em que ela permanece na área. Essa dose pode ser
controlada pela limitação desse tempo.
O tempo de permanência em áreas de trabalho nas quais existem materiais radioativos
ou fontes de radiação deve ser o mínimo necessário, ou seja, quanto menor o tempo de exposição,
33
menores serão os efeitos causados pela radiação. Porém, o recurso mais eficaz de redução do
tempo de execução de uma tarefa é o treinamento do operador e a otimização de sua habilidade
(TAHUATA, et al. 1999).
2.2.3.2 Distância
Para uma fonte puntiforme de radiação emitindo em todas as direções, o fluxo, que é
proporcional à taxa de dose numa determinada distância da fonte, é inversamente proporcional ao
quadrado dessa distância. Assim, por exemplo, dobrando-se a distância entre a fonte e o detector,
reduz-se a taxa de dose a 1/4 de seu valor inicial. Dessa forma o modo mais fácil de se defender
das radiações ionizantes é manter-se longe da fonte (TAHUATA, et al. 1999).
2.2.3.3 Blindagem
As pessoas que trabalham com fontes ou geradores de radiação ionizante devem dispor
de procedimentos técnicos bem elaborados, de modo que o objetivo da tarefa seja concretizado e
sua segurança esteja garantida contra exposições desnecessárias ou acidentais. Nesses
procedimentos os fatores tempo e distância em relação às fontes radioativas estão implícitos na
habilidade e destreza de um técnico bem capacitado para a tarefa. Por não apresentar hesitações
durante sua execução, sua duração é mínima; por dominar todos os elementos do processo, não
comete enganos, posiciona-se em lugar adequado e com a postura correta. Entretanto, em certas
situações, principalmente quando se opera com fontes intensas ou níveis elevados de radiação,
além de colimadores, aventais, labirintos e outros artefatos, é necessário introduzir um outro fator
de segurança: a blindagem. A escolha do material de blindagem depende do tipo de radiação,
atividade da fonte e da taxa de dose que é aceitável fora do material de blindagem (TAHUATA,
et al. 1999).
O cálculo e a construção de uma blindagem para uma instalação devem levar em
consideração a localização dos geradores de radiação, as direções possíveis de incidência do
feixe, o tempo de ocupação da máquina ou fonte, a carga de trabalho, os locais e áreas
circunvizinhas e a planta da instalação. Além do cálculo da barreira primária, deve-se calcular a
barreira secundária devido ao espalhamento da radiação nas paredes, nos equipamentos e no ar.
Após a escolha dos materiais da construção da instalação e da blindagem, calculam-se as
espessuras e escolhem-se as geometrias que otimizam a redução do nível de radiação aos
estabelecidos por normas específicas e gerais de radioproteção (TAHUATA, et al. 1999).
34
Na FIG. 12 é apresentado um sistema de blindagem (biombo de chumbo), utilizado em
exames radiológicos, para proteção do operador.
FIGURA 12 – Sala de exames radiológicos com um biombo de chumbo
à direita protegendo o operador.
2.3 Detectores de radiação
Detectar a radiação de forma segura, rápida e em níveis mínimos é fundamental em toda
a atividade que usa radiação ionizante. Na prática médica, a quantidade e o tipo de radioatividade
administrada aos pacientes ou presente no ambiente onde o trabalho é exercido, devem ser
monitorados para manter a segurança de pacientes, equipe de trabalho e demais pessoas que
circulem na área ou em suas imediações como, acompanhantes ou visitantes.
O ponto de interseção entre todos os dispositivos usados para medir a radiação,
conhecidos por detectores de radiação, é a conversão da radiação ionizante em energia elétrica.
Em detectores modernos de radiação os sinais eletrônicos são freqüentemente gravados e
processados por computadores. Este é o princípio da formação da imagem nos equipamentos de
tomografia computadorizada e de medicina nuclear. Nos equipamentos de medicina nuclear a
gama-câmara é um detector por cintilação especializado, modificado e adaptado para gravar a
localização temporal e espacial da radioatividade no paciente (THRALL e ZIESMAN, 2003).
35
Na proteção radiológica os detectores são instrumentos que indicam níveis de radiação
naturais e artificiais, incluindo escapes e dispersão de material radioativo, sendo utilizados
também para verificação de doses acima dos limites permitidos nos locais de trabalho ou no meio
ambiente.
Os principais tipos de detectores de radiação, definidos considerando o mecanismo
utilizado para converter energia radioativa em elétrica, são: a câmara de ionização, o contador
Geiger-Müller e cintiladores (TAHUATA, et al. 1999).
2.3.1 Câmara de ionização
A câmara de ionização é uma câmara cheia de gás com eletrodos positivo e negativo,
dispostos em locais opostos ou numa geometria cilíndrica concêntrica (FIG. 13).
FIGURA 13 – Esquema de funcionamento da câmara de ionização
(IDAHO, 2005a, traduzido por TELLO, 2005).
Uma diferença de potencial é criada para não permitir fluxo de corrente entre os
eletrodos na ausência de radiação. A interação da radiação com o gás da câmara cria íons
positivos e negativos que se movem para os eletrodos, produzindo corrente elétrica. É indicada
para medir a corrente total de múltiplos eventos durante um certo período. Dosímetros de bolso
são exemplos deste tipo de detector (TAHUATA, et al. 1999).
2.3.2 Contador Geiger-Müller
De acordo com Tahuata et al, (1999) no contador Geiger-Müller a alta voltagem
aplicada entre os eletrodos, que é maior que na câmara de ionização, causa uma avalanche de
36
ionizações secundárias, de tal forma que todo o gás é ionizado (FIG. 14). Eventos
individualizados são contados, mas não é possível identificar suas energias. Outra restrição do
contador Geiger é o tempo morto, isto é, o tempo para que o gás totalmente ionizado recupere-se
e possa contar novos eventos. Os contadores Geiger são utilizados como medidores de superfície
e para monitoração de área (FIG. 15).
FIGURA 14 – Esquema de funcionamento do contador Geiger-Müller
(BOSTON, 2005, traduzido por TELLO, 2005 )
FIGURA 15 – Detectores Geiger-Müller
2.3.3 Detectores por cintilação
A câmara de ionização e o detector Geiger são pouco sensíveis para detectar radiação X
e gama devido à baixa probabilidade de interação destas radiações eletromagnéticas com o gás.
37
O cintilômetro é um detector sólido constituído de um cristal oticamente transparente e
eficiente na detecção de ondas eletromagnéticas. Em geral usa-se o cristal de iodeto de sódio
ativado com tálio (NaI [Tl]), como cintilador.
Neste tipo de detector, os raios X e gama incidem no cristal de iodeto de sódio cedendo
energia aos elétrons de valência, que migram para a banda de condução, ficando instáveis. Ao
retornar para a banda de valência estes elétrons liberam energia na forma de fótons de luz. O
tálio é utilizado para tornar mais eficiente o processo de cintilação. Os fótons de luz são
multiplicados e deslocam elétrons do fotocatodo, os quais serão acelerados e aumentados por
fotodiodos, sendo finalmente coletados por anodos. O número de elétrons gerados no fotocatodo
é proporcional ao número de fótons luminosos do cristal e à corrente elétrica gerada pela
fotomultiplicadora. Isto permite que energias diferentes provenientes de diferentes radionuclídeos
possam ser distinguidas entre si pela análise da altura de cada pulso, característica única de cada
elemento químico (TAHUATA, et al. 1999).
Na FIG. 16 é apresentado o esquema do detector por cintilação e na FIG. 17 são
apresentados alguns cintilômetros.
FIGURA 16 – Esquema do detector por cintilação (IDAHO, 2005a, traduzido por Tello, 2005).
38
FIGURA 17 – Modelos de cintilômetros
As energias das radiações ionizantes e abundância relativa são características físicas de
cada radionuclídeo (SHACKETT, 2000), o que permite a utilização de detectores para
identificação de radionuclídeos.
Assim num sistema de detecção ideal e considerando a absorção completa da radiação
gama de 140 keV do tecnécio-99m, haveria uma linha única que seria gravada no valor 140 keV
(THRALL e ZIESMAN, 2003).
O espectro de energia dos raios X e gama é plotado, por convenção, com a energia no eixo
x, e o número relativo de eventos, no eixo y. Ilustra-se a seguir o espectro do tecnécio-99m,
radionuclídeo muito utilizado na prática médica (FIG. 18).
FIGURA 18 – Espectro do
99m
Tc (THRALL e ZIESMAN, 20003).
39
2.4 Resíduos de Serviços de Saúde
Segundo Keene (1991), citado por Cussiol (2000), os resíduos de serviços de saúde são
uma subdivisão dos resíduos urbanos, sendo que nos Estados Unidos esses resíduos
compreendem menos do que 1% do volume total dos resíduos urbanos.
Belo Horizonte tem uma população de 2.238.526 habitantes e os serviços de coleta de
lixo atendem a aproximadamente 98% da população (PBH, 2004).
Em outubro de 2004 os resíduos de serviços de saúde compreenderam cerca de 0,99%
dos resíduos destinados ao aterro sanitário de Belo Horizonte, conforme a Superintendência
Municipal de Limpeza Urbana (PBH, 2004a).
Uma característica significativa dos RSS é a heterogeneidade. De forma semelhante aos
resíduos sólidos urbanos, os resíduos médicos e hospitalares são constituídos de produtos de
origem biológica, química e inertes, como papel, plástico, produtos algodonosos, tecidos, restos
de alimentos, vidros, metais, objetos perfurocortantes, fraldas descartáveis, absorventes
higiênicos, sangue, resíduos patológicos, pequenas peças anatômicas e restos de medicamento. A
composição gravimétrica dos resíduos sólidos e, principalmente, daqueles oriundos de serviços
de saúde é uma informação importante, mas há poucas referências sobre o assunto na literatura
(CUSSIOL, 2000; ANDRADE, 1999; SOARES, 2000).
No Brasil, Andrade (1999) pesquisou diferentes tipos de estabelecimentos geradores de
RSS, tais como hospitais, clínicas médicas e odontológicas, farmácias e outros estabelecimentos
congêneres da cidade de São Carlos, estado de São Paulo, e encontrou a composição gravimétrica
apresentada na TAB. 2.
Soares e colaboradores (2000) estudaram a composição física e gravimétrica dos RSS do
Hospital Governador Celso Ramos de Florianópolis/SC, um hospital de atendimento geral, que
possui plano de gestão de resíduos, que inclui segregação na fonte e coleta externa diária. Na
TAB. 3 é mostrado o resultado deste trabalho.
40
TABELA 2 - Composição gravimétrica dos resíduos de serviços de saúde (RSS) de
diferentes estabelecimentos geradores da Cidade de São Carlos, SP.
MATERIAL QUANTIDADE (%)
Papel 31,5
Vidro 14,8
Plástico filme 14,4
Plástico duro 9,5
Tecido 8,8
Metal 4,9
Papelão 4,9
Matéria orgânica 2,3
Madeira 1,0
Outros 8,0
Fonte – ANDRADE (1999), citado por CUSSIOL (2000.)
TABELA 3 - Composição gravimétrica da fração sólida dos RSS do Hospital Celso Ramos.
COMPONENTE %
Algodão 14,8
Adesivos 7,0
Alumínio 0,4
Papelão 1,4
Vidros 2,0
Papel 17,2
Plástico filme 8,0
Plástico não filme 28,0
Látex 20,5
Outros materiais 0,5
Fonte: SOARES (2000)
Segundo Cussiol (2000), a taxa de geração de resíduos nos hospitais depende
efetivamente do número total de leitos, daqueles dedicados ao tratamento intensivo e da presença
de instalações especiais. O incremento do uso de materiais descartáveis tem aumentado a
41
quantidade de resíduos gerados. Em pesquisas realizadas nos Estados Unidos, a taxa de geração
de rejeitos variou de 5,6 a 6,8 kg de resíduos por paciente por dia. Em estudo realizado pela
prefeitura de Roma, em 1966 a taxa de geração variou de 0,5 kg/leito nos pequenos centros de
tratamento a 2,5 kg/leito nos grandes hospitais, com uma taxa média de geração de
aproximadamente 1,5 kg/leito/dia. (ROMA, 1996, citado por CUSSIOL, 2000).
O uso de materiais radioativos em fontes abertas em hospitais, clínicas de diagnóstico e
tratamento e centros de pesquisa, resulta na geração de vários tipos de rejeitos. Estes incluem,
além dos invólucros, itens que foram contaminados com material radioativo como papéis,
plásticos, luvas, tubos, drenos, catéteres, compressas, agulhas, seringas, além de excretas dos
pacientes submetidos a procedimentos diagnósticos e/ou terapêuticos.
No Brasil, os resíduos gerados nos Serviços de Medicina Nuclear (SMN), exclusivos ou
naqueles localizados em hospitais são coletados juntamente com aqueles dos demais hospitais,
clínicas, postos de saúde e farmácias, não sendo possível diferenciá-los dos demais ao término da
coleta.
Os radionuclídeos utilizados usualmente em Serviços de Medicina Nuclear (SMN)
possuem meia-vida curta, sendo que o de meia-vida mais longa é o iodo-131 (8 dias). Após o
período de decaimento na instalação geradora até níveis legais de liberação os resíduos podem ser
destinados aos aterros sanitários, como resíduos comuns, respeitadas as restrições quanto a sua
periculosidade (CNEN, 1985; BRASIL, 2004; SCHNEIDER, 2004).
Os resíduos líquidos ou excreta de pacientes são destinados ao sistema de esgoto, sem
outras recomendações adicionais (CNEN, 1996).
Fontes seladas utilizadas em teleterapia contêm radionuclídeos de meia-vida longa,
como o césio-137 e o cobalto-60. Quando gastas, devem ser devolvidas ao fabricante ou enviadas
a outra organização, onde ainda possam ser úteis. Se inviáveis as hipóteses anteriores elas devem
ser encaminhadas a CNEN, conforme resoluções específicas de segregação, acondicionamento,
armazenamento, transporte, tratamento e disposição em depósitos específicos (CNEN, 1985;
SILVA e CUSSIOL, 1999).
As fontes de braquiterapia desativadas ou danificadas devem ser acondicionadas em
recipientes blindados e armazenadas em local apropriado para posterior encaminhamento aos
institutos da CNEN (SILVA e CUSSIOL, 1999).
42
2.5 Gerência de Rejeitos Radioativos
2.5.1 Rejeitos Radioativos
Todos os materiais naturais e artificiais contêm radionuclídeos, incluindo os seres vivos,
portanto afirmar que qualquer resíduo que possua elementos radioativos incorporados seja
caracterizado como rejeito radioativo é impróprio. Assim deve-se estabelecer limites mínimos
que qualifiquem um resíduo como rejeito radioativo. Para a determinação destes limites avaliam-
se as conseqüências que adviriam da liberação dos resíduos para a biosfera, as propriedades dos
mesmos, os radioisótopos presentes e as características do meio ambiente (SILVA, 1997).
Considera-se rejeito radioativo (RR) qualquer material que contenha radionuclídeos em
quantidades superiores aos limites de isenção especificados na norma da Comissão Nacional de
Energia Nuclear CNEN-NE-6.02 (CNEN, 1998) e para o qual a reutilização é imprópria ou não
prevista (CNEN, 1985).
Os rejeitos radioativos são gerados durante a operação dos reatores nucleares de
potência, pelas instalações do ciclo do combustível (mineração, beneficiamento do minério,
conversão, enriquecimento, fabricação de elementos combustíveis e reprocessamento) e por
aqueles que utilizam radioisótopos na medicina, indústria, agricultura e pesquisa (TELLO, 2001).
Os rejeitos são normalmente coletados, processados e acondicionados, de modo a
atender às exigências de normas de segurança para o manuseio, transporte, armazenamento e
deposição.
As propriedades mais importantes para a classificação de rejeitos estão relacionadas à
radioatividade, ou seja, ao tipo de desintegração dos radionuclídeos (alfa, beta, gama e/ou
nêutrons), à radiotoxicidade (toxicidade atribuída a um radionuclídeo) e à sua meia-vida.
Segundo a norma CNEN–NE–6.05 (1985), os rejeitos são classificados em categorias de acordo
com o estado físico, natureza da radiação, concentração e taxa de exposição. A classificação dos
rejeitos em categorias dependentes do tipo de radiação e da concentração de material radioativo
ajuda no estabelecimento de uma linguagem comum entre os que operam sistemas de tratamento
de rejeito.
