O DIRETOR DE RADIOPROTEÇÃO E SEGURANÇA NUCLEAR (DRS), DA COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR (CNEN), no uso das atribuições que lhe confere o art. 12, do Anexo I, Decreto nº 4.696, publicado no DOU de 13 de maio de 2003 , resolve:

Aprovar as seguintes Posições Regulatórias, da Norma CNEN-NN-3.01- "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica":

PR-3.01/001 - Critérios de Exclusão, Isenção e Dispensa de requisitos de Proteção Radiológica.

PR-3.01/002 - Fatores de Ponderação para as Grandezas de Proteção Radiológica.

PR-3.01/003 - Coeficientes de Dose para Indivíduos Ocupacionalmente Expostos.

PR-3.01/004 - Restrição de Dose, Níveis de Referência Ocupacionais e Classificação de Áreas.

PR-3.01/005 - Critérios para o Cálculo de Dose Efetiva a partir da Monitoração Individual.

PR-3.01/006 - Medidas de Proteção e Critérios de Intervenção em Situações de Emergência.

PR-3.01/007 - Níveis de Intervenção e de Exposição para Exposição Crônica.

PR-3.01/008 - Programa de Monitoração Radiológica Ambiental.

PR-3.01/009 - Modelo para a Elaboração de Relatórios de Programas de Monitoração Radiológica Ambiental

PR-3.01/010 - Níveis de Dose para Notificação a CNEN.

Revogar a Portaria CNEN/DRS nº 14, de 29.05.2000 - Posição Regulatória 3.01/001 - "Supervisor de Radioproteção Substituto para Irradiadores de Grande Porte", publicada no DOU de 05.06.2000 - Págs. 20/21 - Seção 1.

ALTAIR SOUZA DE ASSIS

ANEXO

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 001
	CRITÉRIOS DE EXCLUSÃO, ISENÇÃO E DISPENSA DE REQUISITOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" expressos nas subseções 1.2.5, 5.3.6 e 5.3.7 relacionados, respectivamente, aos critérios de exclusão, isenção e dispensa da aplicação de requisitos de proteção radiológica.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

Os critérios de exclusão, isenção e dispensa contemplados, respectivamente, nas subseções 1.2.5, 5.3.6 e 5.3.7 da Norma CNENNN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" devem ser estabelecidos pela CNEN.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

3.1 EXCLUSÃO

3.1.1 A exclusão se aplica a quaisquer exposições cuja intensidade ou probabilidade de ocorrência não possam ser reduzidas por ações de proteção radiológica, ou naqueles casos que a CNEN vier a considerar excluídos do seu controle.

3.1.2 Consideram-se desde já exposições excluídas, aquelas devido à presença de K-40 no corpo, à radiação cósmica na superfície da terra, ou às concentrações não alteradas de radionuclídeos naturais existentes em praticamente todos os materiais ou matérias primas.

3.2 ISENÇÃO

A isenção se aplica a práticas e fontes associadas a práticas que, em função dos baixos níveis de radiação envolvidos, atendam aos critérios de isenção e/ou níveis de isenção estabelecidos nesta Posição Regulatória.

3.2.2 A isenção não se aplica a práticas que não sejam justificadas.

3.2.3 Os princípios gerais para a isenção são:

a) o risco individual associado à radiação, em função de práticas ou fontes isentas é irrelevante (deve ser suficientemente baixo de forma a estar relacionado a danos radiológicos irrelevantes);

b) o impacto radiológico coletivo das práticas e fontes isentas deve ser suficientemente baixo de forma a não necessitar o cumprimento de requisitos de proteção radiológica, nas circunstâncias existentes; e

c) as práticas e fontes isentas devem ser inerentemente seguras, com probabilidade irrelevante de cenários que levem a uma não conformidade com os princípios (a) e (b).

3.2.4 Práticas ou fontes associadas a práticas podem ser isentas quando se enquadrarem nos seguintes critérios, em todas as situações razoáveis previstas:

a dose efetiva esperada, a ser recebida por qualquer indivíduo do público devido àquela prática ou fonte, seja inferior ou da ordem de 10 µSv em qualquer período de um ano; e

a dose efetiva coletiva em qualquer ano de condução da prática não seja superior a 1 pessoa.Sv, a menos que uma avaliação de otimização da proteção radiológica ou da relevância social demonstre que a isenção é a solução ótima para aquela prática.

3.2.5 Fontes de radiação estarão isentas da aplicação de requisitos de proteção radiológica quando atenderem aos seguintes critérios específicos:

a) materiais radioativos: quando a atividade total de um dado radionuclídeo presente a qualquer momento ou a concentração de atividade usada não exceda os níveis de isenção apresentados na Tabela 1 desta Posição Regulatória;

b) geradores de radiação:

i) quando, em condições de operação normal, não causem uma taxa de equivalente de dose ambiente ou equivalente de dose direcional, conforme apropriado, maior do que 1 µSv/h a uma distância de 0,1m de qualquer superfície acessível do aparelho; ou

ii) a energia máxima da radiação produzida seja inferior a 5 keV.

3.2.6 A isenção de qualquer fonte ou prática deve ser sempre sujeita à aprovação pela CNEN, e depende, também, de condições específicas de controle, uso ou deposição, levando em conta as propriedades físicas e químicas do material radioativo.

3.3 DISPENSA

3.3.1 Fontes, incluindo substâncias, materiais e objetos, associadas a práticas autorizadas não relacionadas com instalações nucleares e substâncias radioativas naturais, podem ser liberadas do atendimento a requisitos de proteção radiológica, quando passarem a se enquadrar nos critérios de dispensa estabelecidos pela CNEN em Norma específica, referentes, respectivamente, à eliminação no sistema de coleta de lixo urbano e esgoto sanitário.

3.3.2 Os valores autorizados para dispensa incondicional de rejeitos sólidos devem ser, no máximo, iguais aos níveis de isenção descritos nesta Posição Regulatória. No caso de grandes quantidades de material, inclusive material envolvendo substâncias radioativas naturais ou tecnologicamente alteradas, os valores para dispensa podem ser estabelecidos pela CNEN, caso a caso.

3.3.3 Entende-se por grandes quantidades de material o que se segue:

a) materiais radioativos em quantidades superiores a 1 tonelada;

b) materiais advindos de operações de desmonte ou descomissionamento de instalações nucleares e radiativas;

c) áreas utilizadas como depósito de estéreis ou de rejeitos de mineração.

3.3.4 A dispensa não deve ser aplicada à liberação de efluentes radioativos no meio ambiente, decorrente da operação rotineira de instalações; esta liberação deverá ser autorizada dentro do âmbito de regulamentação das instalações. Como condição limitante do processo de otimização da radioproteção em uma instalação nuclear, adotar para limite de restrição de dose no grupo crítico identificado nos estudos pré-operacionais aprovados pela CNEN, o valor de 0,3 mSv/ano (30 mrem/ano) devido a descarga de efluentes radioativos.

3.3.5 O procedimento relacionado à dispensa de qualquer fonte associada a uma prática deve ser sujeito à aprovação pela CNEN.

3.4 NÍVEIS DE ISENÇÃO

3.4.1 O emprego dos valores apresentados na Tabela 1 deve levar em conta as seguintes considerações:

a) devem ser aplicados apenas a quantidades moderadas de material, isto é, até um máximo de 1 toneladas de material radioativo;

b) a aplicação a radionuclídeos naturais está limitada à sua incorporação deliberada em produtos ao consumidor ou ao seu uso como fonte de radiação ou por suas propriedades elementares, quando a exposição a estes radionuclídeos não estiver excluída;

c) no caso de haver mais de um radionuclídeo presente no material, a soma apropriada de razões da atividade, ou concentração de atividade, pelo nível de isenção correspondente não deve exceder a 1 (um); e

d) a isenção de grandes quantidades de material com valores de concentração de atividade inferiores àqueles apresentados na Tabela 1 pode necessitar maiores considerações por parte da CNEN, exceto quando a exposição for excluída.

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
H-3	1E+06	1E+09
Be-7	1E+03	1E+07
C-14	1E+04	1E+07
O-15	1E+02	1E+09
F-18	1E+01	1E+06
Na-22	1E+01	1E+06
Na-24	1E+01	1E+05
Si-31	1E+03	1E+06
P-32	1E+03	1E+05
P-33	1E+05	1E+08
S-35	1E+05	1E+08
Cl-36	1E+04	1E+06
Cl-38	1E+01	1E+05
Ar-37	1E+06	1E+08
Ar-41	1E+02	1E+09
K-40	1E+02	1E+06
K-42	1E+02	1E+06
K-43	1E+01	1E+06
Ca-45	1E+04	1E+07
Ca-47	1E+01	1E+06
Sc-46	1E+01	1E+06
Sc-47	1E+02	1E+06
Sc-48	1E+01	1E+05
V-48	1E+01	1E+05
Cr-51	1E+03	1E+07
Mn-51	1E+01	1E+05
Mn-52	1E+01	1E+05
Mn-52m	1E+01	1E+05
Mn-53	1E+04	1E+09

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Mn-54	1E+01	1E+06
Mn-56	1E+01	1E+05
Fe-52	1E+01	1E+06
Fe-55	1E+04	1E+06
Fe-59	1E+01	1E+06
Co-55	1E+01	1E+06
Co-56	1E+01	1E+05
Co-57	1E+02	1E+06
Co-58	1E+01	1E+06
Co-58m	1E+04	1E+07
Co-60	1E+01	1E+05
Co-60m	1E+03	1E+06
Co-58m	1E+04	1E+07
Co-60	1E+01	1E+05
Co-60m	1E+03	1E+06
Co-61	1E+02	1E+06
Co-62m	1E+01	1E+05
Ni-59	1E+04	1E+08
Ni-63	1E+05	1E+08
Ni-65	1E+01	1E+06
Cu-64	1E+02	1E+06
Zn-65	1E+01	1E+06
Zn-69	1E+04	1E+06
Zn-69m	1E+02	1E+06
Ga-72	1E+01	1E+05
Ge-71	1E+04	1E+08
As-73	1E+03	1E+07
As-74	1E+01	1E+06

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
As-76	1E+02	1E+05
As-77	1E+03	1E+06
Se-75	1E+02	1E+06
Br-82	1E+01	1E+06
Kr-74	1E+02	1E+09
Kr-76	1E+02	1E+09
Kr-77	1E+02	1E+09
Kr-79	1E+03	1E+05
Kr-81	1E+04	1E+07
Kr-83m	1E+05	1E+12
Kr-85	1E+05	1E+04
Kr-85m	1E+03	1E+10
Kr-87	1E+02	1E+09
Kr-88	1E+02	1E+09
Rb-86	1E+02	1E+05
Sr-85	1E+02	1E+06
Sr-85m	1E+02	1E+07
Sr-87m	1E+02	1E+06
Sr-89	1E+03	1E+06
Sr-90*	1E+02	1E+04
Sr-91	1E+01	1E+05
Sr-92	1E+01	1E+06
Y-90	1E+03	1E+05
Y-91	1E+03	1E+06
Y-91m	1E+02	1E+06
Y-92	1E+02	1E+05
Y-93	1E+02	1E+05
Zr-93*	1E+03	1E+07

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Zr-95	1E+01	1E+06
Zr-97*	1E+01	1E+05
Nb-93m	1E+04	1E+07
Nb-94	1E+01	1E+06
Nb-95	1E+01	1E+06
Nb-97	1E+01	1E+06
Nb-98	1E+01	1E+05
Mo-90	1E+01	1E+06
Mo-93	1E+03	1E+08
Mo-99	1E+02	1E+06
Mo-101	1E+01	1E+06
Tc-96	1E+01	1E+06
Tc-96m	1E+03	1E+07
Tc-97	1E+03	1E+08
Tc-97m	1E+03	1E+07
Tc-99	1E+04	1E+07
Tc-99m	1E+02	1E+07
Ru-97	1E+02	1E+07
Ru-103	1E+02	1E+06
Ru-105	1E+01	1E+06
Ru-106*	1E+02	1E+05
Rh-103m	1E+04	1E+08
Rh-105	1E+02	1E+07
Pd-103	1E+03	1E+08
Pd-109	1E+03	1E+06
Ag-105	1E+02	1E+06
Ag-110m	1E+01	1E+06
Ag-111	1E+03	1E+06

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Cd-109	1E+04	1E+06
Cd-115	1E+02	1E+06
Cd-115m	1E+03	1E+06
In-111	1E+02	1E+06
In-113m	1E+02	1E+06
In-114m	1E+02	1E+06
In-115m	1E+02	1E+06
Sn-113	1E+03	1E+07
Sn-125	1E+02	1E+05
Sb-122	1E+02	1E+04
Sb-124	1E+01	1E+06
Sb-125	1E+02	1E+06
Te-123m	1E+02	1E+07
Te-125m	1E+03	1E+07
Te-127	1E+03	1E+06
Te-127m	1E+03	1E+07
Te-129	1E+02	1E+06
Te-129m	1E+03	1E+06
Te-131	1E+02	1E+05
Te-131m	1E+01	1E+06
Te-132	1E+02	1E+07
Te-133	1E+01	1E+05
Te-133m	1E+01	1E+05
Te-134	1E+01	1E+06
I-123	1E+02	1E+07
I-125	1E+03	1E+06
I-126	1E+02	1E+06
I-129	1E+02	1E+05

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
I-130	1E+01	1E+06
I-131	1E+02	1E+06
I-132	1E+01	1E+05
I-133	1E+01	1E+06
I-134	1E+01	1E+05
I-135	1E+01	1E+06
Xe131m	1E+04	1E+04
Xe-133	1E+03	1E+04
Xe-135	1E+03	1E+10
Cs-129	1E+02	1E+05
Cs-131	1E+03	1E+06
Cs-132	1E+01	1E+05
Cs-134m	1E+03	1E+05
Cs-134	1E+01	1E+04
Cs-135	1E+04	1E+07
Cs-136	1E+01	1E+05
Cs-137*	1E+01	1E+04
Cs-138	1E+01	1E+04
Ba-131	1E+02	1E+06
Ba-140*	1E+01	1E+05
La-140	1E+01	1E+05
Ce-139	1E+02	1E+06
Ce-141	1E+02	1E+07
Ce-143	1E+02	1E+06
Ce-144*	1E+02	1E+05
Pr-142	1E+02	1E+05
Pr-143	1E+04	1E+06
Nd-147	1E+02	1E+06

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Nd-149	1E+02	1E+06
Pm-147	1E+04	1E+07
Pm-149	1E+03	1E+06
Sm-151	1E+04	1E+08
Sm-153	1E+02	1E+06
Eu-152	1E+01	1E+06
Eu-152m	1E+02	1E+06
Eu-154	1E+01	1E+06
Eu-155	1E+02	1E+07
Gd-153	1E+02	1E+07
Gd-159	1E+03	1E+06
Tb-160	1E+01	1E+06
Dy-165	1E+03	1E+06
Dy-166	1E+03	1E+06
Ho-166	1E+03	1E+05
Er-169	1E+04	1E+07
Er-171	1E+02	1E+06
Tm-170	1E+03	1E+06
Tm-171	1E+04	1E+08
Yb-175	1E+03	1E+07
Lu-177	1E+03	1E+07
Hf-181	1E+01	1E+06
Ta-182	1E+01	1E+04
W-181	1E+03	1E+07
W-185	1E+04	1E+07
W-187	1E+02	1E+06
Re-186	1E+03	1E+06
Re-188	1E+02	1E+05

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Os-185	1E+01	1E+06
Os-191	1E+02	1E+07
Os-191m	1E+03	1E+07
Os-193	1E+02	1E+06
Ir-190	1E+01	1E+06
Ir-192	1E+01	1E+04
Ir-194	1E+02	1E+05
Pt-191	1E+02	1E+06
Pt-193m	1E+03	1E+07
Pt-197	1E+03	1E+06
Pt-197m	1E+02	1E+06
Hg-197	1E+02	1E+07
Hg197m	1E+02	1E+06
Hg-203	1E+02	1E+05
Tl-200	1E+01	1E+06
Tl-201	1E+02	1E+06
Tl-202	1E+02	1E+06
Tl-204	1E+04	1E+04
Pb-203	1E+02	1E+06
Pb-210*	1E+01	1E+04
Pb-212*	1E+01	1E+05
Bi-206	1E+01	1E+05
Bi-207	1E+01	1E+06
Bi-210	1E+03	1E+06
Bi-212*	1E+01	1E+05
Po-203	1E+01	1E+06
Po-205	1E+01	1E+06
Po-207	1E+01	1E+06

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Po-210	1E+01	1E+04
At-211	1E+03	1E+07
Rn-220*	1E+04	1E+07
Rn-222*	1E+01	1E+08
Ra-223*	1E+02	1E+05
Ra-224*	1E+01	1E+05
Ra-225	1E+02	1E+05
Ra-226*	1E+01	1E+04
Ra-227	1E+02	1E+06
Ra-228*	1E+01	1E+05
Ac-228	1E+01	1E+06
Th-226*	1E+03	1E+07
Th-227	1E+01	1E+04
Th-228*	1E+00	1E+04
Th-229*	1E+00	1E+03
Th-230	1E+00	1E+04
Th-231	1E+03	1E+07
Th-nat (incl.Th-232)	1E+00	1E+03
Th-234*	1E+03	1E+05
Pa-230	1E+01	1E+06
Pa-231	1E+00	1E+03
Pa-233	1E+02	1E+07
U-230*	1E+01	1E+05
U-231	1E+02	1E+07
U-232*	1E+00	1E+03
U-233	1E+01	1E+04
U-234	1E+01	1E+04
U-235*	1E+01	1E+04

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
U-236	1E+01	1E+04
U-237	1E+02	1E+06
U-238*	1E+01	1E+04
U-nat	1E+00	1E+03
U-239	1E+02	1E+06
U-240	1E+03	1E+07
U-240*	1E+01	1E+06
Np-237*	1E+00	1E+03
Np-239	1E+02	1E+07
Np-240	1E+01	1E+06
Pu-234	1E+02	1E+07
Pu-235	1E+02	1E+07
Pu-236	1E+01	1E+04
Pu-237	1E+03	1E+07
Pu-238	1E+00	1E+04
Pu-239	1E+00	1E+04
Pu-240	1E+00	1E+03
Pu-241	1E+02	1E+05
Pu-242	1E+00	1E+04
Pu-243	1E+03	1E+07
Pu-244	1E+00	1E+04
Am-241	1E+00	1E+04
Am-242	1E+03	1E+06
Am-242m*	1E+00	1E+04
Am243*	1E+00	1E+03
Cm-242	1E+02	1E+05
Cm-243	1E+00	1E+04
Cm-244	1E+01	1E+04

TABELA 1. Níveis de Isenção: Atividades e Concentrações de Atividade Isentas (continuação)

Nuclídeo	Concentração de Atividade (Bq/g)	Atividade (Bq)
Cm-245	1E+00	1E+03
Cm-246	1E+00	1E+03
Cm-247	1E+00	1E+04
Cm-248	1E+00	1E+03
Bk-249	1E+03	1E+06
Cf-246	1E+03	1E+06
Cf-248	1E+01	1E+04
Cf-249	1E+00	1E+03
Cf-250	1E+01	1E+04
Cf-251	1E+00	1E+03
Cf-252	1E+01	1E+04
Cf-253	1E+02	1E+05
Cf-254	1E+00	1E+03
Es-253	1E+02	1E+05
Es-254	1E+01	1E+04
Es-254m	1E+02	1E+06
Fm-254	1E+04	1E+07
Fm-255	1E+03	1E+06

* valores consideram os radionuclídeos em equilíbrio secular com seus filhos, de acordo com a Tabela 2.

Radionuclídeos e seus filhos em equilíbrio secular, conforme deve ser considerado na utilização dos valores da TABELA 1.

TABELA 2.
Sr-90	Y-90
Zr-93	Nb-93m
Zr-97	Nb-97
Ru-106	Rh-106
Cs-137	Ba-137m
Ba-140	La-140
Ce-134	La-134
Ce-144	Pr-144
Pb-210	Bi-210, Po-210
Pb-212	Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Bi-212	Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Rn-220	Po-216
Rn-222	Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ra-223	Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207
Ra-224	Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ra-226	Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228	Ac-228
Th-226	Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228	Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212,Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-229	Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th-nat	Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-234	Pa-234m U-230 Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232	Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-235	Th-231
U-238	Th-234, Pa-234m
U-nat	Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
U-240	Np-240m
Np-237	Pa-233
Am-242m	Am-242
Am-243	Np-239

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Aplicável a todas as fontes, práticas e instalações radioativas e nucleares.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

1. IAEA, International Atomic Energy Agency, International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Safety Series No 115, Vienna, 1996.

2. CNEN, Comissão Nacional de Energia Nuclear, Norma CNEN-NE-6.05 - Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas, 1985.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 /002
	FATORES DE PONDERAÇÃO PARA AS GRANDEZAS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" relacionados com a definição das grandezas de proteção radiológica adotadas pela CNEN.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

O Capítulo 3 da Norma define as grandezas de proteção radiológica para avaliação das exposições de indivíduos, no âmbito da estrutura básica de proteção radiológica estabelecida para o País para práticas e intervenções. As grandezas utilizadas para os limites de dose são chamadas de grandezas de limitação de dose. Apesar de serem calculáveis, essas grandezas não são mensuráveis. Entretanto, podem ser estimadas a partir de grandezas básicas de dosimetria como dose absorvida, kerma ou fluência, bem como atividade incorporada ou atividade presente no ambiente.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

3.1 EQUIVALENTE DE DOSE

Grandezas operacionais para monitoração externa podem ser definidas com características metrológicas e ainda levar em conta as diferentes eficácias de danos para diferentes tipos e energia da radiação. São elas, o equivalente de dose pessoal Hp(d) e o equivalente de dose ambiente H*(d). Essas grandezas utilizam os fatores de qualidade da radiação Q como fator de peso, em lugar dos fatores de peso da radiação wR. Os fatores de qualidade de radiação são dados em função da transferência linear de energia não restrita (também chamado de poder de freamento não restrito).

A grandeza Hp(d) é uma grandeza operacional para monitoração individual externa, sendo o produto da dose absorvida em um ponto, na profundidade d do corpo humano, pelo fator de qualidade da radiação nesse ponto.

A grandeza H*(d) é uma grandeza operacional para monitoração de área em ambientes de trabalho, sendo o produto da dose absorvida em um ponto pelo fator de qualidade da radiação, correspondente ao que seria produzido em uma esfera de tecido equivalente de 30 cm de diâmetro, na profundidade d.