2.5.2 Fundamentos da Gerência de Rejeitos Radioativos
O termo Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR) abrange a seqüência de operações
que envolvem os rejeitos começando na geração e finalizando com a sua deposição. Estas
operações têm como objetivo principal gerenciar os rejeitos de maneira segura, de modo a
proteger a saúde humana e o meio ambiente de seus impactos negativos. A magnitude e o tipo de
43
impacto potencial resultante do rejeito radioativo dependerá das suas propriedades físicas,
químicas e biológicas, em particular daquelas relacionadas à radioatividade. A aplicação de
tecnologias apropriadas em cada etapa, desde a geração até a deposição do rejeito, tem como
objetivo minimizar ou prevenir este impacto potencial negativo (TELLO, 2003).
Os princípios fundamentais da GRR são resumidos em (TELLO, 2003):
− Não-geração: nenhuma prática usando materiais radioativos deve ser adotada a menos
que sua introdução produza um benefício positivo comprovadamente superior à prática
com materiais convencionais.
− Redução de volume: deve-se, sempre que possível, exaurir as possibilidades de uso dos
materiais radioativos antes de descartá-los como rejeitos; segregar os rejeitos
radioativos dos demais rejeitos, bem como segregá-los entre si de acordo com a meia-
vida de seus radionuclídeos, forma e possibilidades de tratamento e optar por
tratamentos que reduzam o máximo possível o rejeito final a ser armazenado.
− Proteção do trabalhador, do público e do meio ambiente: durante todas as etapas da
GRR deve-se proteger o trabalhador, o público e o meio ambiente de qualquer efeito
nocivo que possa advir dos RR.
− Gerações futuras : as atividades da GRR não devem gerar ônus para as gerações futuras,
que devem ser supridas pelo menos com o mesmo grau de proteção à radiação que é
dado ao público hoje. A segurança dos RR também não deve depender da manutenção
ativa do sistema de deposição pelas futuras gerações além do período institucional de
guarda.
Deve-se ter em mente que a maioria das etapas da GRR podem envolver exposição e/ou
contaminação e por isto existem normas, leis, procedimentos e recomendações, que devem ser
conhecidos e utilizados, para garantir a proteção do meio ambiente e da saúde humana (TELLO,
2003).
2.5.3 Etapas principais da Gerência de Rejeitos Radioativos
A tecnologia aplicada à gerência de rejeitos é um tema que tem recebido considerável
atenção dos Países Membros da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA), em
reconhecimento da importante ligação que existe entre a aceitação pública das aplicações
nucleares e o gerenciamento seguro do rejeito radioativo. Esta ligação deve ser mantida para
garantir a segurança radiológica para trabalhadores e público, para evitar acidentes e minimizar
exposições a radionuclídeos associados ao rejeito radioativo (TELLO, 2003).
Assim a principal tarefa de um sistema de gerenciamento de rejeitos é que todas as suas
etapas sejam realizadas em conformidade com os requisitos nacionais e obrigações
44
internacionais, levando em consideração os fatores econômicos e sócio-políticos envolvidos. Um
fluxograma abrangente mostrando as etapas da gerência é apresentado na FIG. 19.
FIGURA 19 - Fluxograma típico para a Gerência de Rejeitos Radioativos Fonte: IAEA (1999)
citado por Tello (2001).
A aplicação ótima de tecnologia relacionada à minimização, tratamento,
condicionamento e armazenamento ou deposição dos rejeitos é necessária pelos seguintes fatores
(IAEA,1999 citado por TELLO 2003):
− os rejeitos radioativos podem ser dispostos somente em instalações especialmente
licenciadas para este fim e a deposição direta próxima à superfície de rejeito radioativo
no solo (sem tratamento, imobilização ou embalagem apropriadas) não é aceitável;
− com a crescente inquietação social relativa ao uso da terra e com o aumento da oposição
do público à colocação de instalações de RR perto de suas localidades, o
desenvolvimento de novas instalações é um processo caro, prolongado e difícil; e
− a proteção segura da saúde humana e do meio ambiente pode ser alcançada, se as
tecnologias para a GRR são aplicadas com prudência.
45
2.5.3.1 Segregação e coleta
A segregação dos vários tipos de rejeitos deve ser realizada na origem, de acordo com
suas características e teor radiológicos, sua composição química e propriedades físicas. É de
importância fundamental para a eficiência da GRR, pois ela está diretamente ligada aos processos
disponíveis nas etapas seguintes.
A segregação pode ser feita baseada na meia-vida dos radionuclídeos, na composição
química, nas características físicas, ou ainda de acordo com os processos de tratamento que estão
disponíveis. Para cada tipo de segregação é necessário prever embalagens compatíveis.
2.5.3.2 Tratamento e condicionamento
O tratamento do rejeito consiste, geralmente, em uma redução de volume, seguida de
solidificação e/ou acondicionamento. Muitos materiais e combinações de materiais são
considerados como matrizes para a incorporação destes rejeitos, com o objetivo de manter o
material ativo e outros contaminantes em uma forma estável física e quimicamente. Dentre estes
materiais incluem-se o cimento, o betume, o vidro, a cerâmica e os polímeros.
2.5.3.3 Transporte
O transporte abrange todas as operações e condições associadas à movimentação de
material radioativo, incluindo os rejeitos, remetido de um local a outro, tanto em condições
normais ou de acidente (CNEN, 1988).
O tipo de embalado para transportar determinado material radioativo, por determinado
meio de transporte, com o objetivo de obter-se um desempenho adequado da respectiva
embalagem referente à sua integridade, deve ser selecionado entre os quatro tipos primários
seguintes:
− embalados exceptivos,
− embalados industriais,
− embalados tipo A,
− embalados tipo B,
explicitando-se, em cada caso, se o embalado contém material físsil.
Para a seleção da embalagem adequada deve ser identificada a natureza do material
radioativo, com base nas especificações regulamentadas e avaliada a sua atividade total a partir
dos valores básicos de atividade dos radionuclídeos presentes, de modo a atender aos requisitos
de limitação de atividade aplicável a cada tipo de embalado.
46
Uma vez selecionado o tipo de embalado apropriado ao caso, em sua preparação para o
transporte devem ser obedecidos os requisitos de projeto aplicáveis. Na TAB. 4 estão resumidos
os tipos de embalados de acordo com os materiais radioativos a serem transportados.
TABELA 4 - Embalados de acordo com o material radioativo a ser transportado.
MATERIAL EMBALADO
“Exceptivo” (Não definido explicitamente na
norma)
Exceptivo [Atividade: <10
-3
x (A1 ou A2)]
Baixa Atividade Específica (BAE)
Contêiner de navio ou caçamba de caminhão
(granel)
Industrial
Objeto Contaminado Superficialmente (OCS)
Contêiner de navio ou caçamba de caminhão
(granel)
Industrial
Atividade total até A1ou A2 Tipo A
Atividade total superior a A1ou A2 Tipo B
Físsil Embalados acima, dependendo da atividade
Baixa dispersividade e com atividade total
superior a 3.000 x (A1 ou A2) (Proposta de
revisão da norma)
Tipo C
Fonte: MOURÃO (2003).
Os valores de A1 e A2 são definidos para os vários radionuclídeos de todos elementos
químicos radioativos na Norma CNEN-NE-5.01 (1988). Os valores A1 são aplicados quando o
material radioativo encontra-se na “forma especial” e A2 para as demais situações.
Material sob “forma especial” é definido como material radioativo sólido não-dispersivo
ou material radioativo contido em cápsula selada, devendo ser submetidos a ensaios de impacto,
percussão, flexão e térmico sem que sofram danos físicos ou apresentem vazamentos após estes
ensaios. O projeto do embalado para material sob forma especial deve ser aprovado pela
autoridade competente do país de origem. Portanto, se algum rejeito radioativo sai de uma
instalação médica devem ser cumpridos os requisitos para transporte de materiais radioativos.
Exemplos de materiais radioativos sob forma especial: cápsulas seladas para uso em
braquiterapia e material imobilizado em cimento ou betume.
47
A forma do material radioativo é fator de relevância no transporte, pois altera de maneira
significativa a quantidade de atividade permitida no transporte. No caso do plutônio, por
exemplo, o valor de A1 é de 7 TBq, já o valor de A2 é de 7 x 10
-4
TBq, portanto, a quantidade a
ser transportada sob forma não-especial deverá ter atividade 10.000 vezes menor que a permitida
sob forma especial (CNEN, 1988). Nas FIG. 20 e 21 são apresentados alguns exemplos de
embalados.
FIGURA 20 – Exemplo de embalado exceptivo. Fonte: IAEA (2002).
FIGURA 21 – Exemplo de embalado Tipo A. Fonte: IAEA (2002).
2.5.3.4 Armazenamentos
Durante o gerenciamento dos rejeitos, eles passam por diversos armazenamentos até o
armazenamento definitivo, que é a deposição. Primeiramente o rejeito é coletado nos locais onde
são produzidos e ali permanecem até a avaliação do serviço de radioproteção, que o caracteriza
como rejeito ou não, após análises e comparação com as normas. Uma vez definidos como
48
rejeitos, os materiais coletados nas diversas instalações/laboratórios são levados para o
armazenamento intermediário. Neste local eles são mantidos até que seja feito o planejamento
para o seu tratamento/condicionamento, de acordo com o volume existente, o tipo de rejeito e
radionuclídeos presentes. Em seguida, o rejeito tratado/condicionado, já em sua embalagem (FIG.
22), é enviado para o armazenamento provisório, aguardando o seu transporte para o repositório,
onde será feita a deposição (TELLO, 2001).
FIGURA 22 – Instalação de armazenamento de RR de baixo nível de radiação.
2.5.3.5 Deposição
O impacto ambiental causado pela deposição dos rejeitos depende de uma série de
fatores, como da qualidade do rejeito tratado, de suas embalagens, das barreiras de engenharia e
do sítio selecionado para o repositório, principalmente dos caminhos de liberação dos
contaminantes para o meio ambiente. A migração dos radionuclídeos, através dos diversos meios
que compõem o sistema de deposição, é considerada a via mais importante para esta liberação.
Internacionalmente tem sido considerado o conceito de barreiras múltiplas para
repositórios de rejeitos radioativos. Desta forma as medidas de proteção são fornecidas pela
aplicação deste princípio, levando-se em consideração interdependências entre as várias etapas da
gerência de rejeitos. As múltiplas barreiras são apontadas como isolamento suficiente do rejeito
do meio ambiente e limitação de liberações possíveis dos materiais radioativos, assegurando que
falhas ou combinações de falhas, que poderiam levar a significantes conseqüências radiológicas,
49
sejam muito pouco prováveis. Por isto é necessário que haja uma série de “critérios para a
aceitação de rejeitos” e que só os produtos que atendam a estes critérios sejam aceitos para a
deposição (TELLO, 2001).
2.5.3.6 Registros
Para que se tenha um perfeito controle dos rejeitos durante todo o seu gerenciamento é
necessário que sejam feitos registros desde a sua geração, com identificação clara, unívoca e
precisa, que vai ser usada durante todas as etapas até a deposição, de modo que a partir da
embalagem no repositório a rastreabilidade seja garantida e as condições de segurança possam ser
mantidas, evitando possíveis incidentes/acidentes e que, caso estes exijam, seja possível tomar
medidas adequadas para o rejeito específico armazenado, evitando surpresas ou aumentando
ainda mais o risco da situação.
Para estes registros são usadas fichas / protocolos, associados às embalagens de coleta,
aos processos de tratamento e às embalagens finais de armazenamento, sendo todos estes
registros colocados em um banco de dados, no qual é possível fazer o cruzamento e verificação
destas informações.
Os registros são importantes também na etapa de deposição, para a definição de local,
levantamento de inventário total armazenado e localização de cada embalado, mantendo-se até o
final do controle institucional (TELLO, 2001).
2.6 Legislação e Normalização
Para o GRRSS são aplicáveis diversas normas, regulamentos e procedimentos
estabelecidos por organismos nacionais e internacionais.
2.6.1 Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA
Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA, 2000) – International Atomic Energy
Agency (IAEA) atua como o principal fórum de cooperação científica e técnica no uso da
tecnologia nuclear para usos pacíficos.
A IAEA desenvolve padrões de segurança nuclear e, baseado nestes padrões, promove o
alcance e a manutenção de altos níveis de segurança nas aplicações da energia nuclear, como
também na proteção da saúde humana e do ambiente contra os efeitos nocivos da radiação
ionizante, incluindo os usos na área de medicina. Neste campo foram publicados diversos
documentos, nos quais são apresentados as recomendações, procedimentos e normas para o
melhor gerenciamento dos materiais e dos rejeitos gerados nesta área (TELLO, 2003).
50
O documento IAEA-TECDOC-1183 (IAEA, 2000) é um guia para o gerenciamento de
rejeitos radioativos de origem biomédica oriundos de hospitais, clínicas, laboratórios e demais
serviços de saúde. Este documento descreve, em linhas gerais, práticas avançadas usadas em
diferentes instalações mundiais que manuseiam radionuclídeos em aplicações médicas e
biológicas, incluindo o gerenciamento dos resíduos gerados.
O documento IAEA-TECDOC-1000 (IAEA, 1998) tem como objetivo fornecer
orientação com relação aos princípios de isenção para rejeitos radioativos oriundos de atividades
biomédicas, industriais e de pesquisa. Estabelece os níveis para liberação de radionuclídeos no
meio ambiente abaixo dos quais não há necessidade de controle posterior. Estabelece assim o
conceito de liberação incondicional.
No relatório IAEA-TECDOC-855 (IAEA, 1996) estabeleceram-se os níveis de liberação
ambiental de radionuclídeos, para os quais não seriam necessárias ações posteriores. Em 1998
este foi complementado pelo TECDOC-1000 (IAEA, 1998).
O documento IAEA-TECDOC-1091 (IAEA,1999) relata a importância do
desenvolvimento de critérios e abordagens para a proteção do meio ambiente dos efeitos das
radiações ionizantes em diferentes situações, como o controle do descarte de rejeitos radioativos,
a disposição dos resíduos sólidos e de como lidar com a possibilidade de contaminação radioativa
após eventuais acidentes.
Os documentos da IAEA estabelecem critérios de liberação condicional ou
incondicional dos rejeitos radioativos. Liberação incondicional significa que o rejeito respeitará
níveis conservadores de proteção ao público e ao meio ambiente, muitas vezes inferiores ao
critério de dose individual, que de acordo com o TECDOC-855 (IAEA, 1996) é de 10mSv/a. A
liberação só poderá ser condicional, se respeitar alguns procedimentos de rota de transporte ou de
destino para o material a ser liberado. Os níveis de radiação permitidos para a liberação
condicional serão maiores que os da liberação incondicional. Assim sendo, dependendo das
incertezas sobre o transporte ou disposição dos rejeitos, a adoção do critério de liberação
incondicional será mais apropriada (IAEA, 1996).
2.6.2 Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN
A Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN é uma autarquia federal criada em 10
de outubro de 1956 e vinculada ao Ministério de Ciência e Tecnologia. Como órgão superior de
planejamento, orientação, supervisão e fiscalização, estabelece normas e regulamentos em
51
radioproteção e licencia, fiscaliza e controla a atividade nuclear no Brasil. A CNEN desenvolve
ainda pesquisas na utilização de técnicas nucleares em benefício da sociedade (CNEN, 2005b).
A missão da CNEN: "Garantir o uso seguro e pacífico da energia nuclear, desenvolver e
disponibilizar tecnologias nuclear e correlatas, visando o bem estar da população", traduz a sua
preocupação com a segurança e o desenvolvimento do setor, orientando sua atuação pelas
expectativas da sociedade, beneficiária dos serviços e produtos (CNEN, 2005b).
A área de Radioproteção e Segurança Nuclear da CNEN visa a segurança dos
trabalhadores que lidam com radiações ionizantes, da população em geral e do meio ambiente.
Com esse objetivo, atua no licenciamento de instalações nucleares e radiativas; na fiscalização de
atividades relacionadas à extração e à manipulação de matérias-primas e minerais de interesse
para a área nuclear; no estabelecimento de normas e regulamentos; na fiscalização das condições
de proteção radiológica de trabalhadores nas instalações nucleares e radiativas; no atendimento a
solicitações de auxílio, denúncias e emergências envolvendo fontes de radiações ionizantes; no
desenvolvimento de estudos e na prestação de serviços em metrologia das radiações ionizantes. O
controle do material nuclear e radioativo existente no País também é de responsabilidade da
CNEN, a fim de garantir seu uso somente para fins pacíficos. O transporte, o tratamento e o
armazenamento de rejeitos radioativos são igualmente regulamentados por normas técnicas e
procedimentos de controle.