Para radiação fortemente penetrante, é adotada a profundidade de 10 mm e o valor obtido pode ser usado como estimativa da dose efetiva. Para radiação fracamente penetrante, é adotada a profundidade de 0,07 mm e o valor obtido pode ser usado para estimar a dose equivalente na pele e extremidades.

Os valores de Q estão apresentados na Tabela 1.

TABELA 1

Fator de Qualidade (Q) em Função da Transferência Linear de Energia não Restrita na Água, L

L na água (keV/µm)	Q (L)
< 10	1
10-100	0,32L - 2,2
> 100	300/vL

3.2 DOSE EQUIVALENTE (HT)

A grandeza física fundamental da dosimetria é a dose absorvida. Em proteção radiológica, a grandeza básica é a dose absorvida média no órgão ou tecido humaNº Para um mesmo valor de dose absorvida, observa-se que algumas radiações são mais efetivas do que outras em causar efeitos estocásticos. Para considerar isto, foi introduzida uma grandeza mais apropriada, a dose equivalente, HT, definida como o produto da dose absorvida média em um órgão ou tecido pelo fator de peso da radiação, wR. Os fatores de peso da radiação são dados na Tabela 2.

3.3 DOSE EFETIVA (E)

Para refletir o detrimento combinado dos efeitos estocásticos causados pelas doses equivalentes em todos os órgãos e tecidos do corpo, a dose equivalente em cada órgão e tecido é multiplicada pelo respectivo fator de peso do tecido, wT, sendo, então, feito o somatório desses produtos para obter a dose efetiva, E. Os fatores de peso dos tecidos são dados na Tabela 3.

TABELA 2: Fatores de Peso da Radiação [a], wR

Tipo e faixa de energia [b]	Fator de peso da radiação, wR
Fótons, todas as energias	1
Elétrons e muons, todas as energias [c]	1
Nêutrons [d], energia: < 10 keV	5
10 keV a 100 keV	10
>100 keV a 2 MeV	20
> 2 MeV a 20 MeV	10
> 20 MeV	5
Prótons, exceto os de recuo, energia> 2 MeV	5
Partículas á, fragmentos de fissão, núcleos pesados	20

Notas:

[a] Todos os valores se relacionam à radiação incidente no corpo ou, para fontes internas, emitida pela fonte.

[b] Valores para outras radiações podem ser obtidos da Tabela 3 (ver também Anexo A da ICRP-60).

[c] Excluindo elétrons Auger emitidos por radionuclídeos ligados ao DNA, para os quais se aplicam considerações especiais de microdosimetria.

[d] Para consistência nos cálculos, pode-se usar a seguinte expressão para a estimativa de wR para nêutrons, em função da energia: wR = 5 + 17exp[-(ln2å) ² /6], onde å é a energia em MeV.

Para os tipos de radiação não incluídos na Tabela 2, os fatores de peso da radiação podem ser aproximados pelos valores de Q apresentados na Tabela 1.

Tabela 3. Fatores de Peso dos Tecidos, wT

Tecido ou Órgão	wT [a,b]
Gônadas	0,20
Medula óssea (vermelha)	0,12
Cólon [c]	0,12
Pulmão[d]	0,12
Estômago	0,12
Bexiga	0,05
Mama	0,05
Fígado	0,05
Esôfago	0,05
Tireóide	0,05
Pele	0,01
Superfície óssea	0,01
Restante [e]	0,05

Notas:

[a] Valores de wT são aqueles da Publicação ICRP-60.

[b] Esses valores foram desenvolvidos para uma população de referência composta por número igual de indivíduos de ambos os sexos e abrange uma ampla faixa etárea. Na definição de dose efetiva esses fatores se aplicam a IOE e a indivíduos do público de qualquer sexo ou idade.

[c] Dose calculada como média ponderada por massa, para intestino grosso superior e inferior:

HCólon = 0,57 HIGS + 0,43 HIGI.

[d] Região torácica da área respiratória.

[e] Para fins de cálculo, o grupo de tecidos restantes é composto das glândulas supra-renais, cérebro, região extratorácica da área respiratória, intestino delgado, rim, músculo, pâncreas, baço, timo e útero. Nos casos em que um dos tecidos remanescentes mais expostos receba uma dose equivalente mais alta dentre todos os órgãos, deve-se aplicar um fator de peso de 0,025 a esse tecido ou órgão e um fator de 0,025 ponderado por massa aos demais restantes.

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Aplicável à avaliação das grandezas de proteção radiológica para fins de verificação de conformidade com as restrições de dose específicas estabelecidas pela CNEN.

As grandezas operacionais para monitoração externa de fótons, definidas pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e pela Comissão Internacional de Medidas e Unidades de Radiação (ICRU), somente serão adotadas no País após conclusão dos estudos sobre sua conveniência e aplicabilidade. Neste ínterim, deve ser empregada a grandeza "dose individual" Hx, definida para monitoração individual externa como o produto do valor determinado pelo dosímetro individual, usado na superfície do tronco, calibrado em termos de kerma no ar, pelo fator f = 1,14 Sv/Gy. Igual fator deve ser utilizado para a grandeza de monitoração de área, determinada por instrumentos calibrados em termos de kerma no ar.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

International Commission on Radiological Protection. "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication Nº 60, Pergamon Press, Oxford and New York, 1991.

International Commission on Radiation Units and Measurements, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, ICRU Report Nº 51, Pergamon Press, Oxford and New York, 1993.

DRS POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01/003

COEFICIENTES DE DOSE PARA INDIVÍDUOS OCUPACIONALMENTE EXPOSTO

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" visando sua aplicação ao cálculo de doses, para fins de verificação de conformidade com os limites e restrições de dose e níveis de referência para indivíduos ocupacionalmente expostos, conforme expressos em sua seção 5.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

As estimativas de doses para fins de verificação de conformidade com limites e restrições de dose, níveis de referência e níveis operacionais relevantes necessitam da utilização de coeficientes de dose. Esta Posição Regulatória estabelece os coeficientes de dose a serem adotados, tendo como base as recomendações da ICRP na sua Publicação Nº 60[1] e as recomendações da IAEA constantes do Safety Series Nº 115 [2].

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

A absorção do radionuclídeo no sistema gastrintestinal e no sistema respiratório é dependente da forma química do composto incorporado.

A Tabela 1 apresenta os fatores de transferência do sistema gastrintestinal (f1), para diferentes compostos, usados para avaliação da incorporação por ingestão.

A Tabela 2 apresenta a classificação dos compostos quanto à absorção pelo sistema respiratório e os correspondentes valores de f1.

Quando a informação sobre o composto químico não estiver disponível, deve ser usado o valor mais restritivo, para fins de comparação com limites ou restrições de dose.

Com a finalidade de demonstrar conformidade com limites de dose efetiva, deve ser empregada a soma da dose efetiva devida à exposição externa no período especificado com a dose efetiva comprometida devida a incorporações de substâncias radioativas no mesmo período.

3.1 COEFICIENTES DE DOSE PARA INDIVÍDUOS OCUPACIONALMENTE EXPOSTOS

A Tabela 3 apresenta os coeficientes de dose para incorporação por inalação de aerossol com diâmetros aerodinâmicos medianos de 1µm e 5µm, bem como por ingestão, para diferentes compostos.

A Tabela 4 apresenta os coeficientes de dose e os fatores de conversão de unidades relativos à estimativa de exposição a radônio e filhos.

Nota: Recomendações específicas para a avaliação de dose de indivíduos ocupacionalmente expostos a partir de monitoração individual encontra-se na Posição Regulatória 3.01/005 "Critérios para o Cálculo de Dose Efetiva a partir da Monitoração Individual".

TABELA 1. Compostos e Valores de f1 Usados para Avaliação da Incorporação por Ingestão

Elemento	Fator de Transferência f1	Compostos
Hidrogênio	1.0E+03 1.000	Água Tritiada (ingerida)
	1.000	Trítio organicamente ligado
Carbono	1.000	Compostos orgânicos rotulados
Flúor	1.000	Todos os compostos
Sódio	1.000	Todos os compostos
Magnésio	5.0E-01 0,5	Todos os compostos
Alumínio	0,01	Todos os compostos
Silício	0,01	Todos os compostos
Fósforo	0,8	Todos os compostos
Enxofre	0,8	Compostos inorgânicos
	0,1	Enxofre elementar
	1.000	Enxofre orgânico
Cloro	1.000	Todos os compostos
Potássio	1.000	Todos os compostos
Cálcio	0,3	Todos os compostos
Escândio	1.0 E-04	Todos os compostos
Titânio	0,01	Todos os compostos
Vanádio	0,01	Todos os compostos
Cromo	0,1	Compostos hexavalentes
	0,01	Compostos trivalentes
Manganês	0,1	Todos os compostos
Ferro	0,1	Todos os compostos
Cobalto	0,1	Todos compostos não especificados
	0,05	Óxidos, hidróxidos e compostos inorgânicos
Níquel	0,05	Todos os compostos
Cobre	0,5	Todos os compostos
Zinco	0,5	Todos os compostos
Gálio	0,001	Todos os compostos
Germânio	1.000	Todos os compostos
Arsênio	0,5	Todos os compostos
Selênio	0,8	Todos compostos não especificados
	0,05	Selênio elementar e selenetos
Bromo	1.000	Todos os compostos
Rubídio	1.000	Todos os compostos
Estrôncio	0,3	Todos compostos não especificados
	0,01	Titanato de estrôncio (SrTiO3)
Ítrio	1.0 E-04	Todos os compostos
Zircônio	0,002	Todos os compostos

TABELA 1. Compostos e Valores de f1 Usados para Avaliação da Incorporação por Ingestão (continuação)

Elemento	Fator de Transferência f1	Compostos
Nióbio	0,01	Todos os compostos
Molibdênio	0,8	Todos compostos não especificados
	0,05	Sulfeto
Tecnécio	0,8	Todos os compostos
Rutênio	0,05	Todos os compostos
Ródio	0,05	Todos os compostos
Paládio	0,005	Todos os compostos
Prata	0,05	Todos os compostos
Cádmio	0,05	Todos compostos inorgânicos
Índio	0,02	Todos os compostos
Estanho	0,02	Todos os compostos
Antimônio	0,1	Todos os compostos
Telúrio	0,3	Todos os compostos
Iodo	1.000	Todos os compostos
Césio	1.000	Todos os compostos
Bário	0,1	Todos os compostos
Lantânio	5.0 E-04	Todos os compostos
Cério	5.0 E-04	Todos os compostos
Praseodímio	5.0 E-04	Todos os compostos
Neodímio	5.0 E-04	Todos os compostos
Promécio	5.0 E-04	Todos os compostos
Samário	5.0 E-04	Todos os compostos
Európio	5.0 E-04	Todos os compostos
Gadolínio	5.0 E-04	Todos os compostos
Térbio	5.0 E-04	Todos os compostos
Disprósio	5.0 E-04	Todos os compostos
Hólmio	5.0 E-04	Todos os compostos
Érbio	5.0 E-04	Todos os compostos
Túlio	5.0 E-04	Todos os compostos
Itérbio	5.0 E-04	Todos os compostos
Lutécio	5.0 E-04	Todos os compostos
Háfnio	0,002	Todos os compostos
Tântalo	0,001	Todos os compostos
Tungstênio	0,3	Todos compostos não especificados
	0,01	Ácido tungstênico
Rênio	0,8	Todos os compostos
Ósmio	0,01	Todos os compostos
Irídio	0,01	Todos os compostos

TABELA 1. Compostos e Valores de f1 Usados para Avaliação da Incorporação por Ingestão (continuação)

Elemento	Fator de Transferência f1	Compostos
Platina	1.0E-02 0,01	Todos os compostos
Ouro	0,1	Todos os compostos
Mercúrio	0,02	Todos os compostos inorgânicos
Mercúrio	1.000	Metil mercúrio
	0,4	Todos os compostos inorgânicos não especificados
Tálio	1.000	Todos os compostos
Chumbo	0,2	Todos os compostos
Bismuto	0,05	Todos os compostos
Polônio	0,1	Todos os compostos
Astato	1.000	Todos os compostos
Frâncio	1.000	Todos os compostos
Rádio	0,2	Todos os compostos
Actínio	5.0 E-04	Todos os compostos
Tório	5.0 E-04	Todos compostos não especificados
	2.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Protactínio	5.0 E-04	Todos os compostos
Urânio	0,02	Todos compostos não especificados
	0,002	Maioria dos compostos tetravalentes (UO2, U3O8, UF4)
Netúnio	5.0 E-04	Todos os compostos
Plutônio	5.0 E-04	Todos compostos não especificados
	1.0 E-04	Nitratos
	1.0 E-05	Óxidos insolúveis
Amerício	5.0 E-04	Todos os compostos
Cúrio	5.0 E-04	Todos os compostos
Berquélio	5.0 E-04	Todos os compostos
Califórnio	5.0 E-04	Todos os compostos
Einstênio	5.0 E-04	Todos os compostos
Férmio	5.0 E-04	Todos os compostos
Mendelévio	5.0 E-04	Todos os compostos

TABELA 2. Compostos, Tipos de Absorção Pulmonar e Valores de Fatores de Transferência do Trato Gastrintestinal (f1)

Elemento	Tipo(s) de Absorção	Fator de Transferência f1	Compostos
Berílio	M	0,005	Todos os compostos não especificados
	S	0,005	Óxidos, haletos e nitratos
Flúor	F	1.000	Determinado pelo cátion combinado
	M	1.000	Determinado pelo cátion combinado
	S	1.000	Determinado pelo cátion combinado
Sódio	F	1.000	Todos os compostos
Magnésio	F	0,5	Todos os compostos não especificados
	M	0,5	Óxidos, hidróxidos, carbetos, haletos e nitratos
Alumínio	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Óxidos, hidróxidos, carbetos, haletos, nitratos e alumínio metálico
Silício	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Óxidos, hidróxidos, carbetos e nitratos
	S	0,01	Aerosol de alumínosilicato
Fósforo	F	0,8	Todos os compostos não especificados
	M	0,8	Alguns fosfatos: determinados pelo cátion combinado
Enxofre	F	0,8	Sulfetos e sulfatos: determinado pelo cátion combinado
	M	0,8	Enxofre elementar. Sulfetos e sulfatos: determinado pelo cátion combinado
Cloro	F	1.000	Determinado pelo cátion combinado
	M	1000	Determinado pelo cátion combinado
Potássio	F	1.000	Todos os compostos
Cálcio	M	0,3	Todos os compostos
Escândio	S	1.0 E-04	Todos os compostos
Titânio	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Óxidos, hidróxidos, carbetos, haletos e nitratos
	S	0,01	Titanato de estrôncio (SrTiO3)
Vanádio	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Óxidos, hidróxidos, carbetos e haletos
Cromo	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,1	Haletos e nitratos
	S	0,1	Óxidos e hidróxidos

TABELA 2. Compostos, tipos de absorção pulmonar e valores de fatores de transferência do trato gastrintestinal(f1) (continuação)

Elemento	Tipo(s) de Absorção	Fator de Transferência f1	Compostos
Manganês	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,1	Óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos
Ferro	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,1	Óxidos, hidróxidos e haletos
Cobalto	M	0,1	Todos os compostos não especificados
	S	0,05	Óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos
Níquel	F	0,05	Todos os compostos não especificados
	M	0,05	Óxidos, hidróxidos e carbetos
Cobre	F	0,5	Todos os compostos inorgânicos não especificados
	M	0,5	Sulfetos, haletos e nitratos
	S	0,5	Óxidos e hidróxidos
Zinco	S	0,5	Todos os compostos
Gálio	F	0,001	Todos os compostos não especificados
	M	0,001	Óxidos, hidróxidos, carbetos, haletos e nitratos
Germânio	F	1.000	Todos os compostos não especificados
	M	1.000	Óxidos, sulfetos e haletos
Arsênio	M	0,5	Todos os compostos
Selênio	F	0,8	Todos os compostos inorgânicos não especificados
	M	0,8	Selênio elementar, óxidos, hidróxidos e carbetos
Bromo	F	1.000	Determinado pelo cátion combinado
	M	1.000	Determinado pelo cátion combinado
Rubídio	F	1.000	Todos os compostos
Estrôncio	F	0,3	Todos os compostos não especificados
	S	0,01	Titanato de estrôncio (SrTiO3)
Ítrio	M	1.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	1.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Zircônio	F	0,002	Todos os compostos não especificados
	M	0,002	Óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos
	S	0,002	Carbeto de zircônio
Nióbio	M	0,01	Todos os compostos não especificados
	S	0,01	Óxidos e hidróxidos
Molibidênio	F	0,8	Todos os compostos não especificados
	S	0,05	Sulfeto de molibdênio, óxidos e hidróxidos
Tecnécio	F	0,8	Todos os compostos não especificados
	M	0,8	Óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos

TABELA 2. Compostos, Tipos de Absorção Pulmonar e Valores de Fatores de Transferência do Trato Gastrintestinal(f1) (continuação)

Elemento	Tipo(s) de Absorção	Fator de Transferência f1	Compostos
Rutênio	F	0,05	Todos os compostos não especificados
	M	0,05	Haletos S 0,05 Óxidos e hidróxidos
Ródio	F	0,05	Todos os compostos não especificados
	M	0,05	Haletos
	S	0,05	Óxidos e hidróxidos
Paládio	F	0,005	Todos os compostos não especificados
	M	0,005	Nitratos and haletos
	S	0,005	Óxidos e hidróxidos
Prata	F	0,05	Todos os compostos não especifidados e prata metálica
	M	0,05	Nitratos and sulfetos
	S	0,05	Óxidos, hidroxidos and carbetos
Cádmio	F	0,05	Todos os compostos não especificados
	M	0,05	Sulfetos, haletos e nitratos
	S	0,05	Óxidos e hidróxidos
Índio	F	0,02	Todos os compostos não especificados
	M	0,02	Óxidos, hidroxidos, haletos e nitratos
Estanho	F	0,02	Todos os compostos não especificados
	M	0,02	Fosfato estânico, sulfetos, óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos
Antimônio	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Óxidos, hidroxidos, haletos, sulfetos, sulfatos e nitratos
Telúrio	F	0,3	Todos os compostos não especificados
	M	0,3	Óxidos, hidroxidos e nitratos
Iodo	F	1.000	Todos os compostos
Césio	F	1.000	Todos os compostos
Bário	F	0,1	Todos os compostos
Lantânio	F	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	M	5.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Cério	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos e fluoretos
Praseodímio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos, carbetos e fluoretos
Neodímio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos, carbetos e fluoretos

TABELA 2. Compostos, tipos de absorção pulmonar e valores de fatores de transferência do trato gastrintestinal(f1)) (continuação)

Elemento	Tipo(s) de Absorção	Fator de Transferência f1	Compostos
Promécio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos, carbetos e fluoretos
Samário	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Európio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Gadolínio	F	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	M	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos e fluoretos
Térbio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Disprósio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Hólmio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
Érbio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Túlio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Itérbio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos e fluoretos
Lutécio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos, hidróxidos e fluoretos
Háfnio	F	0,002	Todos os compostos não especificados
	M	0,002	Óxidos, hidróxidos, carbetos, haletos e nitratos
Tântalo	M	0,001	Todos os compostos não especificados
	S	0,001	Tântalo elementar, óxidos, hidróx.,haletos, carbetos, nitratos, nitritos
Tungstênio	F	0,3	Todos os compostos
Rênio	F	0,8	Todos os compostos não especificados
	M	0,8	Óxidos, hidróxidos, haletos e nitratos
Ósmio	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Haletos e nitratos
	S	0,01	Óxidos e hidróxidos
Irídio	F	0,01	Todos os compostos não especificados
	M	0,01	Irídio metálico, haletos e nitratos
	S	0,01	Óxidos e hidróxidos
Platina	F	0,01	Todos os compostos
Ouro	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,1	Haletos e nitratos
	S	0,1	Óxidos, hidróxidos e nitratos
Mercúrio	F	0,02	Sulfatos
	M	0,02	Óxidos, hidróxidos, haletos, nitratos e sulfetos
Mercúrio	F	0,4	Todos os compostos orgânicos

TABELA 2. Compostos, Tipos de Absorção Pulmonar e Valores de Fatores de Transferência do Trato Gastrintestinal (f1)) (continuação)

Elemento	Tipo(s) de Absorção	Fator de Transferência f1	Compostos
Tálio	F	1.000	Todos os compostos
Chumbo	F	0,2	Todos os compostos
Bismuto	F	0,05	Nitrato de bismuto
	M	0,05	Todos os compostos não especificados
Polônio	F	0,1	Todos os compostos não especificados
	M	0,1	Óxidos, hidróxidos e nitratos
Astato	F	1.000	Determinado pelo cátion combinado
	M	1.000	Determinado pelo cátion combinado
Frâncio	F	1.000	Todos os compostos
Rádio	M	0,2	Todos os compostos
Actínio	F	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	M	5.0 E-04	Haletos e nitratos
	S	5.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Tório	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	2.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Protactínio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	5.0 E-04	Óxidos e hidróxidos
Urânio	F	0,02	Maioria dos compostos hexavalentes, por ex: UF6, UO2F2 e UO2(NO3)2
	M	0,02	Compostos menos solúveis, por ex: UO3, UF4, UCl4 e a maioria dos compostos hexavalentes
	S	0,002	Compostos altamente insolúveis, por ex, UO2 e U3O8
Netúnio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Plutônio	M	5.0 E-04	Todos os compostos não especificados
	S	1.0 E-05	Óxidos insolúveis
Amerício	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Cúrio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Berquélio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Califórnio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Einstênio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Férmio	M	5.0 E-04	Todos os compostos
Mendelévio	M	5.0 E-04	Todos os compostos

Nota: Tipos F, M e S denotam absorções dos pulmões rápida, moderada e lenta, respectivamente.