A norma CNEN-NE-3.01 (2005) estabelece as diretrizes básicas de radioproteção e a
norma CNEN-NN-3.03 (1998a) dita diretrizes para a certificação da qualificação de Supervisores
de Radioproteção
As normas CNEN-NE-6.02 (1998), CNEN-NE-6.05 (1985) e CNEN-NE-3.05 (1996)
são os documentos básicos para os serviços de medicina nuclear, pois nelas são apresentados os
procedimentos, documentos, planos de proteção radiológica e programas de GRR necessários
para a implantação e funcionamento dos referidos serviços. Com base nesta legislação as
possíveis formas de eliminação para os rejeitos radioativos de serviços de saúde seriam:
− Armazenamento dos rejeitos radioativos de meia-vida curta (inferior a 60 dias)
para decaimento e eliminação pelas vias convencionais (sistema de coleta de
lixo urbano, esgotos sanitários ou atmosfera).
− Entrega dos rejeitos de meia-vida longa (superior a 60 dias) aos institutos da
CNEN ou a empresas autorizadas, para tratamento e futura disposição.
52
Os rejeitos que não podem ser eliminados pelas vias convencionais devem ser acondicionados
em embalagens que estejam de acordo com os requisitos de integridade para transporte e armazenamento
por período longo. A forma de tratamento e destinação final, qualquer que seja ela, deve estar explícita no
Plano de Radioproteção, para efeito de licenciamento, salvo as instalações isentas. Tratando-se de fontes
seladas, como aquelas utilizadas em teleterapia, ressalta-se a necessidade de haver uma cláusula contratual
entre o importador e o fornecedor da fonte, para que fique explícita a responsabilidade do fornecedor em
receber a fonte de volta, após o período de uso (SILVA e CUSSIOL, 1999).
2.6.3 Normalização municipal
A lei orgânica de Belo Horizonte, de março de 1990 (Belo Horizonte, 1990) preconiza
em seu capítulo III, art. 151:
“1 - O Município manterá sistema de limpeza urbana, coleta, tratamento e destinação
final do lixo, observado o seguinte:
I - a coleta de lixo será seletiva;
II - o Poder Público estimulará o acondicionamento seletivo dos resíduos;
III - os resíduos recicláveis serão acondicionados para reintrodução no ciclo do sistema
ecológico;
IV - os resíduos não-recicláveis serão acondicionados e terão destino final que minimize
o impacto ambiental;
V - o lixo séptico proveniente de hospitais, laboratórios e congêneres será acondicionado
e apresentado à coleta em contenedores especiais, coletado em veículos próprios e específicos e
transportado separadamente, tendo destino final em incinerador público;
VI - os terrenos resultantes de aterros sanitários serão destinados a parques ou áreas
verdes;
VII - a coleta e a comercialização dos materiais recicláveis serão feitas
preferencialmente por meio de cooperativas de trabalho;”
Portanto, de acordo com a legislação de Belo Horizonte, os resíduos sólidos sépticos
oriundos de instalações de saúde, incluídos neste grupo os hospitais, laboratórios e congêneres,
devem ser incinerados.
A Comissão Permanente de Apoio ao Gerenciamento de Resíduos de Serviços de Saúde
– COPAGRESS foi criada pela Portaria nº 3.602, de 13 de agosto de 1998, com o objetivo de
implantar, implementar e acompanhar o desenvolvimento da Política de Gerenciamento de
Resíduos de Serviços de Saúde no Município de Belo Horizonte.
53
Esta comissão elaborou o Manual de Gerenciamento de Resíduos de Serviços de Saúde
de Belo Horizonte (Belo Horizonte, 1999) como documento referência e instrumento orientador.
Este manual, direcionado para os estabelecimentos de serviços de saúde, cumpre seu papel de
contribuir na formulação de uma política de gerenciamento, pedagógica e participativa, capaz de
formar uma nova cultura em relação aos resíduos de serviços de saúde. Posto em circulação, o
manual representa a materialização do esforço da COPAGRESS, que congrega 14 instituições
renomadas, inclusive o CDTN, com representantes de elevado nível profissional e grande
comprometimento com as causas da cidade. Este documento estabelece que os rejeitos do grupo
C, Rejeitos Radioativos, devem ser gerenciados conforme a norma CNEN-NE-6.05 (CNEN,
1985) e a Publicação CDTN n.857/1999 (SILVA e CUSSIOL, 1999). Reintera em seu item 3.2
que cabe à CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear receber os rejeitos radioativos que
requerem instalações especiais para disposição final, conforme a legislação vigente.
Em Belo Horizonte, a Superintendência Municipal de Limpeza Urbana – SMLU pode
executar o gerenciamento dos resíduos de serviço de saúde na fase extra-estabelecimento de
saúde, desde que seja em caráter facultativo, a seu exclusivo critério e cobrando preço público
pelos serviços prestados (BELO HORIZONTE, 1999).
Ainda no município de Belo Horizonte há outros dispositivos legais nos quais a questão
dos resíduos é abordada, com destaque para o Decreto nº. 10.296/2000 (Secretaria Municipal do
Governo/BH) que aprova as Diretrizes Básicas e o Regulamento Técnico para apresentação e
aprovação do Plano de Gerenciamento de Resíduos de Serviços de Saúde no município de Belo
Horizonte (BELO HORIZONTE, 2000).
Em nenhum momento a legislação prevê a possibilidade da SMLU gerenciar rejeitos
radioativos, incluindo seu transporte. Portanto, o transporte de rejeitos radioativos pelos veículos
da SMLU não está previsto em lei e, se tiver de ser feito deverá atender normas da CNEN,
especificamente a norma CNEN-NE-5.01 – Transporte de Materiais Radioativos (CNEN, 1988).
2.6.4 Associação Brasileira de Normas Técnicas
A NBR 10.004 tem como objetivo classificar os resíduos sólidos quanto aos seus riscos
potenciais ao meio ambiente e à saúde pública, para que possam ser gerenciados adequadamente.
Porém esta norma observa que os resíduos radioativos são de competência exclusiva da Comissão
Nacional de Energia Nuclear. Apresenta as definições de resíduos sólidos e de suas
características de risco como: periculosidade, toxicidade, teratogenecidade, mutagenecidade,
54
carcinogenecidade e ecotoxidade. De acordo com o item 4.2.1.5.2 os resíduos de serviço de saúde
deverão ser classificados conforme a norma ABNT NBR 12.808 (ABNT, 2004).
A NBR 12.808 ( ABNT, 1993) classifica os resíduos de serviço de saúde em 3 grupos, a
saber: grupo A (infectantes); grupo B (especiais, aí incluídos os resíduos radioativos,
farmacêuticos e químicos perigosos) e grupo C (comuns).
2.6.5 Legislação Federal de Saúde e Ambiental
A Resolução RDC n. 306, da ANVISA - Ministério da Saúde (BRASIL, 2004) dispõe
sobre o Regulamento Técnico para o Gerenciamento de Resíduos de Serviços de Saúde e
classifica os rejeitos radioativos, como grupo C, referendando a legislação específica da CNEN
sobre o tema, como resumido a seguir:
O limite de eliminação para rejeitos radioativos sólidos é de 75 Bq/g, para qualquer
radionuclídeo, conforme estabelecido na norma CNEN-NE 6.05 (CNEN, 1985). Na
impossibilidade de comprovar-se a obediência a este limite, recomenda-se aguardar o decaimento
do radionuclídeo até níveis comparáveis à radiação de fundo.
Os rejeitos radioativos gerados devem ser segregados de acordo com a natureza física do
material e do radionuclídeo presente e acondicionados em recipientes adequados, etiquetados,
datados e mantidos no local da instalação destinado ao armazenamento provisório destes rejeitos
para futura liberação, em conformidade com a norma CNEN - NE - 6.05 - Gerência de Rejeitos
em Instalações Radiativas (CNEN, 1985).
O tratamento dispensado aos rejeitos do grupo C - Rejeitos Radioativos é o
armazenamento, em condições adequadas, para o decaimento do elemento radioativo, como
estabelecido na norma. O objetivo do armazenamento para decaimento é manter o rejeito
radioativo sob controle até que sua atividade atinja níveis que permitam liberá-lo como resíduo
não-radioativo. Este armazenamento poderá ser realizado na própria sala de manipulação ou em
sala específica, identificada como sala de decaimento. A escolha do local de armazenamento,
considerando as meia-vidas, as atividades dos elementos radioativos e o volume de rejeito
gerado, deverá estar definida no Plano de Radioproteção da Instalação, em conformidade com a
norma de Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas (CNEN, 1985). Para
serviços com atividade em Medicina Nuclear, o gerador deve observar ainda a norma CNEN -
55
NE - 3.05 - Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear
(CNEN, 1996).
A Resolução nº 283, de 12 de julho de 2001, do Conselho Nacional do Meio Ambiente -
CONAMA (BRASIL, 2001) que dispõe sobre o tratamento e a destinação final dos resíduos dos
serviços de saúde, estabelece em seu artigo 14 que os resíduos classificados e enquadrados como
rejeitos radioativos pertencentes ao grupo C, serão gerenciados de acordo com as exigências
definidas pela Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN.
2.6.6 Legislação francesa
Para comparação cita-se a legislação francesa, uma vez que este país é um dos mais
desenvolvidos no uso da energia nuclear para fins pacíficos.
Em maio de 2000 especialistas do Centro Nacional de Pesquisa Científica (CNRS), do
Instituto Nacional da Pesquisa Agronômica (INRA) e do Instituto Nacional da Saúde e da
Pesquisa Médica (INSERM) reuniram-se e, à luz da legislação francesa e das práticas rotineiras
nestas instituições, elaboraram um Guia de Gestão de Rejeitos para estabelecimentos públicos de
ensino superior e de pesquisa.(ANEXO A). A ficha 3-2 deste guia trata dos rejeitos contendo
radioelementos artificiais em fontes não seladas de meia-vida curta, inferior a 100 dias segundo a
legislação francesa. Exemplos destes elementos são o tecnécio-99m. o iodo-123, o iodo-125 e o
iodo-131, radiofármacos de uso predominante nos serviços de medicina nuclear em todo o
mundo. Esta ficha preconiza no item “Filière de traitement” que eles devam ser armazenados até
que sua atividade seja reduzida, podendo ser eliminados segundo a natureza do resíduo em que
esteja incorporado, desde que a atividade no momento da liberação não seja superior a 1,2 vezes
a radiação de fundo. Reintera ainda que ao final do período de estocagem deve-se assegurar da
ausência de radiatividade e da integridade das embalagens (REPUBLIQUE FRANÇAISE, 2002).
2.7 Gerenciamento de Rejeitos Radioativos dos Serviços de Saúde – GRRSS
Uma instalação de serviço de medicina nuclear, como toda instalação que opera com
material radioativo, deve ser licenciada pela CNEN. Um dos documentos que deve ser
providenciado é o Plano de Radioproteção, no qual são dadas as diretrizes de proteção
radiológica que serão adotadas pela instituição, de acordo com a norma CNEN-NE-3.01,
incluindo o Programa de Gerência de Rejeitos Radioativos – PGRR. O Plano de Radioproteção,
deve contemplar (CNEN, 1996):
a. a identificação da instalação e de sua direção;
56
b. a função, classificação e descrição das áreas da instalação;
c. a descrição da equipe, das instalações e equipamentos do Serviço de
Radioproteção;
d. a descrição das fontes de radiação, dos sistemas de controle e de segurança e de
sua aplicação;
e. a função e a qualificação dos trabalhadores;
f. a descrição dos programas e procedimentos de monitoração individual, das áreas
e do meio ambiente;
g. a descrição do sistema de gerência de rejeitos radioativos, estando a sua
eliminação sujeita aos limites estabelecidos em norma específica;
h. a estimativa de taxas de dose para condições de rotina;
i. a descrição do serviço e controle médico dos trabalhadores, incluindo
planejamento médico em caso de acidentes;
j. o programa de treinamento dos trabalhadores;
k. os níveis de referência, limites operacionais e limites derivados, sempre que
convenientes;
l. a descrição dos tipos de acidentes admissíveis, do sistema de detecção
correspondente e do acidente mais provável ou de maior porte, com detalhamento da árvore de
falhas;
m. o planejamento de interferência em situações de emergência até o
restabelecimento da normalidade;
n. as instruções de radioproteção e segurança fornecidas, por escrito, aos
trabalhadores;
Além disso, o Plano de Radioproteção deve descrever as atribuições da direção da
instalação, do supervisor de radioproteção e dos trabalhadores da instituição.
Legalmente, cabe aos proprietários ou responsáveis pela instituição a responsabilidade
de gerenciar seus rejeitos desde a geração até a disposição final. Esta responsabilidade não se
exime mesmo quando os serviços de coleta, de tratamento e de disposição final dos rejeitos sejam
executados pela administração pública ou empresas privadas, ou seja, a figura jurídica da co-
responsabilidade estará sempre presente (CUSSIOL, 2000).
57
A gerência de rejeitos é o conjunto de ações cuidadosamente planejadas que são
aplicadas nas sucessivas etapas que vão desde a geração até a disposição final dos rejeitos, a
saber:
A minimização é uma estratégia fundamental no gerenciamento. Baseia-se na adoção de
medidas que possibilitem a redução do volume e/ou a periculosidade do rejeito.
O manuseio dos RR deve ser feito por pessoas treinadas e equipadas com todos os EPIs
necessários, conforme descrito no PGRR aprovado para a instalação. Para fins de radioproteção
os trabalhadores devem estar cientes dos riscos das radiações ionizantes e devem atender também
às condições para os fatores de redução de doses a saber: limitar ao mínimo o tempo de
exposição, manter-se a uma distância segura da fonte da radiação e utilizar blindagens, sempre
que necessário. Em situações que exijam a exposição à radiação e não se possa contar com uma
blindagem devem-se utilizar, da melhor forma possível, os fatores tempo de exposição e
distância.
Os RSS devem ser segregados na origem e de acordo com suas características físicas,
químicas, biológicas e radiológicas. Sob o ponto de vista radiológico, devem ser segregados por
radionuclídeo e de acordo com a meia-vida. Os objetivos da segregação são: impedir a
contaminação de grande quantidade de resíduos, evitar exposições desnecessárias do trabalhador,
facilitar a ação em casos de acidentes ou emergências, racionalizar os custos com tratamento e
disposição (CUSSIOL, 2000).
O acondicionamento tem como finalidades principais minimizar o risco de exposição
dos trabalhadores aos resíduos perigosos, facilitar seu manejo seguro e permitir a identificação
imediata dos mesmos. Os rejeitos radioativos devem ser acondicionados conforme estabelecido
no plano de radioproteção aprovado pela CNEN para o estabelecimento.
A coleta e o transporte consistem em operações de recolhimento dos rejeitos nos pontos
de geração e sua transferência até o local de armazenamento intermediário para decaimento. Têm
como metas evitar o acúmulo local de resíduos e prevenir acidentes e incidentes. Já a coleta e o
transporte final, consistem no recolhimento e transporte dos resíduos até o local de disposição
final (CUSSIOL, 2000).
Conforme Silva e Cussiol (1999), no Brasil, os estabelecimentos prestadores de serviços
de saúde são considerados pequenos geradores de rejeitos radioativos, quando comparados a
outros setores da sociedade que utilizam a tecnologia nuclear. Por apresentarem em sua maioria
58
radionuclídeos de meia-vida curta, esses rejeitos devem ser armazenados em local adequado e
com segurança até que a atividade decaia aos níveis dos limites de eliminação autorizados ou
estabelecidos em norma, para que possam ser gerenciados como os outros resíduos não-
radioativos de serviços de saúde.
O armazenamento é a contenção temporária dos rejeitos em área específica que atenda aos
requisitos básicos de segurança. A integridade das embalagens deve ser mantida. Dependendo do
tamanho da instituição o rejeito poderá ser armazenado inicialmente nas “Salas de Resíduos”,
perto do local gerador para depois ser transportado até o “Abrigo de Resíduos”, interface entre a
instituição e o sistema de coleta externo (ABNT, 1993). Como a previsão legal de descarte é do
tipo incondicional nenhuma medida de radiação está prevista no local de armazenamento externo,
ou “abrigo de resíduos”.
Os rejeitos radioativos de meia-vida curta (t½ < 60 dias) devem ser armazenados para
decaimento, até que possam ser tratados e destinados como resíduos comuns, ou seja, quando a
atividade for ≤ 7,5 x 10
4
Bq/kg, e os de meia-vida longa devem ser devolvidos para a indústria
que os forneceu ou encaminhados aos institutos da CNEN (CNEN, 1985 e CNEN,1996).
A forma de tratamento e destinação final, quaisquer que sejam elas, devem estar
explícitas no Plano de Radioproteção, para efeito de licenciamento, salvo as instalações isentas
(SILVA & CUSSIOL, 1999).