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq))

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Hidrogênio
Água tritiada	12.3 a					1.000	1.8 E-11
Trítio orgânico	12.3 a					1.000	4.2 E-11
Berílio
Be-7	53.3 d	M	0,005	4.8 E-11	4.3 E-11	0,005	2.8 E-11
		S	0,005	5.2 E-11	4.6 E-11
Be-10	1.60E+06 a	M	0,005	9.1 E-09	6.7 E-09	0,005	1.1 E-09
		S	0,005	3.2 E-08	1.9 E-08
Carbono
C-11	0.340 h					1.000	2.4 E-11
C-14	5.73E+03 a					1.000	5.8 E-10
Flúor
F-18	1.83 h	F	1.000	3.0 E-11	5.4 E-11	1.000	4.9 E-11
		M	1.000	5.7 E-11	8.9 E-11
		S	1.000	6.0 E-11	9.3 E-11
Sódio
Na-22	2.60 a	F	1.000	1.3 E-09	2.0 E-09	1.000	3.2 E-09
Na-24	15.0 h	F	1.000	2.9 E-10	5.3 E-10	1.000	4.3 E-10
Magnésio
Mg-28	20.9 h	F	0,5	6.4 E-10	1.1 E-09	0,5	2.2 E-09
		M	0,5	1.2 E-09	1.7 E-09
Alumínio
Al-26	7.16E+05 a	F	0,01	1.1 E-08	1.4 E-08	0,01	3.5 E-09
		M	0,01	1.8 E-08	1.2 E-08
Silício
Si-31	2.62 h	F	0,01	2.9 E-11	5.1 E-11	0,01	1.6 E-10
		M	0,01	7.5 E-11	1.1 E-10
		S	0,01	8.0 E-11	1.1 E-10
Si-32	4.50E+02 a	F	0,01	3.2 E-09	3.7 E-09	0,01	5.6 E-10
		M	0,01	1.5 E-08	9.6 E-09
		S	0,01	1.1 E-07	5.5 E-08
Fósforo
P-32	14.3 d	F	0,8	8.0 E-10	1.1 E-09	0,8	2.4 E-09
		M	0,8	3.2 E-09	2.9 E-09
P-33	25.4 d	F	0,8	9.6 E-11	1.4 E-10	0,8	2.4 E-10
		M	0,8	1.4 E-09	1.3 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq)) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Enxofre
S-35	87.4 d	F	0,8	5.3 E-11	8.0 E-11	0,8	1.4 E-10
(inorgânico)		M	0,8	1.3 E-09	1.1 E-09	0,1	1.9 E-10
S-35	87.4 d					1.000	7.7 E-10
(orgânico)
Cloro
Cl-36	3.01E+05 a	F	1.000	3.4 E-10	4.9 E-10	1.000	9.3 E-10
		M	1.000	6.9 E-09	5.1 E-09
Cl-38	0.620 h	F	1.000	2.7 E-11	4.6 E-11	1.000	1.2 E-10
		M	1.000	4.7 E-11	7.3 E-11
Cl-39	0.927 h	F	1.000	2.7 E-11	4.8 E-11	1.000	8.5 E-11
		M	1.000	4.8 E-11	7.6 E-11
Potássio
K-40	1.28E+09 a	F	1.000	2.1 E-09	3.0 E-09	1.000	6.2 E-09
K-42	12.4 h	F	1.000	1.3 E-10	2.0 E-10	1.000	4.3 E-10
K-43	22.6 h	F	1.000	1.5 E-10	2.6 E-10	1.000	2.5 E-10
K-44	0.369 h	F	1.000	2.1 E-11	3.7 E-11	1.000	8.4 E-11
K-45	0.333 h	F	1.000	1.6 E-11	2.8 E-11	1.000	5.4 E-11
Cálcio
Ca-41	1.40E+05 a	M	0,3	1.7 E-10	1.9 E-10	0,3	2.9 E-10
Ca-45	163 d	M	0,3	2.7 E-09	2.3 E-09	0,3	7.6 E-10
Ca-47	4.53 d	M	0,3	1.8 E-09	2.1 E-09	0,3	1.6 E-09
Escândio
Sc-43	3.89 h	S	1.0 E-04	1.2 E-10	1.8 E-10	1.0 E-04	1.9 E-10
Sc-44	3.93 h	S	1.0 E-04	1.9 E-10	3.0 E-10	1.0 E-04	3.5 E-10
Sc-44m	2.44 d	S	1.0 E-04	1.5 E-09	2.0 E-09	1.0 E-04	2.4 E-09
Sc-46	83.8 d	S	1.0 E-04	6.4 E-09	4.8 E-09	1.0 E-04	1.5 E-09
Sc-47	3.35 d	S	1.0 E-04	7.0 E-10	7.3 E-10	1.0 E-04	5.4 E-10
Sc-48	1.82 d	S	1.0 E-04	1.1 E-09	1.6 E-09	1.0 E-04	1.7 E-09
Sc-49	0.956 h	S	1.0 E-04	4.1 E-11	6.1 E-11	1.0 E-04	8.2 E-11
Titânio
Ti-44	47.3 a	F	0,01	6.1 E-08	7.2 E-08	0,01	5.8 E-09
		M	0,01	4.0 E-08	2.7 E-08
		S	0,01	1.2 E-07	6.2 E-08
Ti-45	3.08 h	F	0,01	4.6 E-11	8.3 E-11	0,01	1.5 E-10
		M	0,01	9.1 E-11	1.4 E-10
		S	0,01	9.6 E-11	1.5 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq)) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Vanádio
V-47	0.543 h	F	0,01	1.9 E-11	3.2 E-11	0,01	6.3 E-11
		M	0,01	3.1 E-11	5.0 E-11
V-48	16.2 d	F	0,01	1.1 E-09	1.7 E-09	0,01	2.0 E-09
		M	0,01	2.3 E-09	2.7 E-09
V-49	330 d	F	0,01	2.1 E-11	2.6 E-11	0,01	1.8 E-11
Cromo		M	0,01	3.2 E-11	2.3 E-11
Cr-48	23.0 h	F	0,1	1.0 E-10	1.7 E-10	0,1	2.0 E-10
		M	0,1	2.0 E-10	2.3 E-10	0,01	2.0 E-10
		S	0,1	2.2 E-10	2.5 E-10
Cr-49	0.702 h	F	0,1	2.0 E-11	3.5 E-11	0,1	6.1 E-11
		M	0,1	3.5 E-11	5.6 E-11	0,01	6.1 E-11
		S	0,1	3.7 E-11	5.9 E-11
Cr-51	27.7 d	F	0,1	2.1 E-11	3.0 E-11	0,1	3.8 E-11
		M	0,1	3.1 E-11	3.4 E-11	0,01	3.7 E-11
		S	0,1	3.6 E-11	3.6 E-11
Manganês
Mn-51	0.770 h	F	0,1	2.4 E-11	4.2 E-11	0,1	9.3 E-11
		M	0,1	4.3 E-11	6.8 E-11
Mn-52	5.59 d	F	0,1	9.9 E-10	1.6 E-09	0,1	1.8 E-09
		M	0,1	1.4 E-09	1.8 E-09
Mn-52m	0.352 h	F	0,1	2.0 E-11	3.5 E-11	0,1	6.9 E-11
		M	0,1	3.0 E-11	5.0 E-11
Mn-53	3.70E+06 a	F	0,1	2.9 E-11	3.6 E-11	0,1 3.0 E-11
		M	0,1	5.2 E-11	3.6 E-11
Mn-54	312 d	F	0,1	8.7 E-10	1.1 E-09	0,1	7.1 E-10
		M	0,1	1.5 E-09	1.2 E-09
Mn-56	2.58 h	F	0,1	6.9 E-11	1.2 E-10	0,1	2.5 E-10
		M	0,1	1.3 E-10	2.0 E-10
Ferro
Fe-52	8.28 h	F	0,1	4.1 E-10	6.9 E-10	0,1	1.4 E-09
		M	0,1	6.3 E-10	9.5 E-10
Fe-55	2.70 a	F	0,1	7.7 E-10	9.2 E-10	0,1	3.3 E-10
		M	0,1	3.7 E-10	3.3 E-10
Fe-59	44.5 d	F	0,1	2.2 E-09	3.0 E-09	0,1	1.8 E-09
		M	0,1	3.5 E-09	3.2 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq)) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Fe-60	1.00E+05 a	F	0,1	2.8 E-07	3.3 E-07	0,1	1.1 E-07
		M	0,1	1.3 E-07	1.2 E-07
Cobalto
Co-55	17.5 h	M	0,1	5.1 E-10	7.8 E-10	0,1	1.0 E-09
		S	0,05	5.5 E-10	8.3 E-10	0,05	1.1 E-09
Co-56	78.7 d	M	0,1	4.6 E-09	4.0 E-09	0,1	2.5 E-09
		S	0,05	6.3 E-09	4.9 E-09	0,05	2.3 E-09
Co-57	271 d	M	0,1	5.2 E-10	3.9 E-10	0,1	2.1 E-10
		S	0,05	9.4 E-10	6.0 E-10	0,05	1.9 E-10
Co-58	70.8 d	M	0,1	1.5 E-09	1.4 E-09	0,1	7.4 E-10
		S	0,05	2.0 E-09	1.7 E-09	0,05	7.0 E-10
Co-58m	9.15 h	M	0,1	1.3 E-11	1.5 E-11	0,1	2.4 E-11
		S	0,05	1.6 E-11	1.7 E-11	0,05	2.4 E-11
Co-60	5.27 a	M	0,1	9.6 E-09	7.1 E-09	0,1	3.4 E-09
		S	0,05	2.9 E-08	1.7 E-08	0,05	2.5 E-09
Co-60m	0.174 h	M	0,1	1.1 E-12	1.2 E-12	0,1	1.7 E-12
		S	0,05	1.3 E-12	1.2 E-12	0,05	1.7 E-12
Co-61	1.65 h	M	0,1	4.8 E-11	7.1 E-11	0,1	7.4 E-11
		S	0,05	5.1 E-11	7.5 E-11	0,05	7.4 E-11
Co-62m	0.232 h	M	0,1	2.1 E-11	3.6 E-11	0,1	4.7 E-11
		S	0,05	2.2 E-11	3.7 E-11	0,05	4.7 E-11
Níquel
Ni-56	6.10 d	F	0,05	5.1 E-10	7.9 E-10	0,05	8.6 E-10
		M	0,05	8.6 E-10	9.6 E-10
Ni-57	1.50 d	F	0,05	2.8 E-10	5.0 E-10	0,05	8.7 E-10
		M	0,05	5.1 E-10	7.6 E-10
Ni-59	7.50E+04 a	F	0,05	1.8 E-10	2.2 E-10	0,05	6.3 E-11
		M	0,05	1.3 E-10	9.4 E-11
Ni-63	96.0 a	F	0,05	4.4 E-10	5.2 E-10	0,05	1.5 E-10
		M	0,05	4.4 E-10	3.1 E-10
Ni-65	2.52 h	F	0,05	4.4 E-11	7.5 E-11	0,05	1.8 E-10
		M	0,05	8.7 E-11	1.3 E-10
Ni-66	2.27 d	F	0,05	4.5 E-10	7.6 E-10	0,05	3.0 E-09
		M	0,05	1.6 E-09	1.9 E-09
Cobre
Cu-60	0.387 h	F	0,5	2.4 E-11	4.4 E-11	0,5	7.0 E-11
		M	0,5	3.5 E-11	6.0 E-11
		S	0,5	3.6 E-11	6.2 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Cu-61	3.41 h	F	0,5	4.0 E-11	7.3 E-11	0,5	1.2 E-10
		M	0,5	7.6 E-11	1.2 E-10
		S	0,5	8.0 E-11	1.2 E-10
Cu-64	12.7 h	F	0,5	3.8 E-11	6.8 E-11	0,5	1.2 E-10
		M	0,5	1.1 E-10	1.5 E-10
		S	0,5	1.2 E-10	1.5 E-10
Cu-67	2.58 d	F	0,5	1.1 E-10	1.8 E-10	0,5	3.4 E-10
		M	0,5	5.2 E-10	5.3 E-10
		S	0,5	5.8 E-10	5.8 E-10
Zinco
Zn-62	9.26 h	S	0,5	4.7 E-10	6.6 E-10	0,5	9.4 E-10
Zn-63	0.635 h	S	0,5	3.8 E-11	6.1 E-11	0,5	7.9 E-11
Zn-65	244 d	S	0,5	2.9 E-09	2.8 E-09	0,5	3.9 E-09
Zn-69	0.950 h	S	0,5	2.8 E-11	4.3 E-11	0,5	3.1 E-11
Zn-69m	13.8 h	S	0,5	2.6 E-10	3.3 E-10	0,5	3.3 E-10
Zn-71m	3.92 h	S	0,5	1.6 E-10	2.4 E-10	0,5	2.4 E-10
Zn-72	1.94 d	S	0,5	1.2 E-09	1.5 E-09	0,5	1.4 E-09
Gálio
Ga-65	0.253 h	F	0,001	1.2 E-11	2.0 E-11	0,001	3.7 E-11
		M	0,001	1.8 E-11	2.9 E-11
Ga-66	9.40 h	F	0,001	2.7 E-10	4.7 E-10	0,001	1.2 E-09
		M	0,001	4.6 E-10	7.1 E-10
Ga-67	3.26 d	F	0,001	6.8 E-11	1.1 E-10	0,001	1.9 E-10
		M	0,001	2.3 E-10	2.8 E-10
Ga-68	1.13 h	F	0,001	2.8 E-11	4.9 E-11	0,001	1.0 E-10
		M	0,001	5.1 E-11	8.1 E-11
Ga-70	0.353 h	F	0,001	9.3 E-12	1.6 E-11	0,001	3.1 E-11
		M	0,001	1.6 E-11	2.6 E-11
Ga-72	14.1 h	F	0,001	3.1 E-10	5.6 E-10	0,001	1.1 E-09
		M	0,001	5.5 E-10	8.4 E-10
Ga-73	4.91 h	F	0,001	5.8 E-11	1.0 E-10	0,001	2.6 E-10
		M	0,001	1.5 E-10	2.0 E-10
Germânio
Ge-66	2.27 h	F	1.000	5.7 E-11	9.9 E-11	1.000	1.0 E-10
		M	1.000	9.2 E-11	1.3 E-10
Ge-67	0.312 h	F	1.000	1.6 E-11	2.8 E-11	1.000	6.5 E-11
		M	1.000	2.6 E-11	4.2 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Ge-68	288 d	F	1.000	5.4 E-10	8.3 E-10	1.000	1.3 E-09
		M	1.000	1.3 E-08	7.9 E-09
Ge-69	1.63 d	F	1.000	1.4 E-10	2.5 E-10	1.000	2.4 E-10
		M	1.000	2.9 E-10	3.7 E-10
Ge-71	11.8 d	F	1.000	5.0 E-12	7.8 E-12	1.000	1.2 E-11
		M	1.000	1.0 E-11	1.1 E-11
Ge-75	1.38 h	F	1.000	1.6 E-11	2.7 E-11	1.000	4.6 E-11
		M	1.000	3.7 E-11	5.4 E-11
Ge-77	11.3 h	F	1.000	1.5 E-10	2.5 E-10	1.000	3.3 E-10
		M	1.000	3.6 E-10	4.5 E-10
Ge-78	1.45 h	F	1.000	4.8 E-11	8.1 E-11	1.000	1.2 E-10
		M	1.000	9.7 E-11	1.4 E-10
Arsênio
As-69	0.253 h	M	0,5	2.2 E-11	3.5 E-11	0,5	5.7 E-11
As-70	0.876 h	M	0,5	7.2 E-11	1.2 E-10	0,5	1.3 E-10
As-71	2.70 d	M	0,5	4.0 E-10	5.0 E-10	0,5	4.6 E-10
As-72	1.08 d	M	0,5	9.2 E-10	1.3 E-09	0,5	1.8 E-09
As-73	80.3 d	M	0,5	9.3 E-10	6.5 E-10	0,5	2.6 E-10
As-74	17.8 d	M	0,5	2.1 E-09	1.8 E-09	0,5	1.3 E-09
As-76	1.10 d	M	0,5	7.4 E-10	9.2 E-10	0,5	1.6 E-09
As-77	1.62 d	M	0,5	3.8 E-10	4.2 E-10	0,5	4.0 E-10
As-78	1.51 h	M	0,5	9.2 E-11	1.4 E-10	0,5	2.1 E-10
Selênio
Se-70	0.683 h	F	0,8	4.5 E-11	8.2 E-11	0,8	1.2 E-10
		M	0,8	7.3 E-11	1.2 E-10	0,05	1.4 E-10
Se-73	7.15 h	F	0,8	8.6 E-11	1.5 E-10	0,8	2.1 E-10
		M	0,8	1.6 E-10	2.4 E-10	0,05	3.9 E-10
Se-73m	0.650 h	F	0,8	9.9 E-12	1.7 E-11	0,8	2.8 E-11
		M	0,8	1.8 E-11	2.7 E-11	0,05	4.1 E-11
Se-75	120 d	F	0,8	1.0 E-09	1.4 E-09	0,8	2.6 E-09
		M	0,8	1.4 E-09	1.7 E-09	0,05	4.1 E-10
Se-79	6.50E+04 a	F	0,8	1.2 E-09	1.6 E-09	0,8	2.9 E-09
		M	0,8	2.9 E-09	3.1 E-09	0,05	3.9 E-10
Se-81	0.308 h	F	0,8	8.6 E-12	1.4 E-11	0,8	2.7 E-11
		M	0,8	1.5 E-11	2.4 E-11	0,05	2.7 E-11
Se-81m	0.954 h	F	0,8	1.7 E-11	3.0 E-11	0,8	5.3 E-11
		M	0,8	4.7 E-11	6.8 E-11	0,05	5.9 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Se-83	0.375 h	F	0,8	1.9 E-11	3.4 E-11	0,8	4.7 E-11
		M	0,8	3.3 E-11	5.3 E-11	0,05	5.1 E-11
Bromo
Br-74	0.422 h	F	1.000	2.8 E-11	5.0 E-11	1.000	8.4 E-11
		M	1.000	4.1 E-11	6.8 E-11
Br-74m	0.691 h	F	1.000	4.2 E-11	7.5 E-11	1.000	1.4 E-10
		M	1.000	6.5 E-11	1.1 E-10
Br-75	1.63 h	F	1.000	3.1 E-11	5.6 E-11	1.000	7.9 E-11
		M	1.000	5.5 E-11	8.5 E-11
Br-76	16.2 h	F	1.000	2.6 E-10	4.5 E-10	1.000	4.6 E-10
		M	1.000	4.2 E-10	5.8 E-10
Br-77	2.33 d	F	1.000	6.7 E-11	1.2 E-10	1.000	9.6 E-11
		M	1.000	8.7 E-11	1.3 E-10
Br-80	0.290 h	F	1.000	6.3 E-12	1.1 E-11	1.000	3.1 E-11
		M	1.000	1.0 E-11	1.7 E-11
Br-80m	4.42 h	F	1.000	3.5 E-11	5.8 E-11	1.000	1.1 E-10
		M	1.000	7.6 E-11	1.0 E-10
Br-82	1.47 d	F	1.000	3.7 E-10	6.4 E-10	1.000	5.4 E-10
		M	1.000	6.4 E-10	8.8 E-10
Br-83	2.39 h	F	1.000	1.7 E-11	2.9 E-11	1.000	4.3 E-11
		M	1.000	4.8 E-11	6.7 E-11
Br-84	0.530 h	F	1.000	2.3 E-11	4.0 E-11	1.000	8.8 E-11
		M	1.000	3.9 E-11	6.2 E-11
Rubídio
Rb-79	0.382 h	F	1.000	1.7 E-11	3.0 E-11	1.000	5.0 E-11
Rb-81	4.58 h	F	1.000	3.7 E-11	6.8 E-11	1.000	5.4 E-11
Rb-81m	0.533 h	F	1.000	7.3 E-12	1.3 E-11	1.000	9.7 E-12
Rb-82m	6.20 h	F	1.000	1.2 E-10	2.2 E-10	1.000	1.3 E-10
Rb-83	86.2 d	F	1.000	7.1 E-10	1.0 E-09	1.000	1.9 E-09
Rb-84	32.8 d	F	1.000	1.1 E-09	1.5 E-09	1.000	2.8 E-09
Rb-86	18.6 d	F	1.000	9.6 E-10	1.3 E-09	1.000	2.8 E-09
Rb-87	4.70E+10 a	F	1.000	5.1 E-10	7.6 E-10	1.000	1.5 E-09
Rb-88	0.297 h	F	1.000	1.7 E-11	2.8 E-11	1.000	9.0 E-11
Rb-89	0.253 h	F	1.000	1.4 E-11	2.5 E-11	1.000	4.7 E-11
Estrôncio
Sr-80	1.67 h	F	0,3	7.6 E-11	1.3 E-10	0,3	3.4 E-10
		S	0,01	1.4 E-10	2.1 E-10	0,01	3.5 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Sr-81	0.425 h	F	0,3	2.2 E-11	3.9 E-11	0,3	7.7 E-11
		S	0,01	3.8 E-11	6.1 E-11	0,01	7.8 E-11
Sr-82	25.0 d	F	0,3	2.2 E-09	3.3 E-09	0,3	6.1 E-09
		S	0,01	1.0 E-08	7.7 E-09	0,01	6.0 E-09
Sr-83	1.35 d	F	0,3	1.7 E-10	3.0 E-10	0,3	4.9 E-10
		S	0,01	3.4 E-10	4.9 E-10	0,01	5.8 E-10
Sr-85	64.8 d	F	0,3	3.9 E-10	5.6 E-10	0,3	5.6 E-10
		S	0,01	7.7 E-10	6.4 E-10	0,01	3.3 E-10