Os serviços de Medicina Nuclear devem prover um local para armazenamento de
rejeitos radioativos, conforme o item 4.3 e 4.3.4 da norma CNEN-NE-3.05 (CNEN, 1996):
“O local para armazenamento de rejeitos radioativos deve ser constituído de
compartimentos que possibilitem a segregação destes por grupo de radionuclídeos com meias-
vidas próximas e por estado físico. Deve, ainda, possuir blindagem adequada, ser sinalizado e
localizado em área de acesso controlado”.
As atividades iniciais e remanescentes e as meias-vidas físicas dos radioisótopos devem
ser consideradas para estabelecer o tempo necessário de armazenamento para rejeitos radioativos.
Antes da liberação destes materiais deve ser retirada qualquer indicação da presença de
radiação nos embalados ou embalagens, tais como, símbolos, rótulos, etiquetas ou similares
(CNEN, 1985 e CNEN,1996).
59
Na FIG. 23 apresenta-se um fluxograma básico de gerência de rejeitos radioativos, no
qual são indicadas as possíveis rotas de eliminação dos rejeitos procedentes de instalações
radioativas.
Figura
23 -
Fluxograma básico de gerência de rejeitos radioativos.
Fonte: SILVA e CUSSIOL, 1999.
2.7.1 Limites para liberação de rejeitos radioativos
A literatura mundial é praticamente unânime na questão da liberação de RR para o meio
ambiente. Os níveis de radioatividade no rejeito devem ser indistinguíveis da radiação de fundo
do meio ambiente. A legislação francesa é uma exceção considerando 100 dias para o limite de
meia-vida curta e estabelecendo o limite de 1,2 da radiação de fundo para liberação.
“ Ils peuvent être eliminés comme des déchets chimiques, biologiques ou des DIB
selon la nature du déchet dans lequel le radioélement est incorporé, sous réserve que
la mesure lors de l’élimination ne s’écarte pas de 1,2 fois du bruit de fond de la
sonde”(REPUBLIQUE FRANÇAISE, 2002).
“Eles podem ser eliminados como os rejeitos químicos, biológicos ou os rejeitos
industriais comuns (DIB), segundo a natureza do rejeito ao qual o radioelemento está
incorporado, assegurando que a medida da atividade no momento da eliminação não
exceda 1,2 vezes a radiação de fundo do local” (REPUBLIQUE FRANÇAISE, 2002).
Considera-se meio ambiente todo o lugar fora das áreas restritas e controladas. Portanto
quando o RR sai do departamento médico ou de pesquisa, em que foi gerado e estava
armazenado, e é transportado para o local de armazenamento final dos RSS, já deve estar em
conformidade com níveis ambientais. Assim sendo, um RR só pode sair da área de
armazenamento quando houver comprovação de que não é mais rejeito, mas apenas resíduo, com
Material Isento
Material para
reciclagem
RES
Í
DUO RADIOATIVO
COLETA
SEGREGAÇÃO
Contactar a CNEN
Re
j
eito Radioativo
Sim
N
ão
Eliminação por via
convencional
MEIA-VIDA
> 60 DIAS
Tratamento
Acondicionamento
Decaimento até Limite
de Eliminação
60
dose indistinguível da radiação de fundo. No Brasil, a norma CNEN-NE-6.05 preconiza: “A
eliminação de rejeitos sólidos no sistema de coleta de lixo urbano deve ter sua atividade limitada
a 7,5 x 10
4
Bq/kg (2
µ
Ci/kg)” (CNEN, 1985).
2.8 Disposição final dos resíduos de serviço de saúde
Os RRSS após o prazo estabelecido para o decaimento devem ser destinados como RSS
comuns, respeitadas as limitações de periculosidade (BRASIL, 2004; COUTO et al, 2003).
De acordo com Fonseca (1999), citado por Cussiol (2000), para a destinação final dos
resíduos existem métodos de disposição no solo recomendáveis sanitária e tecnicamente e outros
não. Os métodos mais comuns são:
− aterro sanitário;
− aterro controlado e
− lixão.
Na norma NBR 8.419 (ABNT, 1984) define-se aterro sanitário como uma técnica de
disposição de resíduos sólidos urbanos no solo, sem causar danos à saúde pública e à sua
segurança, minimizando os impactos ambientais, método este que utiliza princípios de engenharia
para confinar os resíduos sólidos à menor área possível e reduzi-los ao menor volume
permissível, cobrindo-os com uma camada de terra na conclusão de cada jornada de trabalho ou a
intervalos menores, se for necessário.
A área destinada ao aterro sanitário, após estudos geológicos, deve ser impermeabilizada
e protegida dos efeitos da chuva. Os líquidos percolados devem ser captados e tratados. Os gases
liberados durante a decomposição também devem ser captados e podem ser queimados ou
mesmo utilizados como fonte de energia. A área do aterro deverá ser cercada e ter o acesso
controlado e a quantidade de lixo depositado pesada (AMBIENTE BRASIL, 2004).
O aterro controlado é semelhante ao aterro sanitário, porém difere deste pela falta de
impermeabilização e pelo não tratamento do chorume e dos gases gerados. Neste tipo de aterro a
qualidade das águas subterrâneas pode ser comprometida (AMBIENTE BRASIL, 2004).
O lixão é um local onde há uma inadequada disposição final dos resíduos sólidos, que se
caracteriza pela simples descarga sobre o solo sem medidas de proteção ao meio ambiente.
Usualmente este local tem livre acesso de catadores de lixo e animais. Ainda hoje é a forma mais
comum de destinação de resíduos sólidos (AMBIENTE BRASIL, 2004).
61
Em Belo Horizonte os RSS são destinados a Central de Tratamento e Destinação final de
Resíduos Sólidos da BR-040, onde se localiza o aterro sanitário.
2.9 Estudos teórico-experimentais já realizados
A gestão de resíduos sólidos é hoje uma das questões que mais preocupam autoridades
de todo mundo, tendo sido pauta privilegiada da Urbis 2003, feira e congresso internacional da
cidade de São Paulo. Neste evento esteve presente inclusive representação da ONU (BOLSA DE
RESÍDUOS, 2003).
A legislação e diversos trabalhos apontam que a gestão dos recursos e consequentemente
a qualidade do gerenciamento será mais eficiente com a participação da comunidade. Em Belo
Horizonte o orçamento participativo abre espaço para a população atuar em questões ambientais e
de saneamento (PBH, 2003).
Inúmeros estudos fazem referência à legislação e a orientações teóricas sobre
gerenciamento de resíduos de serviço de saúde, mas poucas publicações são encontradas sobre
trabalhos experimentais de rejeitos radioativos de serviço de saúde. O assunto rejeito radioativo é
pouco discutido na maioria das publicações encontradas, sendo na maioria apenas citado como
resíduo do grupo C. A ênfase preponderante é sempre dada ao aspecto infectante dos resíduos de
serviço de saúde (BOLSA DE RESÍDUOS.SP, 2003; IBPS, 2003; FASSINA et al.,1998 e
MATTOS et al, 2004).
Um grupo de pesquisadores da UNIFESP de São Paulo desenvolveu um estudo
comparativo entre diferentes métodos de gerenciamento de tecnécio-99 gerado em serviços de
medicina nuclear em que concluiu que os tempos de armazenamento estimados para resíduos
sólidos acondicionados em sacos variou de 67,9 horas a 89,3 horas até atingirem o valor legal de
liberação (MATTOS et al, 2004a).
Este mesmo grupo desenvolveu um banco de dados para informatização do
gerenciamento dos rejeitos radioativos do complexo UNIFESP/Hospital São Paulo. O banco de
dados facilita o levantamento de dados estatísticos e possibilita um efetivo gerenciamento dos
rejeitos gerados e a criação de um inventário destes rejeitos (MACIEL e MEDEIROS, 2004).
Caetano (2004) fez uma revisão bibliográfica em que resume a legislação aplicável ao
tratamento e disposição final dos resíduos de serviços de saúde. Verificou que segundo as
resoluções CONAMA números 05/1993 e 283/2001 (BRASIL, 1993, 2001) e Resolução RDC
número 33 da ANVISA de 2003 (BRASIL, 2003), os resíduos do grupo C – Rejeitos Radioativos
62
– devem ser gerenciados segundo exigências definidas pela Comissão Nacional de Energia
Nuclear, especificamente as Normas CNEN-NE- 6.05 (CNEN, 1985) e CNEN-NE-3.05 (CNEN,
1996). Brito (2000) aborda a coleta seletiva de resíduos como uma alternativa para a redução do
volume de lixo enviado ao solo para deposição. Ele pretende, através de abordagens educativas,
despertar nas pessoas envolvidas com a geração de rejeitos e, em especial, com os resíduos de
serviços de saúde, uma consciência crítica sobre a sua responsabilidade como geradores de
resíduos e poluidores do meio ambiente.
Cussiol (2000) estudou o gerenciamento intra-hospitalar de resíduos de serviços de
saúde com o objetivo de otimizar todas as operações que compõem um sistema de gerenciamento
interno de resíduos, de forma a melhorar o desempenho ambiental de um hospital público de Belo
Horizonte e, também, os aspectos ocupacionais químicos, biológicos, de exigência de esforço
físico excessivo/postura inadequada e de acidentes. Concluiu-se que é premente a necessidade de
investir na melhor formação dos profissionais da área de saúde, a fim de alcançar as mudanças de
condutas consideradas ocupacional e ambientalmente nocivas e, também, de investir em
programas de gerenciamento que, com certeza, requerem verba específica. Como conclusão final,
seu trabalho permitiu verificar que as legislações e normas vigentes necessitam ser revistas e
reformuladas à luz de pesquisas aplicadas, as quais dariam suporte técnico e científico para o
delineamento de uma política nacional de gerenciamento de resíduos que atenda às necessidades
reais de segurança e de saúde ocupacional e ambiental, compatíveis com a realidade econômica
de cada região geográfica do Brasil.
Pesquisadores do Instituto de Engenharia Nuclear – IEN – CNEN/RJ desenvolveram um
Monitor de Rejeitos Hospitalares (MRH) que fornece uma indicação de alarme quando o nível de
radiação do rejeito radioativo sólido, a ser liberado por hospitais, clínicas e laboratórios para o
serviço de coleta de lixo urbano, ultrapassa um valor previamente estabelecido como nível de
radiação máximo para liberação, com base na norma CNEN-NE-6.05 (OLIVEIRA et al., 2002).
O equipamento MRH é composto de um monitor de radiação acoplado a uma sonda
detectora de iodeto de sódio dopado com tálio [NaI (Tl)]. O tempo de resposta deste monitor é de
1 segundo, o que o torna capaz de efetuar monitoração instantânea. O monitor foi instalado no
Hospital Albert Einstein em São Paulo. Durante 60 dias em que o monitor foi avaliado neste
hospital o alarme foi acionado em 11 oportunidades, nas quais foi constatado que os rejeitos
63
radioativos gerados por procedimentos de Medicina Nuclear estavam sendo liberados antes do
tempo de decaimento necessário (OLIVEIRA et al., 2002).
Uma visita técnica realizada a CAVO SERVIÇOS E MEIO AMBIENTE (CAVO, s.d.),
empresa responsável pela gestão total de resíduos de serviços de saúde em São Paulo confirmou
informes de que estavam chegando à central de tratamento da empresa uma quantidade
significativa de caminhões contendo RR, o que a obrigou a utilizar um detector do tipo Geiger
para monitorar o conteúdo dos caminhões que chegavam. Caminhões que apresentassem
contagens acima de 10.000 cps eram retidos em quarentena.
Segundo Alvim (2003), responsável pelo gerenciamento das instalações, após o
monitoramento dos caminhões a incidência de positividade estava diminuindo e que a empresa
coletora de RSS, também terceirizada, estava monitorando o conteúdo dos contêineres de RSS na
origem, não coletando aqueles que contivessem RR.
Evdokimoff e colaboradores (1994) pesquisaram, usando cintilômetros, a presença de
rejeitos radioativos nos resíduos sólidos comuns e de serviços de saúde do Hospital Central da
cidade de Boston, nos Estados Unidos. Os resíduos sólidos comuns e os RSS foram monitorados
com cintilômetros de cristal de iodeto de sódio. O material era considerado radioativo quando a
contagem obtida excedia em duas vezes a contagem da radiação de fundo do local. Critério
semelhante era adotado pelos aterros sanitários regionais. No estado de Massachussetts os aterros
sanitários monitoram os RSS com detectores e rejeitam aqueles que apresentam material
radioativo, inclusive excreta de pacientes, que pela lei, como no Brasil, poderiam ser descartados
no sistema público de esgoto (CNEN, 1996). Para a caracterização de rejeito radioativo a
atividade considerada como duas vezes a radiação de fundo foi de 96 kBq (2,6γCi) para o Tc-
99m a 30 cm dos embalados. Quando possível o radionuclídeo foi identificado utilizando-se um
analisador multicanal, também de iodeto de sódio. O radionuclídeo mais comumente encontrado
foi o tecnécio-99m. Durante um período de três meses, nos quais foram realizados 650
procedimentos de MN no hospital, foi detectada radioatividade em aproximadamente 20% das
campanhas diárias nos materiais já preparados para o transporte externo. Não foi identificada
nenhuma mistura de radionuclídeos. Limitações de tempo, espaço e segurança não permitiram o
estudo de todos os embalados positivos para radioatividade. Evdokimoff e colaboradores (1994)
concluíram que há benefícios no monitoramento radiológico, tanto do lixo hospitalar, como dos
resíduos resultantes das atividades específicas de serviços de saúde, o que levaria a uma redução
64
dos riscos de exposição dos trabalhadores, da contaminação ambiental e também poderia
localizar uma fonte radioativa extraviada, o que é uma ocorrência muito rara, mas possível. As
medidas de controle preconizadas pelos autores são um gerenciamento integrado com troca de
informações e experiências entre os responsáveis pela geração dos RSS e as instituições de
disposição final. Como conseqüência dos dados obtidos na pesquisa, o Hospital Central de
Boston instalou detectores para monitoramento dos resíduos sólidos comuns e também dos
resíduos de serviços de saúde do hospital, antes dos mesmos serem disponibilizados para o
sistema de coleta e disposição final.
Beretta e colaboradores (1997) avaliaram os impactos causados pelo manuseio, transporte,
tratamento e disposição de RRSS ao meio ambiente e trabalhadores. Concluíram que não havia
necessidade de monitoramento dos RSS comuns, mas que seria aconselhável um programa de
monitoramento aleatório, com ênfase no estudo dos resíduos advindos dos departamentos com
maior probabilidade de existência de resíduos radioativos.
Restori e Borrini (1994) fazendo referência aos trabalhos de Evdokimoff e colaboradores
(1993), colocam que o problema de recusa pelos aterros sanitários em receber RSS contendo
rejeito radioativo também existe na cidade de Parma na Itália, inclusive já tendo ocorrido na
“Azienda Ospedaliera di Parma”, hospital em que trabalham. Aqueles autores salientam que é
importante, além do monitoramento dos embalados antes da liberação para transporte e coleta,
identificar a origem dos RSS contendo rejeitos, inclusive com a colocação de etiquetas que
possam identificar a origem dos RR, o que auxiliaria na modificação de condutas inadequadas de
gerenciamento.
Os trabalhos experimentais encontrados na literatura foram realizados dentro das
instituições hospitalares ou similares nas quais são utilizados radiofármacos, na tentativa de
eliminar ou minimizar o problema da liberação de resíduos radioativos para o sistema de coleta e
disposição final (EVDOKIMOFF, 1993; RESTORI e BORRINI, 1994; CUSSIOL, 2000;
CAETANO, 2004; MATTOS, 2004).
Na pesquisa bibliográfica realizada não foram encontradas publicações com referência a
trabalhos experimentais realizados nas fases de transporte e disposição final dos RSS.
65
3. METODOLOGIA
Para se atingir o objetivo formulado, o trabalho experimental foi realizado em três
etapas:
− Estudo do sistema de coleta e disposição final dos Resíduos de Serviços de
Saúde - RSS do município de Belo Horizonte. Foram analisados documentos da
Superintendência Municipal de Limpeza Urbana - SMLU, como planilhas,
mapas e roteiros de coleta, além da realização de visitas técnicas à Central de
Tratamento de Resíduos Sólidos de Belo Horizonte, localizada na BR-040 e à
sede da SMLU em Belo Horizonte;
− Seleção e calibração dos equipamentos. Os detectores foram selecionados
considerando dados da literatura e os conhecimentos e a experiência dos
pesquisadores do CDTN. Optou-se por detectores por cintilação que permitiriam
identificar pequenos aumentos dos níveis de radiação em relação à “radiação de
fundo” e também determinar o radiofármaco gerador da mesma;
− Medidas de campo. Foram utilizados os detectores selecionados para avaliar a
presença de atividade radioativa acima da radiação de fundo no aterro sanitário
da Central de Tratamento de Resíduos Sólidos de Belo Horizonte – CTRS BR –
040. As medidas foram feitas no conteúdo de caminhões de RSS que chegavam
e eram descarregados neste aterro.
3.1 Sistema de Coleta e Disposição de RSS da SMLU – Belo Horizonte
Inicialmente, foi feito o estudo da dinâmica de coleta, transporte e disposição final dos
resíduos de serviços de saúde em Belo Horizonte.
A Central de Tratamento de Resíduos Sólidos – CTRS BR-040 está localizada no km
531 da BR-040 – Jardim Filadélfia, região noroeste de Belo Horizonte, ocupando uma área total
de 145 hectares. A CTRS BR-040 tem como finalidade receber, tratar e dispor de forma
definitiva o lixo gerado no Município de Belo Horizonte. Na FIG. 24 é apresentada uma vista
geral da CTRS BR-040. Dentre as unidades que fazem parte dessa central, as principais são o
aterro sanitário, a unidade de compostagem, o sistema de balanças, a unidade de educação
ambiental, o departamento de transporte e os escritórios administrativos.
66
FIGURA 24 – Vista geral da Central de Tratamento de Resíduos Sólidos de Belo
Horizonte – CTRS BR-040.
A CTRS BR-040 aceita apenas resíduos do município de Belo Horizonte. As empresas
geradoras particulares devem cadastrar-se previamente e pagar tarifas de acordo com uma tabela
de preços públicos (PREFEITURA DE BELO HORIZONTE, 2004).
No Aterro Sanitário os RSS são depositados sobre o solo, compactados por tratores e
cobertos por terra ao final de cada dia, visando minimizar os impactos ambientais negativos.
O sistema de balanças fica localizado na entrada da CTRS BR-040. É composto por três
balanças interligadas que possibilitam o controle e registro das categorias e quantidades de
resíduos que adentram na Central, como mostrado na FIG. 25.
FIGURA 25 – Sistema de balanças com veículo transportador de RSS
no momento da pesagem.
67
O uso de áreas para tratamento de resíduos pode levar a impactos ambientais. O plano de
monitoramento da CTRS BR-040 consiste no acompanhamento constante da evolução do sistema
de tratamento e disposição final com o objetivo de minimizar impactos ambientais negativos. O
monitoramento ambiental visa acompanhar as condições do meio físico em função do uso do
solo. São monitoradas a qualidade do ar, das águas superficiais e subterrâneas. O monitoramento
da operação objetiva a avaliação da eficiência do processo de tratamento dos resíduos, sendo
também um instrumento para a detecção de eventuais falhas que possam provocar acidentes e,
consequentemente, impactos ambientais negativos. São monitorados líquidos percolados, gases,
nível da manta líquida, grau de compactação e recalques.
O monitoramento contínuo dá subsídio para uma operação adequada e adoção de
medidas corretivas. Na CTRS BR-040 não há nenhum tipo de monitoramento radiológico.
A Prefeitura de Belo Horizonte emprega, nos serviços de limpeza urbana, 4.971 pessoas
(outubro de 2004). O aterro da BR-040 recebeu em 2004, 1.258.482,48 toneladas de resíduos
sólidos. Deste total 12.611,03 (1%) foram Resíduos de Serviço de Saúde (BATISTA, 2005;
PREFEITURA DE BELO HORIZONTE, 2004b).
Os Resíduos de Serviços de Saúde são os gerados em estabelecimentos prestadores de
serviços de saúde, tais como: hospitais, casas de saúde, sanatórios, prontos-socorros, clínicas
médicas e veterinárias, postos de saúde, laboratórios e farmácias. Os RSS devem ser apresentados
para a coleta previamente acondicionados em sacos plásticos resistentes ou em contêineres
especiais. São coletados e transportados em veículos compactadores e/ou veículos leves
adaptados exclusivamente para a atividade. Em outubro de 2004 foram coletadas 1.052 toneladas
de resíduos de serviços de saúde.
O sistema de coleta dos RSS compreende as etapas: saída da garagem, coleta nos
estabelecimentos geradores, seguindo-se roteiros previamente estabelecidos até a Central de
Tratamento de Resíduos Sólidos da BR-040 – CTRS BR-040, pesagem, descarga no Aterro
Sanitário e saída para outras viagens, que chegam a ser em número de três para o caminhão que
faz as coletas do roteiro A. Ao final das viagens do dia os caminhões são lavados e seguem para
pernoite na garagem da SMLU.
Na FIG. 26 mostra-se um caminhão no momento da descarga dos RSS na frente de
trabalho do aterro sanitário.
68
FIGURA 26 – Descarga de RSS no aterro sanitário.
Os veículos que fazem a coleta e o transporte dos RSS são caminhões, furgões e
motocicletas. Os caminhões são brancos, com a carroceria fechada e equipada com compactador
e apresentam sinalização e identificação específica para RSS (FIG. 27). Para esta coleta a SMLU
possui frota própria e empresas terceirizadas. Em 2004 das 12.611,03 toneladas de RSS aterradas
na Central de Tratamento de Resíduos Sólidos da Br-040, 11.287,42 toneladas (89%) foram
coletadas por veículos da SMLU. As medições foram realizadas somente no conteúdo dos
caminhões da frota oficial da SMLU (BATISTA, 2005).
FIGURA 27 – Caminhão e furgão coletores de RSS.
A Superintendência Municipal de Limpeza Urbana - SMLU disponibilizou os dados dos
5 roteiros de coleta de RSS existentes em Belo Horizonte, mostrados na FIG. 28. Co-existem os
sistemas de coleta manual e basculante dos contêineres, que já operam em alguns hospitais
maiores, sendo este último a forma preconizada para otimizar a coleta.
69
FIGURA 28 – Roteiros de coleta de RSS do município de Belo Horizonte (PBH, 2004).
No aterro, os RSS que chegam em veículos específicos (caminhões e furgões) são
depositados e cobertos por resíduos urbanos comuns. A seguir este conjunto é compactado,
sempre havendo resíduos comuns entre os RSS e a superfície de compactação.
O estudo da documentação gerou a TAB. 5, em que foi sumariado o número de
estabelecimentos atendidos em cada roteiro e o número de locais onde haveria a possibilidade de
ser gerado rejeitos radioativos (RR).
TABELA 5 - Número de possíveis geradores de RRSS por roteiro estabelecido pela SMLU.
ROTEIRO
NÚMERO DE LOCAIS
DE COLETA
NÚMERO DE LOCAIS
GERADORES
(PROVÁVEIS)
A 45 2
B 46 4
C 36 3
D 32 1
E 33 3
Total 192 13
BASE: junho de 2004
Obtiveram-se também os dados sobre roteiros, horários e periodicidade da coleta dos
resíduos dos serviços de saúde para cada roteiro e, a partir destes dados foi estabelecida a
70
metodologia preliminar para o trabalho de campo. No Anexo B é apresentado um exemplo dos
locais e itinerários de coleta dos RSS em Belo Horizonte.
O apêndice A foi elaborado a partir das informações sobre a dinâmica de coleta nos
diversos roteiros e nele são apresentados dados de identificação dos caminhões, horário de início
dos trabalhos de coleta do dia e os horários prováveis de coleta em cada estabelecimento e de
chegada à central de balanças da CTRS BR-040, onde os dados sobre peso líquido e bruto dos
caminhões são impressos em ticket específico.
Foi feito o planejamento inicial de como os dados experimentais poderiam ser obtidos na
CTRS BR-040, o que incluiria acesso à pesagem dos caminhões e mensurações externas dos
veículos, seguidas de mensurações diretamente sobre os RSS.
Foi feito o acompanhamento de veículos coletores de RSS e registro de dois tipos de
veículos de coleta (caminhão e furgão), bem como “da frente de aterro” (FIG. 29), nome que
recebe o local onde os resíduos sólidos (RS) são descarregados, inclusive os RSS.
FIGURA 29 – Frente de Aterro.
3.2 Seleção e Calibração dos Equipamentos
A segunda etapa foi a definição dos equipamentos adequados para as medidas que
seriam realizadas na aterro sanitário e que pudessem confirmar ou afastar a suspeita da presença
de rejeito radioativo nos RSS de Belo Horizonte. Eles deveriam ser portáteis, precisos e robustos,
bem como ter sensibilidade suficiente para o trabalho proposto.
71
O detetor mais indicado para a pesquisa, na qual esperavam-se valores de radiação
pouco maiores do que aqueles da radiação de fundo, foi o detetor por cintilação, mais sensível e
capaz de fornecer, inclusive, o espectro da radiação, o que permite identificar o radionuclídeo.
Para as pesquisas de varredura do conteúdo dos caminhões foi utilizado o SPP-2 da
SRAT, fabricado na França e otimizado no setor de proteção radiológica do CDTN para torná-lo
mais sensível, o que permitiu avaliar contagens na faixa de 50 a 15.000 contagens por segundo
(cps).
O cintilômetro SPP-2 da SRAT é robusto, totalmente metálico e apresenta 5 faixas de
leitura. A primeira vai até 150 cps. A segunda avalia de 0 a 500 cps. A terceira de 0 a 1.500 cps.
A quarta faixa cobre de 0 a 5.000 cps e a última de 0 a 15.000 cps. Este detetor tem uma
resolução máxima de contagem de 15.000 cps. A partir de 15.000 cps a avaliação é qualitativa e
não quantitativa, isto é: sabe-se que a atividade está acima de 15.000 contagens, mas não é
possível sua quantificação.
Na FIG. 30 é mostrado o cintilômetro SPP-2 na sua embalagem de proteção e de
transporte e em operação, respectivamente.
FIGURA 30 – Cintilômetro SPP-2 na embalagem e em operação.
Para a determinação do radionuclídeo selecionou-se um cintilômetro acoplado a um
analisador multicanal. Este equipamento, o nanoSPEC, é portátil (450g), sensível aos níveis de
radiação pesquisados e capaz de fornecer o espectro de radiação diretamente. Possui uma porta
serial para ser conectado a um microcomputador convencional. Ele pode ser utilizado para as
72
medições e determinações qualitativas, informando, quando houver atividade acima do
estabelecido na norma, qual é o radionuclídeo gerador da mesma.
O nanoSpec da Target é de operação complexa, dependendo de uma fonte energética
interna. A medição quantitativa faz-se através de um sequenciamento de pulsos, cuja freqüência
aumenta proporcionalmente com a atividade. Nesta pesquisa não foi utilizado para medir a
atividade e sim para identificar o espectro do radionuclídeo gerador da atividade radioativa que
era constatada e quantificada pelo cintilômetro SPP-2. O “software” correspondente tem um
banco de dados com os radionuclídeos e suas correspondentes energias de ativação. Pôde-se
avaliar e calibrar o equipamento utilizando-se os recursos do software. A calibração inicial foi
feita usando-se uma fonte de césio-137, uma vez que este radionuclídeo tem picos de energia
bem característicos. Para identificação do radionuclídeo o nanoSPEC era conectado a um
microcomputador e o espectro era apresentado na tela, podendo ser salvo em arquivo específico
para posterior análise. Na FIG. 31 são apresentados o detector nanoSPEC e o espectro resultante
de uma amostra de césio-137.
FIGURA 31– NanoSPEC conectado ao computador e mostrando o espectro do
137
Cs.
3.2.1 Confecção do Fantoma
Para que fosse possível calibrar os detetores para as concentrações de radionuclídeos e o
tipo de material encontrado nos RSS no Aterro Sanitário preparou-se um fantoma de 2 kg e
aproximadamente 20 litros, composto de um saco plástico preenchido com produtos sólidos
semelhantes ao conteúdo de um volume de RSS padrão, conforme trabalho elaborado por Soares
et al. (2000). Este fantoma teve seus seis lados marcados com letras de A a F e serviu como
simulador dos rejeitos que seriam medidos no Aterro.
73
Como nas visitas realizadas em serviços de medicina nuclear e radiologia não foi
constatada quantidade significativa de produtos líquidos, mas apenas papel e produtos
algodonosos úmidos, e levando em consideração que a CTRS BR-040 não aceita para disposição
final resíduos molhados (PREFEITURA DE BELO HORIZONTE, 2005), preparou-se o fantoma
apenas com produtos sólidos e secos, preservando-se, no entanto, os constituintes básicos do RSS
estudados por Soares e colaboradores (2000).
Na preparação do fantoma, substituíram-se alguns componentes de custo elevado por
outros de constituição semelhante. Algodão e adesivos foram substituídos por tecidos de algodão
e plástico, respectivamente. Em um saco plástico de 20 litros foram colocados materiais similares
e na mesma proporção aos encontrados em RSS típico (SOARES et al., 2000; ANDRADE,
1999). Na FIG. 32 e TAB. 6 são apresentados o fantoma, em três posições, e sua composição,
respectivamente.
FIGURA 32 – Resíduo de Serviço de Saúde Simulado (Fantoma).
74
TABELA 6 – Composição Gravimétrica do Fantoma elaborado no CDTN.
PRODUTO PESO (g) %
Borracha/Látex 446,0 22,3
Isopor 377,0 18,9
Filme 163,0 8,2
Pano 177,3 8,9
Papel 349,5 17,5
Papel alumínio 8,4 0,5
Papelão 140,5 7,0
Plástico 103,0 5,2
Vidro 234,5 11,7
TOTAL 2.000,0 100,0
VOLUME 20 litros
3.2.2 Calibração dos equipamentos usando o fantoma
Para se estabelecer o conceito de rejeito radioativo, de forma que fosse possível aplicá-lo
nas atividades de campo, utilizaram-se radiofármacos contendo os radionuclídeos iodo-131 e
tecnécio-99m. Estes radionuclídeos foram selecionados por serem utilizados na grande maioria
dos procedimentos de medicina nuclear.
Frascos contendo radiofármacos destes radionuclídeos com atividade conhecida foram
colocados no interior do fantoma e realizaram-se medições até que a atividade da amostra
atingisse o limite para liberação ambiental. No caso do fantoma, que pesava 2 kg, o limite de
liberação seria de 150 kBq (4µCi), o que equivale a 75 kBq/kg (2µCi/kg), de acordo com a norma
CNEN–NE–6.05 (1985). Estas medições, em cps, foram realizadas em seis pontos diferentes do
fantoma (FIG. 32) com o cintilador SPP-2 da SRAT.
No momento em que se iniciaram as medições foram observados valores acima de
15.000 contagens por segundo em todos os pontos de medida do fantoma. Foram feitas medidas
seqüenciais considerando a meia-vida de cada radionuclídeo, ou seja, foram feitas medições a
cada seis horas para o tecnécio e a cada 8 dias para o iodo. O momento exato em que os
radionuclídeos atingiriam a atividade passível de liberação ambiental, de acordo com a norma
CNEN–NE–6.05 (1985), foi estabelecido usando-se a equação de decaimento.
t
T
ln
eAA
⋅
⎟
⎠
⎞
⎜
⎝
⎛
−
∗=
2
0
na qual:
75
A = Atividade final no tempo t (Bq)
A
0
= Atividade inicial (Bq)
T = meia-vida do radionuclídeo (s)
t = tempo (s)
3.3 Medidas de Campo
A etapa final do trabalho experimental foi a realização das medidas de radiação nos RSS
que chegavam ao Aterro Sanitário.
3.3.1 Planejamento das medidas
De acordo com as informações obtidas na CAVO (CAVO, 2003) em São Paulo sobre a
presença de RR nos RSS que chegavam a central de tratamento daquela cidade esperava-se um
grau reduzido de positividade para RR em Belo Horizonte.
Para que pudesse ser estabelecido com segurança o planejamento das medições e para
que os resultados fossem confiáveis a Profª. Marta A. Freitas (FREITAS, 2003), do
Departamento de Estatística da UFMG, forneceu orientação sobre a coleta e a qualidade de
informações que deveriam ser obtidas junto a SMLU para a elaboração das planilhas que iriam
subsidiar a pesquisa. Foi com base nesta orientação que foi feito o levantamento dos mapas de
roteiros (Apêndice A), a freqüência de coleta de cada um e, dentre estes, qual atende locais onde
há a possibilidade de coleta de Rejeitos Radioativos. Com estas informações foi elaborado o
planejamento estatístico para a realização das medidas no Aterro (Anexo C).