Sr-85m	1.16 h	F	0,3	3.1 E-12	5.6 E-12	0,3	6.1 E-12
		S	0,01	4.5 E-12	7.4 E-12	0,01	6.1 E-12
Sr-87m	2.80 h	F	0,3	1.2 E-11	2.2 E-11	0,3	3.0 E-11
		S	0,01	2.2 E-11	3.5 E-11	0,01	3.3 E-11
Sr-89	50.5 d	F	0,3	1.0 E-09	1.4 E-09	0,3	2.6 E-09
		S	0,01	7.5 E-09	5.6 E-09	0,01	2.3 E-09
Sr-90	29.1 a	F	0,3	2.4 E-08	3.0 E-08	0,3	2.8 E-08
		S	0,01	1.5 E-07	7.7 E-08	0,01	2.7 E-09
Sr-91	9.50 h	F	0,3	1.7 E-10	2.9 E-10	0,3	6.5 E-10
		S	0,01	4.1 E-10	5.7 E-10	0,01	7.6 E-10
Sr-92	2.71 h	F	0,3	1.1 E-10	1.8 E-10	0,3	4.3 E-10
		S	0,01	2.3 E-10	3.4 E-10	0,01	4.9 E-10
Ítrio
Y-86	14.7 h	M	1.0 E-04	4.8 E-10	8.0 E-10	1.0 E-04	9.6 E-10
		S	1.0 E-04	4.9 E-10	8.1 E-10
Y-86m	0.800 h	M	1.0 E-04	2.9 E-11	4.8 E-11	1.0 E-04	5.6 E-11
		S	1.0 E-04	3.0 E-11	4.9 E-11
Y-87	3.35 d	M	1.0 E-04	3.8 E-10	5.2 E-10	1.0 E-04	5.5 E-10
		S	1.0 E-04	4.0 E-10	5.3 E-10
Y-88	107 d	M	1.0 E-04	3.9 E-09	3.3 E-09	1.0 E-04	1.3 E-09
		S	1.0 E-04	4.1 E-09	3.0 E-09
Y-90	2.67 d	M	1.0 E-04	1.4 E-09	1.6 E-09	1.0 E-04	2.7 E-09
		S	1.0 E-04	1.5 E-09	1.7 E-09
Y-90m	3.19 h	M	1.0 E-04	9.6 E-11	1.3 E-10	1.0 E-04	1.7 E-10
		S	1.0 E-04	1.0 E-10	1.3 E-10
Y-91	58.5 d	M	1.0 E-04	6.7 E-09	5.2 E-09	1.0 E-04	2.4 E-09
		S	1.0 E-04	8.4 E-09	6.1 E-09
Y-91m	0.828 h	M	1.0 E-04	1.0 E-11	1.4 E-11	1.0 E-04	1.1 E-11
		S	1.0 E-04	1.1 E-11	1.5 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Y-92	3.54 h	M	1.0 E-04	1.9 E-10	2.7 E-10	1.0 E-04	4.9 E-10
		S	1.0 E-04	2.0 E-10	2.8 E-10
Y-93	10.1 h	M	1.0 E-04	4.1 E-10	5.7 E-10	1.0 E-04	1.2 E-09
		S	1.0 E-04	4.3 E-10	6.0 E-10
Y-94	0.318 h	M	1.0 E-04	2.8 E-11	4.4 E-11	1.0 E-04	8.1 E-11
		S	1.0 E-04	2.9 E-11	4.6 E-11
Y-95	0.178 h	M	1.0 E-04	1.6 E-11	2.5 E-11	1.0 E-04	4.6 E-11
		S	1.0 E-04	1.7 E-11	2.6 E-11
Zircônio
Zr-86	16.5 h	F	0,002	3.0 E-10	5.2 E-10	0,002	8.6 E-10
		M	0,002	4.3 E-10	6.8 E-10
		S	0,002	4.5 E-10	7.0 E-10
Zr-88	83.4 d	F	0,002	3.5 E-09	4.1 E-09	0,002	3.3 E-10
		M	0,002	2.5 E-09	1.7 E-09
		S	0,002	3.3 E-09	1.8 E-09
Zr-89	3.27 d	F	0,002	3.1 E-10	5.2 E-10	0,002	7.9 E-10
		M	0,002	5.3 E-10	7.2 E-10
		S	0,002	5.5 E-10	7.5 E-10
Zr-93	1.53E+06 a	F	0,002	2.5 E-08	2.9 E-08	0,002	2.8 E-10
		M	0,002	9.6 E-09	6.6 E-09
		S	0,002	3.1 E-09	1.7 E-09
Zr-95	64.0 d	F	0,002	2.5 E-09	3.0 E-09	0,002	8.8 E-10
		M	0,002	4.5 E-09	3.6 E-09
		S	0,002	5.5 E-09	4.2 E-09
Zr-97	16.9 h	F	0,002	4.2 E-10	7.4 E-10	0,002	2.1 E-09
		M	0,002	9.4 E-10	1.3 E-09
		S	0,002	1.0 E-09	1.4 E-09
Nióbio
Nb-88	0.238 h	M	0,01	2.9 E-11	4.8 E-11	0,01	6.3 E-11
		S	0,01	3.0 E-11	5.0 E-11
Nb-89	2.03 h	M	0,01	1.2 E-10	1.8 E-10	0,01	3.0 E-10
		S	0,01	1.3 E-10	1.9 E-10
Nb-89	1.10 h	M	0,01	7.1 E-11	1.1 E-10	0,01	1.4 E-10
		S	0,01	7.4 E-11	1.2 E-10
Nb-90	14.6 h	M	0,01	6.6 E-10	1.0 E-09	0,01	1.2 E-09
		S	0,01	6.9 E-10	1.1 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Nb-93m	13.6 a	M	0,01	4.6 E-10	2.9 E-10	0,01	1.2 E-10
		S	0,01	1.6 E-09	8.6 E-10
Nb-94	2.03E+04 a	M	0,01	1.0 E-08	7.2 E-09	0,01	1.7 E-09
		S	0,01	4.5 E-08	2.5 E-08
Nb-95	35.1 d	M	0,01	1.4 E-09	1.3 E-09	0,01	5.8 E-10
		S	0,01	1.6 E-09	1.3 E-09
Nb-95m	3.61 d	M	0,01	7.6 E-10	7.7 E-10	0,01	5.6 E-10
		S	0,01	8.5 E-10	8.5 E-10
Nb-96	23.3 h	M	0,01	6.5 E-10	9.7 E-10	0,01	1.1 E-09
		S	0,01	6.8 E-10	1.0 E-09
Nb-97	1.20 h	M	0,01	4.4 E-11	6.9 E-11	0,01	6.8 E-11
		S	0,01	4.7 E-11	7.2 E-11
Nb-98	0.858 h	M	0,01	5.9 E-11	9.6 E-11	0,01	1.1 E-10
		S	0,01	6.1 E-11	9.9 E-11
Molibdênio
Mo-90	5.67 h	F	0,8	1.7 E-10	2.9 E-10	0,8	3.1 E-10
		S	0,05	3.7 E-10	5.6 E-10	0,05	6.2 E-10
Mo-93	3.50E+03 a	F	0,8	1.0 E-09	1.4 E-09	0,8	2.6 E-09
		S	0,05	2.2 E-09	1.2 E-09	0,05	2.0 E-10
Mo-93m	6.85 h	F	0,8	1.0 E-10	1.9 E-10	0,8	1.6 E-10
		S	0,05	1.8 E-10	3.0 E-10	0,05	2.8 E-10
Mo-99	2.75 d	F	0,8	2.3 E-10	3.6 E-10	0,8	7.4 E-10
		S	0,05	9.7 E-10	1.1 E-09	0,05	1.2 E-09
Mo-101	0.244 h	F	0,8	1.5 E-11	2.7 E-11	0,8	4.2 E-11
		S	0,05	2.7 E-11	4.5 E-11	0,05	4.2 E-11
Tecnécio
Tc-93	2.75 h	F	0,8	3.4 E-11	6.2 E-11	0,8	4.9 E-11
		M	0,8	3.6 E-11	6.5 E-11
Tc-93m	0.725 h	F	0,8	1.5 E-11	2.6 E-11	0,8	2.4 E-11
		M	0,8	1.7 E-11	3.1 E-11
Tc-94	4.88 h	F	0,8	1.2 E-10	2.1 E-10	0,8	1.8 E-10
		M	0,8	1.3 E-10	2.2 E-10
Tc-94m	0.867 h	F	0,8	4.3 E-11	6.9 E-11	0,8	1.1 E-10
		M	0,8	4.9 E-11	8.0 E-11
Tc-95	20.0 h	F	0,8	1.0 E-10	1.8 E-10	0,8	1.6 E-10
		M	0,8	1.0 E-10	1.8 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Tc-95m	61.0 d	F	0,8	3.1 E-10	4.8 E-10	0,8	6.2 E-10
		M	0,8	8.7 E-10	8.6 E-10
Tc-96	4.28 d	F	0,8	6.0 E-10	9.8 E-10	0,8	1.1 E-09
		M	0,8	7.1 E-10	1.0 E-09
Tc-96m	0.858 h	F	0,8	6.5 E-12	1.1 E-11	0,8	1.3 E-11
		M	0,8	7.7 E-12	1.1 E-11
Tc-97	2.60E+06 a	F	0,8	4.5 E-11	7.2 E-11	0,8	8.3 E-11
		M	0,8	2.1 E-10	1.6 E-10
Tc-97m	87.0 d	F	0,8	2.8 E-10	4.0 E-10	0,8	6.6 E-10
		M	0,8	3.1 E-09	2.7 E-09
Tc-98	4.20E+06 a	F	0,8	1.0 E-09	1.5 E-09	0,8	2.3 E-09
		M	0,8	8.1 E-09	6.1 E-09
Tc-99	2.13E+05 a	F	0,8	2.9 E-10	4.0 E-10	0,8	7.8 E-10
		M	0,8	3.9 E-09	3.2 E-09
Tc-99m	6.02 h	F	0,8	1.2 E-11	2.0 E-11	0,8	2.2 E-11
		M	0,8	1.9 E-11	2.9 E-11
Tc-101	0.237 h	F	0,8	8.7 E-12	1.5 E-11	0,8	1.9 E-11
		M	0,8	1.3 E-11	2.1 E-11
Tc-104	0.303 h	F	0,8	2.4 E-11	3.9 E-11	0,8	8.1 E-11
		M	0,8	3.0 E-11	4.8 E-11
Rutênio
Ru-94	0.863 h	F	0,05	2.7 E-11	4.9 E-11	0,05	9.4 E-11
		M	0,05	4.4 E-11	7.2 E-11
		S	0,05	4.6 E-11	7.4 E-11
Ru-97	2.90 d	F	0,05	6.7 E-11	1.2 E-10	0,05	1.5 E-10
		M	0,05	1.1 E-10	1.6 E-10
		S	0,05	1.1 E-10	1.6 E-10
Ru-103	39.3 d	F	0,05	4.9 E-10	6.8 E-10	0,05	7.3 E-10
		M	0,05	2.3 E-09	1.9 E-09
		S	0,05	2.8 E-09	2.2 E-09
Ru-105	4.44 h	F	0,05	7.1 E-11	1.3 E-10	0,05	2.6 E-10
		M	0,05	1.7 E-10	2.4 E-10
		S	0,05	1.8 E-10	2.5 E-10
Ru-106	1.01 a	F	0,05	8.0 E-09	9.8 E-09	0,05	7.0 E-09
		M	0,05	2.6 E-08	1.7 E-08
		S	0,05	6.2 E-08	3.5 E-08