A partir destas informações FREITAS (2003) elaborou um planejamento que previa a
mensuração da radioatividade num total de 36 caminhões que chegassem ao aterro em
aproximadamente 4 semanas, de segunda a sábado, numa seqüência contínua diurna e noturna,
com intervalo de 5 caminhões entre cada medida, independente de dia da semana, horário ou
roteiro (ANEXO C).
Exemplo: Seria medido um caminhão que seria considerado o número 1 dos 36. A partir
deste deveria ser avaliado o caminhão 6, o 12, o 18 e assim por diante até completar 36
caminhões.
3.3.2 Medidas no Aterro
Realizaram-se medições na Central de Tratamento e Disposição Final de Resíduos
Sólidos de Belo Horizonte no período de 20 de abril a 7 de junho de 2004.
76
Inicialmente media-se a radiação de fundo da “frente de aterro” (local onde são
despejados os resíduos). Em seguida o caminhão com os RSS despejava todo o seu conteúdo
neste local. O material era nivelado e quarteado por um trator em porções de aproximadamente
60 cm de altura, comparável a altura do fantoma (FIG. 33 e 34).
FIGURA 33 – Caminhão despejando RSS.
FIGURA 34 – RSS quarteado pronto para a medição.
Com o cintilômetro mediam-se as contagens advindas do material e registravam-nas em
um mapa. Estas medidas eram realizadas caminhando-se sobre os RSS espalhados em linhas
paralelas de aproximadamente 1 metro. Neste movimento o detetor era mantido a
aproximadamente 30 cm do material analisado (FIG. 35).
77
FIGURA 35 – Medição de varredura e detalhe das contagens
Quando se detectavam contagens pontuais muito acima da radiação de fundo e era
possível segregar o resíduo gerador desta atividade, este era recolhido num saco plástico e
identificava-se o radionuclídeo com o nanoSPEC. Na FIG. 36 é mostrada a avaliação com o
nanoSPEC de um embalado rompido de RSS e o espectro obtido, correspondente ao
radionuclídeo tecnécio-99m.
FIGURA 36 – Utilização do nanoSPEC na identificação de um espectro de
99m
Tc.
Mesmo nos casos de positividade significativa optou-se por não tentar identificar o
estabelecimento de origem do material, por fugir ao escopo da pesquisa.
As medidas foram realizadas em todos os dias de coleta, de segunda-feira a sábado, em
25 caminhões de todos os roteiros, em pelo menos 3 caminhões de cada roteiro, abrangendo um
período de amostragem de aproximadamente 8 semanas. No Apêndice B são apresentados todos
os resultados destas medições.
78
4. RESULTADOS E DISCUSSÃO
Com o nanoSPEC foi feito o levantamento em amostras de radiofármacos com
radionuclídeos e atividade conhecidos . Obtiveram-se os espectros de energia do
131
I e do
99m
Tc
durante 5 minutos, os quais serviram de modelo comparativo para os picos obtidos no aterro
sanitário (FIG. 37 a 39).
FIGURA 37 – Pico padrão experimental do iodo-131.
FIGURA 38 – Pico padrão experimental do tecnécio-99m.
79
FIGURA 39 – Pico padrão experimental do tecnécio-99m, calibrado.
Os resultados das medidas para a calibração usando-se o fantoma, para o
estabelecimento do valor de corte, acima do qual não se teria dúvida sobre a presença de rejeito
radioativo, são apresentados na TAB. 7 e 8 e nas FIG. 40 a 43. Em todas as campanhas de
medições foi anotado o valor da radiação de fundo, presentes nas TAB. 7 e 8 na coluna “BG.” Os
valores nas tabelas incluem o valor da radiação de fundo (BG) e aqueles nas faces de A a F do
fantoma. Nas FIG. 40 e 42 estas medidas são apresentadas graficamente em sua totalidade e nas
FIG. 41 e 43, na região de interesse.
Considerando o peso do fantoma que é 2 kg, no momento em que a atividade era de 7,5
x 10
4
Bq/kg (2µCi/kg) a amostra de tecnécio-99m apresentava 540 cps, medidas pelo
cintilômetro utilizado em todas as campanhas realizadas (TAB. 7 e FIG. 40 e 41). Todas as
medidas foram feitas com o detector a aproximadamente 30 cm de cada face do fantoma. Em
situação semelhante, a amostra de iodo-131 apresentou 470 cps (TAB. 8 e FIG. 42 e 43). Estes
foram os maiores valores medidos na superfície do embalado, no momento em que este
apresentava atividade passível de liberação ambiental.
80
TABELA 7 – Resultados obtidos na medição (cps) nas faces de A a F do fantoma contendo
tecnécio-99m.
FACESATIVIDADE
(µCi)
TEMPO
(h)
A B C D E F
BG
35500,00 0,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 70
17752,61 6,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 65
8877,61 12,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 65
4439,46 18,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 65
2220,06 24,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 70
1110,19 30,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 70
555,18 36,0 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 15.000 70
138,84 48,0 14.500 13.000 13.000 7.600 5.000 7.600 70
69,43 54,0 7.500 6.000 7.400 5.000 2.500 5.000 70
34,72 60,0 4.000 3.100 3.500 2.600 1.500 2.900 70
8,689 72,0 1.100 950 1.000 750 450 750 70
4,34 78,0 600 550 600 420 270 440 70
4,00 78,71 540 480 530 350 240 400 70
3,94 78,83 500 450 500 310 210 390 70
2,17 84,0 320 260 320 210 160 250 70
0,54 96,0 150 130 150 120 100 125 70
0,27 102,0 100 90 110 90 85 90 70
0,14 108 90 85 100 85 80 80 75
0,03 120 75 75 75 75 75 75 75
81
Atividade x Contagens
0
2.000
4.000
6.000
8.000
10.000
12.000
14.000
16.000
0 100 200 300 400 500 600
Atividade (µCi)
Contagens (cps)
A B C D E F BG
FIGURA 40 – Resultados das medidas para a calibração do fantoma com
99m
Tc realizadas com o
cintilômetro SPP- 2 nas diversas faces.
0
200
400
600
800
1.000
1.200
0,00 2,00 4,00 6,00 8,00 10,00
Atividade em 2 kg (µCi)
Contagem no Fantoma (cps)
A B C D E F BG
FIGURA 41 – Detalhe dos resultados das medidas para a calibração do fantoma com
99m
Tc na
faixa de liberação como Resíduo de Serviço de Saúde.
82
TABELA 8 - Resultados obtidos na medição (cps) nas faces de A a F do fantoma contendo iodo-
131.
FACESATIVIDADE
(µCi)
TEMPO
(h)
A B C D E F
BG
350,00 0 15000 15000 15000 15000 15000 15000 70
61,01 487 7500 5000 6000 5000 2500 2500 70
16,83 846 1500 1550 1480 1400 1150 900 65
10,04 990 1100 900 800 750 600 700 70
5,52 1157 700 600 600 500 450 500 70
4,20 1233 470 450 450 300 200 200 65
1,65 1493 250 200 240 200 130 150 70
Atividade x Contagens
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
16000
0 50 100 150 200 250 300 350 400
Atividade (
µ
Ci)
Contagens (cps)
A B C D E F BG
FIGURA 42 – Resultados de todas as medidas para a calibração do fantoma com
131
I realizadas
com o cintilômetro SPP-2 nas diversas faces.
83
Atividade x Contagens
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
1800
024681012141618
Atividade (
µ
Ci)
Contagens (cps)
Topo (A) B C D E F
FIGURA 43 – Detalhe dos resultados das medidas para a calibração do fantoma com
131
I na faixa
de liberação como Resíduo de Serviço de Saúde.
Os valores das atividades foram calculados a partir da equação de decaimento
radioativo. As atividades iniciais das amostras de iodo-131 e tecnécio-99m eram de 350 µCi e
35.500 µCi, e suas meias-vidas de 8 dias e 6 horas, respectivamente.
Este tempo foi de aproximadamente 78 horas para o tecnécio e 1.233 horas para o iodo.
No horário previsto para liberação, as amostras apresentavam a medida máxima de 540 cps para
o
99m
Tc e 470 cps para o iodo, respectivamente. Foi considerado o número de contagens por
segundo obtido na face do embalado que apresentava maior atividade.
O limite de 540 cps foi estabelecido para se considerar determinado embalado de RSS
como rejeito radioativo, por apresentar atividade acima do preconizado pela norma CNEN-NE-
6.05. Considerando ainda a radiação de fundo máxima de 80 cps, este valor ainda é pelo menos 6
vezes acima, o que corresponde também ao conceito de rejeito encontrado na literatura
internacional. Evdokimoff e colaboradores (1993) consideraram o limite máximo para liberação
como sendo de 2 vezes a radiação de fundo e a legislação francesa considera o limite de 1,2 vezes
a radiação de fundo. (REPUBLIQUE FRANÇAISE, 1985). A literatura ambiental mais
conservadora considera como rejeito qualquer produto que apresente níveis de radiação acima da
radiação ambiental.
84
As curvas espectrais com os picos de energia do iodo-131 e tecnécio-99m (FIG. 37, 38 e
39) obtidas na fase de calibração dos cintilômetros foram utilizadas como modelo para a
identificação dos radioisótopos no aterro.
Em todas as campanhas a radiação de fundo (back-ground) foi medida com o
equipamento selecionado, não só para efeitos comparativos, mas principalmente para detectar-se
alguma anomalia grosseira no mesmo. A radiação de fundo esteve entre 65 e 80 cps, mesmo em
regiões distintas de Belo Horizonte, como no CDTN, no aterro sanitário e na área hospitalar,
como mostrado na TAB. 09. As medidas da radiação de fundo da região do aterro apresentaram
valores entre 60 e 80 cps.
TABELA 09 – Medidas de radiação de fundo em diversos locais de Belo Horizonte.
LOCAL
RADIAÇÃO DE FUNDO MÁXIMA
(cps)
Portaria 65 – 70
CDTN
Prédio 7 60
ÁREA HOSPITALAR 80
20/04 80
04/05 70
05/05 80
08/05 70
11/05 75
27/05 70
28/05 70
ATERRO
07/06 75
Iniciaram-se as medições seguindo o planejamento estatístico proposto, porém diante da
complexidade do cronograma, dos riscos envolvidos nas medições noturnas e principalmente pela
alta taxa de positividade encontrada já nas primeiras campanhas, foi elaborado outro
planejamento.
Na FIG. 44 é apresentada a cópia de um comprovante de chegada de um caminhão
coletor de RSS na balança da CTRS BR-040, no qual consta a data, o horário, a placa do
caminhão e os pesos bruto e líquido, respectivamente do caminhão e de seu conteúdo de RSS.
85
FIGURA 44 – Cópia de comprovante de entrada de um caminhão no sistema de balanças da
CTRS BR-040 em 7 de junho de 2004.
As medidas eram feitas e registradas em um croqui desenhado de forma a representar as
características topográficas obtidas após descarga, espalhamento, compactação e quarteamento
dos RSS despejados na frente de aterro. Na FIG. 45 está exemplificada uma das campanhas de
medição na qual são mostrados os RSS despejados e as medidas feitas nos diversos montes
resultantes do quarteamento. Em dois deles foram encontradas contagens, em cps, acima da
radiação de fundo. Em um dos montes o detector registrou 220 cps, o que corresponde a uma
atividade abaixo do limite de liberação legal. No entanto no outro, foram encontrados 3
embalagens cujas contagens foram 700, 4.000 e 5.500 cps, respectivamente; todas
correspondendo a atividades acima do limite legal de liberação ambiental.
No apêndice B são apresentados os protocolos e croquis de todas as medidas realizadas.
Foi medido o conteúdo de 25 caminhões provenientes dos cinco roteiros, em todos os
dias da semana (de segunda a sábado), cujos resultados são sumariados na TAB. 10.
Na TAB. 11 são apresentados os resultados reunidos por roteiro.
86
FIGURA 45 – Croqui mostrando o resultado do quarteamento e as contagens obtidas em cada
segmento avaliado.
87
TABELA 10 – Resultados das medidas realizadas no Aterro Sanitário de Belo Horizonte.
AVALIAÇÃO DATA
RADIAÇÃO DE
FUNDO
(CPS)
ROTEIRO
CPS
(MÁXIMO)
RADIONUCLÍDEO
PRODUTO
GERADOR DA
RADIÇÃO
01 20/04/04 80 A + D* 11.000 n.d. n.d.
02 04/05/04 60 C 100 n.d. n.d.
03 04/05/04 65 A 11.000 n.d. n.d.
04 04/05/04 70 B 5.500 n.d. n.d.
05 05/05/04 80 C >15.000 n.d. n.d.
06 08/05/04 60 A 10.000 n.d. Fralda
07 08/05/04 70 B 400 n.d. n.d.
08 08/05/04 70 C 300 n.d. n.d.
09 08/05/04 70 D 550 n.d. Vidros
10 08/05/04 70 E 12.000 n.d. Saco plástico
11 11/05/04 70 A 90 n.d. n.d.
12 11/05/04 75 D 100 n.d. n.d.
13 11/05/04 70 C 75 n.d. n.d.
14 11/05/04 75 B 6.000 n.d. n.d.
15 27/05/04 70 B 1.200 Tc-99m Diversos
16 27/05/04 65 E >15.000 Tc-99m Vidros
17 27/05/04 65 C 6.500 n.d. n.d.
18 28/05/04 70 D 1.850 Tc-99m Fralda
19 28/05/04 65 B 2.350 Tc-99m Diversos
20 28/05/04 65 E 2900 Tc-99m Seringa
21 07/06/04 45 B 75 n.d. n.d.
22 07/06/04 45 E 4.000 I-131 n.d.
23 07/06/04 50 B 50 n.d. n.d.
24 07/06/04 75 A >15.000 Picos atípicos n.d.
* A avaliação foi feita em um volume com RSS de 2 caminhões. n.d. = não determinado
88
TABELA 11 – Resumo das medidas realizadas na Central de Tratamento e Disposição Final de
Resíduos Sólidos de Belo Horizonte.
ROTEIRO
NO. DE CAMINHÕES
AVALIADOS
NO. DE OCORRÊNCIAS
POSITIVAS
LEITURA
MÁXIMA (CPS)
A 4 3 ou 4* 11.000
B 7 4 >15.000
C 7 2 >15.000
D 3 1 ou 2* 1.850
E 4 4 >15.000
Total 25 15
*O conteúdo de dois caminhões, um do roteiro A e outro do roteiro D, foram misturados, impossibilitando
individualizar a origem do material radioativo.
Observa-se que em todos os roteiros foi encontrada positividade, com valores acima do
limite legal para rejeitos radioativos, inclusive valores acima de 15.000 cps. O perfil do
radiofármaco foi estabelecido em 6 casos, por análise espectral, e revelou a presença em 5 casos
do radiofármaco
99m
Tc e, em um caso, de
131
I (FIG. 46).
FIGURA 46 – Pico de iodo-131 encontrado em amostra de RSS no aterro sanitário.
A TAB. 12 mostra as faixas de liberação de rejeitos radioativos preconizada pela AIEA
para diversos radionuclídeos, inclusive o tecnédio-99m e o iodo-131, de forma comparativa com
o preconizado pela CNEN. A partir destes resultados comprovou-se que está havendo liberação
não só acima do estabelecido pela norma nacional que é de 75 Bq/g, mas também pelas
89
recomendações da AIEA, que é de 3Bq/g para o iodo-131 e 30Bq/g para o tecnécio-99m (CNEN,
1985 e IAEA,1996).
TABELA 12 – Faixas para liberação de rejeitos radioativos.
FAIXA DE
CONCENTRAÇÃO
DE ATIVIDADE (Bq/g)
RADIONUCLÍDEO
VALOR
REPRESENTATIVO
ÚNICO
LIMITE LEGAL
BRASILEIRO
(Norma CNEN-6.05)
0.1 – 1
Cs-137
U-235
0,3
75 Bq/g
1 – 10
Co-58
I-131
Ir-192
3 75 Bq/g
10 – 100
Tc-99m
I-123,I-125, I-129
30 75 Bq/g
100 -1.000
C-14
Tc-99
300 75 Bq/g
1.000 – 10.000
H-3
Ca-45
3.000 75 Bq/g
Fonte: IAEA (1996) e CNEN (1985)
90
5. CONCLUSÃO
Após realizar pesquisa na Central de Tratamento de Resíduos Sólidos de Belo
Horizonte, detectou-se radiação acima do limite legal de liberação em 60% do conteúdo dos
caminhões medidos e a presença inequívoca de tecnécio-99m e iodo-131, havendo sinais de que
algumas instituições que utilizam estes materiais não estão observando o preconizado na Norma
CNEN-NE-6.05 (CNEN, 1985), ou seja não está havendo a observância do tempo de decaimento
do material no local gerado, antes de ser liberado para coleta e transporte para o aterro.
O presente trabalho não teve como escopo identificar o local gerador ou estabelecer de
modo sistematizado o impacto desta radiação para os seres humanos e o meio ambiente. No
entanto, considerando que não há limiar de dose para os efeitos estocásticos da radiação em seres
humanos e que as pessoas que estão em contato com este material, fora dos muros das
instalações, não foram informadas, nem preparadas para manipularem material radioativo e,
conseqüentemente não conhecem os efeitos das radiações nem sua prevenção, terão chances
aumentadas de apresentarem a longo prazo doenças radioinduzidas, como o câncer.
Além disto, se existe uma legislação específica, que estabelece o limite de 7,5 x 10
4
Bq/kg (2µCi/kg) para a liberação, cabe a todos os cidadãos brasileiros respeitá-la.
A pesquisa confirmou que há rejeito radioativo circulando em Belo Horizonte, com
riscos de dano à saúde dos profissionais que entram em contato com os RSS, desde sua geração
até o aterro sanitário e também para o meio ambiente.
A lista abaixo enumera possíveis falhas na gerência de rejeitos de MN, que devem ser
diagnosticadas e quantificadas para que o poder público e as entidades envolvidas possam
resolver o problema:
- Inobservância do prazo de decaimento;
- Desconhecimento da atividade do material colocado para decaimento;
- Cálculo inadequado do prazo necessário para o decaimento;
- Falta de segregação e separação dos radionuclídeos;
- Subdimensionamento da área de armazenamento para decaimento;
- Liberação inadvertida diretamente com os demais RSS;
- Equipamentos de monitoramento radiológico ausentes ou descalibrados;
- Falta de treinamento e/ou reciclagem do pessoal envolvido nas diversas; fases desde
o manuseio inicial dos radiofármacos até a liberação para coleta;
91
- Ausência de monitoramento no material pós-decaimento tanto nas fases de
armazenamento no abrigo de resíduos, ainda na instalação geradora, quanto na
coleta, transporte e disposição final.
Fazem-se necessárias campanhas de orientação e treinamento e uma política de
fiscalização mais atuante dos órgãos responsáveis pela utilização, manuseio e disposição de
materiais contendo radionuclídeos.
Os pontos essenciais destas sugestões são campanhas de treinamento e ênfase no
controle e na fiscalização. A experiência brasileira em São Paulo, americana em Boston e
européia na Itália, ensina que devem ser instalados detectores de radiação nas centrais de
tratamento e disposição final e que todo os RSS devem ser monitorados por detectores do tipo
cintilômetros antes de serem liberados para coleta e disposição final. (ALVIM, 2003; OLIVEIRA
2002; EVDOKIMOFF, 1993; BERETTA et al, 1997).
Diante do constatado na pesquisa de campo, considerando a normatização nacional, as
ações preconizadas pela IAEA e também a literatura sobre o tema da liberação de rejeitos
radioativos para coleta e disposição final, sugere-se:
• Realização de uma reunião de trabalho entre o CNEN, a Superintendência de Vigilância
Sanitária da Secretaria de Estado da Saúde de Minas Gerais, a Superintendência Municipal de
Limpeza Urbana da Prefeitura de Belo Horizonte e a Sociedade de Radiologia de Minas
Gerais para estudo do problema da presença de RR nos RSS de Belo Horizonte e elaboração
de recomendações para minimização do mesmo;
• Que cada Serviço de Medicina Nuclear tenha o Plano de Radioproteção implantado e que
haja uma metodologia interna com procedimentos específicos, nos quais estejam previstas
todas as ações envolvendo material radioativo, inclusive treinamento da equipe de trabalho,
que assegure a obtenção dos resultados esperados e que não haja descarte de RR como
previsto nos anexos 3 e 4 elaborados por Silva e Cussiol (1999).
• Elaboração pelos SMN de um gerenciamento informatizado de seus RR para que não haja
descarte de RR juntamente com os demais RSS conforme anexos 9 e 10 do documento de
Silva e Cussiol (1999) e Maciel e Medeiros (2004).
• Monitoramento de todo embalado com RSS antes que o mesmo deixe o local de
armazenamento para decaimento, visando certificar-se que o mesmo não contenha RR.
Sugere-se ainda que, mesmo após a retirada dos indicativos de radioatividade, os embalados
92
conservem a identificação da instituição de origem para que a SMLU possa estabelecer o
local gerador, caso seja encontrado RR nos RSS em suas etapas de coleta, transporte ou
disposição final.
Para que o problema da presença de rejeito radioativo de serviços de saúde, circulando
junto com os demais RSS, seja resolvido em Belo Horizonte, evitando-se danos a saúde da
população e ao meio ambiente, conclui-se com as sugestões de procedimentos básicos,
enumeradas a seguir.
A. A SMLU deve exigir um laudo do rejeito recolhido indicando:
• Os radionuclídeos presentes;
• A atividade na hora da sua colocação no abrigo de rejeitos;
• Atestado do supervisor de radioproteção da instalação de que a atividade está
abaixo do limite para a liberação.
B. Segurança pessoal e ambiental
• Os resíduos oriundos de instalações de medicina nuclear devem ser coletados
separadamente.
• Deve ser mantida a identificação nas embalagens dos RSS para eventual
identificação do local gerador do rejeito.
• Monitoramento radiométrico na CTRS BR-040 do conteúdo dos caminhões de
RSS, incluindo medidas de atividade radioativa na central de balanças e na
frente de aterro.
• Caso seja detectada a presença de rejeitos radioativos (resíduos com atividade
acima do valor da norma), manter o caminhão em quarentena em local isolado e
só descarregar seu conteúdo no aterro após certificar-se que o material
radioativo decaiu até os níveis legais de liberação ambiental.
• Cobrança do gerador de uma taxa adicional pelo tempo de quarentena do
caminhão.
C. Medidas para a eliminação do problema
• Sugere-se uma parceria entre o CDTN e as Secretarias Estadual e Municipal de
Vigilância Sanitária para auxiliar na implementação do cumprimento da norma
CNEN-NE-6.05 e verificar se o Plano de Radioproteção e Programa de
93
Gerenciamento de Rejeitos Radioativos está efetivamente implantado em todas
as instalações que utilizem produtos radioativos.
• Sugere-se uma parceria do CDTN com a SMLU para se estabelecer um plano de
medições nos abrigos de resíduos das instalações de medicina nuclear visando
avaliar a atividade do resíduo, antes de sua coleta.
• Implantação na CTRS BR 040 de um sistema de monitoramento do conteúdo
dos caminhões coletores de RSS.
A universalização da aplicação das medidas previstas no procedimento proposto levará a
um diagnóstico completo da situação, permitindo às autoridades públicas e gestores de serviços
de saúde que utilizem produtos radioativos a criação de mecanismos legais de controle e de
fiscalização que possam resolver o problema.
5.1 Sugestões para Trabalhos Futuros
• Diagnóstico qualitativo, quantitativo e espectral da presença de RR nos abrigos de
RSS existentes nas instituições de saúde que utilizam material radioativo em Belo
Horizonte. A pesquisa seria feita nos RSS ainda nos abrigos de resíduos das
instituições geradoras, antes de serem coletados pelos caminhões da SMLU, com os
mesmos cintilômetros utilizados no aterro sanitário,.
• Diagnóstico qualitativo e quantitativo da presença de radioatividade no aterro
sanitário da CTRS BR-040 de Belo Horizonte. Utilizando-se os mesmos
equipamentos desta pesquisa seriam feitas medições na frente de aterro ao final dos
trabalhos de cada dia, pesquisando-se atividade radioativa residual no aterro.
• Avaliação dos impactos ambientais causados pela presença de RR nos RSS de Belo
Horizonte nas etapas de transporte e disposição final.
• Avaliação do risco radiológico ao qual está submetidos toda a cadeia de
trabalhadores, desde o local de geração até o aterro sanitário.
94
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GLOSSÁRIO
Acidente - Evento não intencional incluindo erros de operação, falhas nos equipamentos ou outra
não conformidade que cause conseqüências efetivas ou potenciais não negligenciáveis em termos
de radioproteção ou segurança.
Área livre - Área isenta de regras especiais de segurança, aonde as doses equivalentes efetivas
anuais de radiação ionizante não ultrapassam o limite primário para indivíduos do público.
Aterro sanitário - Técnica de destinação final de resíduos sólidos urbanos no solo, por meio de
confinamento em camadas cobertas com material inerte, segundo normas específicas, de modo a
evitar danos ou riscos à saúde e à segurança, minimizando os impactos ambientais
Atividade - Em uma amostra radioativa é a relação entre o número de transformações nucleares e
o intervalo de tempo.
Blindagem - Material geralmente composto de um elemento absorvedor de elevado número
atômico, empregado para reduzir a intensidade da radiação.
Carros coletores - São os carros providos de rodas, destinados à coleta e transporte interno de
resíduos de serviços de saúde.
Conteúdo radioativo - Material radioativo contido no interior da embalagem, incluindo quaisquer
outros materiais sólidos, líquidos ou gasosos contaminados.
Chorume - Líquido que provém da decomposição da fração orgânica do lixo.
Efeitos biológicos - Conjunto de danos nos tecidos ou órgãos provocados pela penetração e
conseqüente absorção da radiação ionizante. Os efeitos radioinduzidos podem ser estocásticos,
para os quais a probabilidade de ocorrência ou risco, e não sua severidade, depende da dose
recebida, sem limiar (cânceres e efeitos genéticos); e não-estocásticos, onde a severidade do dano
aumenta com a dose, e para os quais é possível estimar uma dose limiar (deficiências
hematológicas,cataratas, infertilidades).
Embalado - Volume apresentado para transporte, abrangendo embalagem e respectivo conteúdo.
Embalagem - Conjunto de componentes necessários para encerrar completamente o conteúdo
radioativo.
Emergência - Ocorrência de situações identificadas como anormais devida a perda de controle de
fonte radioativa, as quais podem ocasionar danos ou exposições desnecessárias ao trabalhador,
membro do público ou meio ambiente.
Equipamento de proteção individual (EPI) - Dispositivo de uso individual, destinado a proteger a
saúde e a integridade física do trabalhador, atendidas as peculiaridades de cada atividade
profissional ou funcional.
Fonte radioativa - Aparelho ou material que emite ou é capaz de emitir radiação ionizante.
Fonte aberta – Fonte radioativa não isolada radiologicamente do meio ambiente, estando em
forma líquida ou dispersível.
Fonte selada - Fonte radioativa encerrada hermeticamente em uma cápsula, ou ligada totalmente
a material inativo envolvente, de forma que não possa haver dispersão de substância radioativa
em condições normais e severas de uso.
105
Incidente - Termo usado arbitrariamente para designar um acidente de menor relevância. Ao
contrário do acidente pode ter causa intencional
Indivíduo do público - Qualquer membro da população não exposto ocupacionalmente às
radiações.
Instalações radiativas - Estabelecimento onde se produzem, processam, manuseiam, utilizam,
transportam ou armazenam fontes de radiação, excetuado-se as instalações nucleares definidas na
norma CNEN-NE-1.04 "licenciamento de instalações nucleares" e os veículos transportadores de
fontes de radiação.
Irradiadores - Equipamentos que submetem uma determinada substância ou material à ação de
um feixe de partículas ou radiações.
Isótopos - São nuclídeos com mesmo número de massa, mas com diferentes números de
nêutrons.
Licenciamento ambiental - Atos administrativos pelos quais o órgão de meio ambiente aprova a
viabilidade do local proposto para uma instalação de tratamento ou destinação final de resíduos,
permitindo a sua construção e operação, após verificar a viabilidade técnica e o conceito de
segurança do projeto.
Licenciamento de instalações radiativas - Atos administrativos pelos quais a CNEN aprova a
viabilidade do local proposto para uma instalação radiativa e permite a sua construção e
operação, após verificar a viabilidade técnica e o conceito de segurança do projeto.
Limite de eliminação - Valores estabelecidos na norma CNEN-NE-6.05 "gerência de rejeitos
radioativos em instalações radioativas" e expressos em termos de concentrações de atividade e/ou
atividade total, em ou abaixo dos quais um determinado fluxo de rejeito pode ser liberado pelas
vias convencionais, sob os aspectos de proteção radiológica.
Limite de isenção - Valores de atividade específica para substâncias radioativas, ou de atividade
total, para um determinado radionuclídeo, estabelecidos na norma CNEN-NE-6.02
"licenciamento de instalações radiativas", que isentam as instalações radioativas do processo de
licenciamento se, em qualquer instante ou situação de operação, os mesmos não forem
ultrapassados.
Limite máximo permissível - Em se tratando de dose, é o valor acima do qual o efeito da radiação
pode se tornar observável ou nocivo. Ao longo do tempo está havendo uma diminuição
progressiva desses limites.
Material radioativo - Material que contém substâncias emissoras de radiação ionizante.
Meia-vida física - Tempo que um radionuclídeo leva para ter a sua atividade inicial reduzida à
metade.
Plano de radioproteção - PR - Documento exigido para fins de licenciamento de instalações
radiativas, pela comissão nacional de energia nuclear, conforme competência atribuída pela lei
6.189, de 16 de dezembro de 1974, que se aplica às atividades relacionadas com a localização,
construção, operação e modificação de instalações radiativas, contemplando, entre outros, o
programa de gerência de rejeitos radioativos – PGRR.
Princípio ALARA - Preceitos para proteção radiológica adotados internacionalmente, os quais
recomendam serem mantidas as exposições em níveis tão baixos quanto exeqüíveis.
106
Proteção radiológica - Legislação, regulamentação e procedimentos técnicos para proteger o meio
ambiente, o público em geral e àqueles que trabalham em indústrias, usinas, mineradoras e
laboratórios dos efeitos das radiações. Também se relaciona com as medidas tomadas para
redução da exposição à radiação.
Radiação ionizante - Qualquer partícula ou radiação eletromagnética que, ao interagir com a
matéria, ioniza direta ou indiretamente seus átomos ou moléculas.
Radiofármaco - Radioquímico cuja pureza e condições de estabilidade e tamponamento
permitem seu uso em pacientes.
Radionuclídeo - Isótopo radioativo, ou radioisótopo.
Radioquímico - Radionuclídeo que combinado com determinada molécula química adquire
propriedades de localização e rastreamento desejados.
Reatores nucleares - Dispositivos nos quais ocorre uma reação controlada de fissão nuclear em
cadeia.
Resíduos perigosos – Resíduos de serviços de saúde que apresentam risco adicional à saúde
pública e/ou ao meio ambiente.
Resíduos de serviços de saúde (RSS) - Resíduos dos estabelecimentos prestadores de serviço de
saúde em estado sólido ou semi-sólido, resultantes destas atividades. São também considerados
sólidos os líquidos produzidos nestes estabelecimentos, cujas particularidades tornem inviáveis o
seu lançamento em rede pública de esgotos ou em corpos d’água, ou exijam para isso, soluções
técnica e economicamente inviáveis em face à melhor tecnologia disponível.(Resolução
CONAMA nº. 05/1993).
Risco potencial - Condição de perigo virtual inerente às atividades com radiações ionizantes,
existente como faculdade ou possibilidade mediante a sua prévia avaliação.
Substância radioativa - Componente da matéria que emite radiação ionizante, podendo ser natural
ou artificial.
Veículo coletor - veículo utilizado para a coleta externa e o transporte de resíduos de serviços de
saúde.
107
APÊNDICE A
DIÁRIO DE COLETA DE RESÍDUOS SÓLIDOS - FEVEREIRO 2004
Diário de Coleta de Resíduos Sólidos - Fevereiro 2004
Roteiro A - GMF 1053 Tara: 9200 kg - OBS: 1 hora de almoço.
Dia Início Chegada Peso (kg) Observação
02/02/04 2ª Feira 08:10 10:15 6660
10:55 15:45 4320
03/02/04 3ª Feira 08:10 10:05 3760
10:45 15:30 5480
04/02/04 4ª Feira 08:15 10:30 5560 Defeito no aterro de 10:45 às 11:30
13:50 18:25 3000
Defeito e substituição pelo caminhão
de placa: GMM 7364
05/02/04 5ª Feira 08:10 10:25 4200
Defeito e substituição pelo caminhão
de placa: GMM 7364
14:10 18:10 4140
06/02/04 6ª Feira 08:10 10:10 5580
11:00 16:30 4500
07/02/04 Sábado 08:05 11:25 5600
09/02/04 2ª Feira 08:10 10:40 4540
12:40 16:50 6620
10/02/04 3ª Feira 08:10 11:15 5940
13:15 16:20 3320
11/02/04 4ª Feira 08:10 10:40 5740
12:45 17:10 4560
12/02/04 5ª Feira 08:25 10:45 5460
12:50 16:30 3900
13/02/04 6ª Feira 08:10 10:30 5960
12:45 17:25 5420
14/02/04 Sábado 08:10 11:30 5000
16/02/04 2ª Feira 08:10 11:00 6540
13:15 18:00 4680
17/02/04 3ª Feira 08:10 10:25 3880
11:10 16:50 5760
18/02/04 4ª Feira 08:10 11:20 6200
13:30 17:40 3940
19/02/04 5ª Feira 08:10 11:05 6040
13:15 16:20 3480
20/02/04 6ª Feira 08:10 10:55 5720
13:05 17:45 5320
21/02/04 Sábado 08:10 11:20 5440
23/02/04 2ª Feira 08:10 11:30 7640
24/02/04 3ª Feira 08:10 10:45 5760
25/02/04 4ª Feira 08:10 10:50 4740
26/02/04 5ª Feira 08:10 13:20 6180
27/02/04 6ª Feira 08:10 10:55 5000
12:55 16:30 6460
28/02/04 Sábado 08:10 11:25 5040
108
Diário de Coleta de Resíduos Sólidos - Fevereiro 2004
Roteiro B - GMM 1053 Tara: 10520 Obs.: 1 hora de almoço
Dia Início Chegada Peso (kg) Observações
02/02/04 2ª Feira 08:10 13:50 5720
14:30 18:30 4580
03/02/04 3ª Feira 08:15 16:35 5520
04/02/04 4ª Feira 08:15 17:55 6720
Atraso causado por defeito,
substituição pelo GMF1067.
05/02/04 5ª Feira 08:15 16:30 6900
06/02/04 6ª Feira 08:10 15:10 7020
Atraso causado por defeito,
substituição pelo GMF1067.
15:55 17:10 1360
07/02/04 Sábado 08:10 12:45 5680 Defeito, substituição pelo GMF 1067.
09/02/04 2ª Feira 08:10 13:20 6960 Defeito, substituição pelo GMF 1067.
13:50 5600
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seguinte.
10/02/04 3ª Feira 08:10 17:20 7220 Defeito, substituição pelo GMF 1067
11/02/04 4ª Feira 08:10 16:35 5940
12/02/04 5ª Feira 08:25 16:35 6580
13/02/04 6ª Feira 08:10 17:10 7100
14/02/04 Sábado 08:10 11:35 4760
16/02/04 2ª Feira 07:10 12:20 6860
13:00 19:05 5420
17/02/04 3ª Feira 08:10 17:15 7340
18/02/04 4ª Feira 08:10 15:40 4840
16:15 2880
Pneu furado. "Dormiu" carregado no
pátio.
19/02/04 5ª Feira 08:10 16:40 6540
20/02/04 6ª Feira 08:10 18:00 6820 Atraso, troca de pneu.
21/02/04 Sábado 08:10 11:35 5160
23/02/04 2ª Feira 08:10 10:45 4960
11:40 16:40 4220
24/02/04 3ª Feira 08:15 11:20 3238
25/02/04 4ª Feira 08:20 16:15 4800
26/02/04 5ª Feira 08:10 16:50 7460
27/02/04 6ª Feira 08:10 16:40 6720
28/02/04 Sábado 09:45 12:15 3420
Saiu às 8:10, estragou e foi substituido
pelo GMM 7365.
109
Diário de Coleta de Resíduos Sólidos - Fevereiro 2004
Roteiro C - GMF 1066 Tara 9200 kg. - OBS: 1 hora de almoço
Dia Início Chegada Peso (kg) Observações
02/02/04 2ª Feira 08:10 11:35 6260
12:15 18:55 5800
03/02/04 3ª Feira 08:10 13:15 5900
04/02/04 4ª Feira 08:10 12:00 4840
13:00 19:40 4460
05/02/04 5ª Feira 08:20 16:35 5920
06/02/04 6ª Feira 08:20 15:55 7360
07/02/04 Sábado 08:05 12:05 4780
09/02/04 2ª Feira 08:05 12:25 6260
14:00 18:55 6540
10/02/04 3ª Feira 08:05 13:40 5080
11/02/04 4ª Feira 08:10 12:15 4700
14:00 19:45 5400 Atraso causado por pneu furado.
12/02/04 5ª Feira 08:10 16:45 7500
13/02/04 6ª Feira 08:10 13:50 5780
14:30 17:40 3120
14/02/04 Sábado 08:05 11:50 5100
16/02/04 2ª Feira 08:05 11:40 6120
12:20 18:30 4560
17/02/04 3ª Feira 08:05 13:00 6300
18/02/04 4ª Feira 08:05 12:15 5640
12:55 18:45 4540
19/02/04 5ª Feira 08:05 13:05 5520
20/02/04 6ª Feira 08:05 11:30 4440
12:35 18:00 5260
21/02/04 Sábado 08:20 13:55 5340
23/02/04 2ª Feira 08:15 12:00 5940
12:15 16:25 4320
24/02/04 3ª Feira 08:05 11:00 3520
25/02/04 4ª Feira 08:05 09:50 1980 Defeito e substituição pelo GMM 7365
09:15 15:20 4280
O caminhão GMM 7365 fez a coleta
neste dia.
26/02/04 5ª Feira 08:05 12:50 4360
O caminhão GMM 7365 fez a coleta
neste dia.
27/02/04 6ª Feira 08:05 11:40 3760
12:30 17:45 6140
28/02/04 Sábado 08:05 11:50 4620
110
Diário de Coleta de Resíduos Sólidos - Fevereiro 2004
Roteiro D - GMM 7364 e GMM 7365 Tara de ambos: 9960 kg.
Dia Início Chegada Peso (kg) Observações
02/02/04 2ª Feira 08:10 13:55 8020
14:25 18:05 6940
03/02/04 3ª Feira 08:20 15:10 7580
04/02/04 4ª Feira 08:15 14:15 2900
14:35 18:05 6920
05/02/04 5ª Feira 08:15 14:05 6960
14:25 17:20 2140
06/02/04 6ª Feira 08:15 14:30 7560
14:55 18:00 2000
07/02/04 Sábado 08:40 12:30 5620
09/02/04 2ª Feira 08:10 13:10 7540
14:35 19:00 8880
10/02/04 3ª Feira 08:20 15:45 8320 GMM 7365
11/02/04 4ª Feira 08:15 14:05 7900
14:35 17:45 3132 Substituido pelo GMM 7365
12/02/04 5ª Feira 08:15 17:35 7000 Defeito e substituido pelo GMF 1067
13/02/04 6ª Feira 08:15 14:10 5240 GMM 7365
14:35 18:00 2360 GMM 7365
14/02/04 Sábado 08:10 10:40 3132
16/02/04 2ª Feira 08:10 13:30 8080
14:00 17:50 5580
17/02/04 3ª Feira 08:15 13:35 5140
14:05 17:25 2360
18/02/04 4ª Feira 08:05 13:23 6000
13:52 15:50 1580
19/02/04 5ª Feira 08:10 14:47 7380
20/02/04 6ª Feira 08:13 13:13 5000
13:43 16:35 3680
21/02/04 Sábado 08:10 12:27 4760
23/02/04 2ª Feira 08:13 13:15 7500
13:40 15:10 1900
24/02/04 3ª Feira 08:10 10:50 3200
25/02/04 4ª Feira 08:05 13:20 4740
26/02/04 5ª Feira 08:07 13:53 5940
27/02/04 6ª Feira 08:10 15:53 7620
28/02/04 Sábado 08:12 12:23 4820
111
Diário de Coleta de Resíduos Sólidos - Fevereiro 2004
Roteiro E - GMM 7366 e GMF 1067 Tara: 7366 e 9200 kg respectivamente.
OBS: 1 hora de almoço
Dia Início Chegada Peso (kg) Observações
02/02/04 2ª Feira 08:15 15:05 7660
Defeito sendo substituído pelo GMF
1067.
16:30 20:30 6080
03/02/04 3ª Feira 08:20 17:00 6220
04/02/04 4ª Feira 08:15 15:45 6200
05/02/04 5ª Feira 08:20 17:00 6380
06/02/04 6ª Feira 08:20 17:15 6680
07/02/04 Sábado 08:10 13:05 4720
09/02/04 2ª Feira 08:20 15:50 8120
16:35 18:25 3800
10/02/04 3ª Feira 08:20 16:50 6160
11/02/04 4ª Feira 08:15 17:25 7360
12/02/04 5ª Feira 08:35 17:00 7000
13/02/04 6ª Feira 08:20 18:30 8200 Atraso causado por defeito.
14/02/04 Sábado 08:10 14:05 6460
16/02/04 2ª Feira 08:10 14:45 7100
15:30 18:25 4900
17/02/04 3ª Feira 08:10 16:55 8040
18/02/04 4ª Feira 08:20 16:45 8240
19/02/04 5ª Feira 08:15 17:15 8060
20/02/04 6ª Feira 08:10 13:20 3560
Defeito - Substituído pelo caminhão de
placa GMF 1067.
11:40 18:00 6100
21/02/04 Sábado 08:10 13:55 7000
23/02/04 2ª Feira 08:10 14:25 6860
15:10 17:50 4720
24/02/04 3ª Feira 08:05 12:55 4600
25/02/04 4ª Feira 08:10 15:55 5820
26/02/04 5ª Feira 08:10 17:45 6540 Atraso causado por defeito.
27/02/04 6ª Feira 08:05 16:35 7440 Atraso causado por defeito.
28/02/04 Sábado 08:15 14:10 6200
112
APÊNDICE B
PROTOCOLO DE MEDIÇÕES DE RADIAÇÃO - ATERRO SANITÁRIO – DIA 20 DE ABRIL DE 2004
Roteiro Horário Placa Peso Bruto Peso Líquido
Valor Máximo
(cps)
Radiação de Fundo
(cps)
Croquis de Medição
(Monte Único)
D 14:07 GMM 7364 16.260 6.300
A 14:39 GMM 5801 16.220 5.500
11.000 80
113
PROTOCOLO DE MEDIÇÕES DE RADIAÇÃO – ATERRO SANITÁRIO – DIA 04 DE MAIO DE 2004
Roteiro Horário Placa Peso Bruto Peso Líquido
Valor Máximo
(cps)
Radiação de Fundo
(cps)
Croquis de Medição
A 15:41 GMM 5801 12.280 1.560 11.000 65
B 16:14 GMF 1067 16.260 7.060 5.500 70
C 14:11 GMF 1066 14.920 5.720 100 60
114
PROTOCOLO DE MEDIÇÕES DE RADIAÇÃO – ATERRO SANITÁRIO – DIA 05 DE MAIO DE 2004
Roteiro Horário Placa Peso Bruto Peso Líquido
Valor Máximo
(cps)
Radiação de Fundo
(cps)
Croquis de Medição
C 11:44 GMF 1066 14.520 5.320 >15.000 85
PROTOCOLO DE MEDIÇÕES DE RADIAÇÃO – ATERRO SANITÁRIO – DIA 08 DE MAIO DE 2004
Roteiro Horário Placa Peso Bruto Peso Líquido
Valor Máximo
(cps)
Radiação de Fundo
(cps)
Croquis de Medição
A 11:29 GMM 5801 14.680 3.960 10.000 70
B 11:54 GMM 6095 15.780 5.260 400 60
115
C 12:04 GMF 1066 14.640 5.440 300 65
D 10:39 GMM 7364 13.520 3.560 550 60
E 12:42 GMM 7365 15.420 5.460 12.000 65
PROTOCOLO DE MEDIÇÕES DE RADIAÇÃO – ATERRO SANITÁRIO – DIA 11 DE MAIO DE 2004
Roteiro Horário Placa Peso Bruto Peso Líquido
Valor Máximo
(cps)
Radiação de
Fundo (cps)
Croquis de Medição
116
A 11:07 GMM 5801 15.440 4.720 90 70
B 13:45 GMM 6095 16.040 5.520 6000 75
C 13:36 GMM 7365 15.500 5.540 75 70
D 13:27 GMM 7364 14.440 4.480 100 75
117
ANEXO A
LEGISLAÇÃO FRANCESA
118
119
120
121
ANEXO B
LOCAIS DE COLETA DE RESÍDUOS DE SERVIÇOS DE SAÚDE
ROTEIRO “E” – VEÍCULO: GMM-7366
Abril de 2004
Fonte: SUPERINTENDÊNCIA MUNICIPAL DE LIMPEZA URBANA
PREFEITURA DE BELO HORIZONTE
122
123
124
125
126
127
p
ANEXO C
Marta de Freitas
Cálculo de tamanho de amostra supondo amostragem sistemática. (amostra 1 em cada K
caminhões).
Medida 1 ⇒ (+) ou (-) ⇒ ^
Medida 2 ⇒ "Contagens por segundo" e tipo de radiofármaco ⇒ média
População
1) Total de caminhões em 30 dias úteis de coleta (segunda a sábado):
Dias da Semana "Caminhões"
segunda-feira 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
terça-feira 1 2 3 4 5 6 - - - -
quarta-feira 1 2 3 4 5 6 7 - - -
quinta-feira 1 2 3 4 5 6 - - - -
sexta-feira 1 2 3 4 5 6 7 - - -
1 semana
sábado 1 2 3 4 5 - - - - -
Na segunda-feira chegam 10 caminhões no aterro, na terça-feira 6, etc., dos diferentes roteiros.
Número de caminhões em uma semana = 41
Total (n) = 5x41 = 205 (aproximadamente)
2) n para estimar p = proporção diária de caminhões (+) com qual precisão?
Bpp <
ˆ
-
real
p
adrão de volume
BppBp
+
<
<
ˆ
-
ˆ
real
128
Exemplo:
%)10( 10,0
ˆ
(0,005) 5,0 Se
=
=
p
B
p
ˆ
⇓
10,5%) ; 9,5%()0,105 ; 0,095( =
Cuidado! Se p
ˆ
for pequeno, zero estará incluído!
3) Expressão para cálculo de n:
(
)
()
()
p-1-
p-
1×p+D×N
1×p×N
=n
onde
4
B
=D
2
Para 205=N ⇒ ?p
TABELA - Cálculo de tamanho de amostra para 205=N
C1 C2 C3 C4 C5 C6 C2 C3 C8 C9 C10 C11 C12 C13 C6 C7
B p1 p2 p3 p4 p5 p6 p7 N n1 n2 n3 n4 n5 n6 n7
0,005 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 205 90,0594 181,611 202,136 203,763 203,960 188,715 194,810
0,010 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 205 33,5785 135,300 194,006 200,139 200,902 152,396 169,529
0,020 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 205 9,5703 66,980 167,120 186,849 189,534 86,109 111,600
0,030 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 205 4,3667 36,371 135,762 168,230 173,200 49,920 71,105
Se 2460=N
TABELA - Cálculo de tamanho de amostra para 2460=N
C1 C2 C3 C4 C5 C6 C2 C3 C8 C9 C10 C11 C12 C13 C6 C7
B p1 p2 p3 p4 p5 p6 p7 N n1 n2 n3 n4 n5 n6 n7
0,005 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 2460 150,145 963,799 2.101,19 2.292,24 1.317,53 1.205,77 1.508,73
0,010 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 2460 39,337 341,212 1.461,63 1.902,94 1.974,48 476,68 698,46
0,020 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 2460 9,954 95,207 659,12 1.133,14 1.240,17 139,43 221,86
0,030 0,001 0,01 0,1 0,3 0,5 0,015 0,025 2460 4,434 43,244 344,18 676,82 765,62 63,98 103,80
Sugestão:
205=N
%1p = ⇒ n = 36
()
3% ou 0,03=B
7,5=
36
205
<K ⇒ usar 5=K
129
1 Sortear um número entre 1 e 5 (foi sorteado o número 2)
segunda-feira 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
terça-feira 1 2 3 4 5 6
quarta-feira 1 2 3 4 5 6 7
quinta-feira 1 2 3 4 5 6
sexta-feira 1 2 3 4 5 6 7
sábado 1 2 3 4 5
Iniciando-se as medidas no caminhão nº. 2 de segunda-feira, a próxima medida deve ser feita no
caminhão nº. 7 de segunda-feira, no nº. 2 de terça feira, nos 1º e 6º de quarta-feira, no 4º de quinta
feira, no 3º de sexta-feira, no 1º de sábado e na segunda-feira seguinte no 1º e assim até completar
o número de 36 caminhões.
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