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Ródio
Rh-99	16.0 d	F	0,05	3.3 E-10	4.9 E-10	0,05	5.1 E-10
		M	0,05	7.3 E-10	8.2 E-10
		S	0,05	8.3 E-10	8.9 E-10
Rh-99m	4.70 h	F	0,05	3.0 E-11	5.7 E-11	0,05	6.6 E-11
		M	0,05	4.1 E-11	7.2 E-11
		S	0,05	4.3 E-11	7.3 E-11
Rh-100	20.8 h	F	0,05	2.8 E-10	5.1 E-10	0,05	7.1 E-10
		M	0,05	3.6 E-10	6.2 E-10
		S	0,05	3.7 E-10	6.3 E-10
Rh-101	3.20 a	F	0,05	1.4 E-09	1.7 E-09	0,05	5.5 E-10
		M	0,05	2.2 E-09	1.7 E-09
		S	0,05	5.0 E-09	3.1 E-09
Rh-101m	4.34 d	F	0,05	1.0 E-10	1.7 E-10	0,05	2.2 E-10
		M	0,05	2.0 E-10	2.5 E-10
		S	0,05	2.1 E-10	2.7 E-10
Rh-102	2.90 a	F	0,05	7.3 E-09	8.9 E-09	0,05	2.6 E-09
		M	0,05	6.5 E-09	5.0 E-09
		S	0,05	1.6 E-08	9.0 E-09
Rh-102m	207 d	F	0,05	1.5 E-09	1.9 E-09	0,05	1.2 E-09
		M	0,05	3.8 E-09	2.7 E-09
		S	0,05	6.7 E-09	4.2 E-09
Rh-103m	0.935 h	F	0,05	8.6 E-13	1.2 E-12	0,05	3.8 E-12
		M	0,05	2.3 E-12	2.4 E-12
		S	0,05	2.5 E-12	2.5 E-12
Rh-105	1.47 d	F	0,05	8.7 E-11	1.5 E-10	0,05	3.7 E-10
		M	0,05	3.1 E-10	4.1 E-10
		S	0,05	3.4 E-10	4.4 E-10
Rh-106m	2.20 h	F	0,05	7.0 E-11	1.3 E-10	0,05	1.6 E-10
		M	0,05	1.1 E-10	1.8 E-10
		S	0,05	1.2 E-10	1.9 E-10
Rh-107	0.362 h	F	0,05	9.6 E-12	1.6 E-11	0,05	2.4 E-11
		M	0,05	1.7 E-11	2.7 E-11
		S	0,05	1.7 E-11	2.8 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Paládio
Pd-100	3.63 d	F	0,005	4.9 E-10	7.6 E-10	0,005	9.4 E-10
		M	0,005	7.9 E-10	9.5 E-10
		S	0,005	8.3 E-10	9.7 E-10
Pd-101	8.27 h	F	0,005	4.2 E-11	7.5 E-11	0,005	9.4 E-11
		M	0,005	6.2 E-11	9.8 E-11
		S	0,005	6.4 E-11	1.0 E-10
Pd-103	17.0 d	F	0,005	9.0 E-11	1.2 E-10	0,005	1.9 E-10
		M	0,005	3.5 E-10	3.0 E-10
		S	0,005	4.0 E-10	2.9 E-10
Pd-107	6.50E+06 a	F	0,005	2.6 E-11	3.3 E-11	0,005	3.7 E-11
		M	0,005	8.0 E-11	5.2 E-11
		S	0,005	5.5 E-10	2.9 E-10
Pd-109	13.4 h	F	0,005	1.2 E-10	2.1 E-10	0,005	5.5 E-10
		M	0,005	3.4 E-10	4.7 E-10
		S	0,005	3.6 E-10	5.0 E-10
Prata
Ag-102	0.215 h	F	0,05	1.4 E-11	2.4 E-11	0,05	4.0 E-11
		M	0,05	1.8 E-11	3.2 E-11
		S	0,05	1.9 E-11	3.2 E-11
Ag-103	1.09 h	F	0,05	1.6 E-11	2.8 E-11	0,05	4.3 E-11
		M	0,05	2.7 E-11	4.3 E-11
		S	0,05	2.8 E-11	4.5 E-11
Ag-104	1.15 h	F	0,05	3.0 E-11	5.7 E-11	0,05	6.0 E-11
		M	0,05	3.9 E-11	6.9 E-11
		S	0,05	4.0 E-11	7.1 E-11
Ag-104m	0.558 h	F	0,05	1.7 E-11	3.1 E-11	0,05	5.4 E-11
		M	0,05	2.6 E-11	4.4 E-11
		S	0,05	2.7 E-11	4.5 E-11
Ag-105	41.0 d	F	0,05	5.4 E-10	8.0 E-10	0,05	4.7 E-10
		M	0,05	6.9 E-10	7.0 E-10
		S	0,05	7.8 E-10	7.3 E-10
Ag-106	0.399 h	F	0,05	9.8 E-12	1.7 E-11	0,05	3.2 E-11
		M	0,05	1.6 E-11	2.6 E-11
		S	0,05	1.6 E-11	2.7 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Ag-106m	8.41 d	F	0,05	1.1 E-09	1.6 E-09	0,05	1.5 E-09
		M	0,05	1.1 E-09	1.5 E-09
		S	0,05	1.1 E-09	1.4 E-09
Ag-108m	1.27E+02 a	F	0,05	6.1 E-09	7.3 E-09	0,05	2.3 E-09
		M	0,05	7.0 E-09	5.2 E-09
		S	0,05	3.5 E-08	1.9 E-08
Ag-110m	250 d	F	0,05	5.5 E-09	6.7 E-09	0,05	2.8 E-09
		M	0,05	7.2 E-09	5.9 E-09
		S	0,05	1.2 E-08	7.3 E-09
Ag-111	7.45 d	F	0,05	4.1 E-10	5.7 E-10	0,05	1.3 E-09
		M	0,05	1.5 E-09	1.5 E-09
		S	0,05	1.7 E-09	1.6 E-09
Ag-112	3.12 h	F	0,05	8.2 E-11	1.4 E-10	0,05	4.3 E-10
		M	0,05	1.7 E-10	2.5 E-10
		S	0,05	1.8 E-10	2.6 E-10
Ag-115	0.333 h	F	0,05	1.6 E-11	2.6 E-11	0,05	6.0 E-11
		M	0,05	2.8 E-11	4.3 E-11
		S	0,05	3.0 E-11	4.4 E-11
Cádmio
Cd-104	0.961 h	F	0,05	2.7 E-11	5.0 E-11	0,05	5.8 E-11
		M	0,05	3.6 E-11	6.2 E-11
		S	0,05	3.7 E-11	6.3 E-11
Cd-107	6.49 h	F	0,05	2.3 E-11	4.2 E-11	0,05	6.2 E-11
		M	0,05	8.1 E-11	1.0 E-10
		S	0,05	8.7 E-11	1.1 E-10
Cd-109	1.27 a	F	0,05	8.1 E-09	9.6 E-09	0,05	2.0 E-09
		M	0,05	6.2 E-09	5.1 E-09
		S	0,05	5.8 E-09	4.4 E-09
Cd-113	9.30E+15 a	F	0,05	1.2 E-07	1.4 E-07	0,05	2.5 E-08
		M	0,05	5.3 E-08	4.3 E-08
		S	0,05	2.5 E-08	2.1 E-08
Cd-113m	13.6 a	F	0,05	1.1 E-07	1.3 E-07	0,05	2.3 E-08
		M	0,05	5.0 E-08	4.0 E-08
		S	0,05	3.0 E-08	2.4 E-08
Cd-115	2.23 d	F	0,05	3.7 E-10	5.4 E-10	0,05	1.4 E-09
		M	0,05	9.7 E-10	1.2 E-09
		S	0,05	1.1 E-09	1.3 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Cd-115m	44.6 d	F	0,05	5.3 E-09	6.4 E-09	0,05	3.3 E-09
		M	0,05	5.9 E-09	5.5 E-09
		S	0,05	7.3 E-09	5.5 E-09
Cd-117	2.49 h	F	0,05	7.3 E-11	1.3 E-10	0,05	2.8 E-10
		M	0,05	1.6 E-10	2.4 E-10
		S	0,05	1.7 E-10	2.5 E-10
Cd-117m	3.36 h	F	0,05	1.0 E-10	1.9 E-10	0,05	2.8 E-10
		M	0,05	2.0 E-10	3.1 E-10
		S	0,05	2.1 E-10	3.2 E-10
Índio
In-109	4.20 h	F	0,02	3.2 E-11	5.7 E-11	0,02	6.6 E-11
		M	0,02	4.4 E-11	7.3 E-11
In-110	4.90 h	F	0,02	1.2 E-10	2.2 E-10	0,02	2.4 E-10
		M	0,02	1.4 E-10	2.5 E-10
In-110	1.15 h	F	0,02	3.1 E-11	5.5 E-11	0,02	1.0 E-10
		M	0,02	5.0 E-11	8.1 E-11
In-111	2.83 d	F	0,02	1.3 E-10	2.2 E-10	0,02	2.9 E-10
		M	0,02	2.3 E-10	3.1 E-10
In-112	0.240 h	F	0,02	5.0 E-12	8.6 E-12	0,02	1.0 E-11
		M	0,02	7.8 E-12	1.3 E-11
In-113m	1.66 h	F	0,02	1.0 E-11	1.9 E-11	0,02	2.8 E-11
		M	0,02	2.0 E-11	3.2 E-11
In-114m	49.5 d	F	0,02	9.3 E-09	1.1 E-08	0,02	4.1 E-09
		M	0,02	5.9 E-09	5.9 E-09
In-115	5.10E+15 a	F	0,02	3.9 E-07	4.5 E-07	0,02	3.2 E-08
		M	0,02	1.5 E-07	1.1 E-07
In-115m	4.49 h	F	0,02	2.5 E-11	4.5 E-11	0,02	8.6 E-11
		M	0,02	6.0 E-11	8.7 E-11
In-116m	0.902 h	F	0,02	3.0 E-11	5.5 E-11	0,02	6.4 E-11
		M	0,02	4.8 E-11	8.0 E-11
In-117	0.730 h	F	0,02	1.6 E-11	2.8 E-11	0,02	3.1 E-11
		M	0,02	3.0 E-11	4.8 E-11
In-117m	1.94 h	F	0,02	3.1 E-11	5.5 E-11	0,02	1.2 E-10
		M	0,02	7.3 E-11	1.1 E-10
In-119m	0.300 h	F	0,02	1.1 E-11	1.8 E-11	0,02	4.7 E-11
		M	0,02	1.8 E-11	2.9 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Estanho
Sn-110	4.00 h	F	0,02	1.1 E-10	1.9 E-10	0,02	3.5 E-10
		M	0,02	1.6 E-10	2.6 E-10
Sn-111	0.588 h	F	0,02	8.3 E-12	1.5 E-11	0,02	2.3 E-11
		M	0,02	1.4 E-11	2.2 E-11
Sn-113	115 d	F	0,02	5.4 E-10	7.9 E-10	0,02	7.3 E-10
		M	0,02	2.5 E-09	1.9 E-09
Sn-117m	13.6 d	F	0,02	2.9 E-10	3.9 E-10	0,02	7.1 E-10
		M	0,02	2.3 E-09	2.2 E-09
Sn-119m	293 d	F	0,02	2.9 E-10	3.6 E-10	0,02	3.4 E-10
		M	0,02	2.0 E-09	1.5 E-09
Sn-121	1.13 d	F	0,02	6.4 E-11	1.0 E-10	0,02	2.3 E-10
		M	0,02	2.2 E-10	2.8 E-10
Sn-121m	55.0 a	F	0,02	8.0 E-10	9.7 E-10	0,02	3.8 E-10
		M	0,02	4.2 E-09	3.3 E-09
Sn-123	129 d	F	0,02	1.2 E-09	1.6 E-09	0,02	2.1 E-09
		M	0,02	7.7 E-09	5.6 E-09
Sn-123m	0.668 h	F	0,02	1.4 E-11	2.4 E-11	0,02	3.8 E-11
		M	0,02	2.8 E-11	4.4 E-11
Sn-125	9.64 d	F	0,02	9.2 E-10	1.3 E-09	0,02	3.1 E-09
		M	0,02	3.0 E-09	2.8 E-09
Sn-126	1.00E+05 a	F	0,02	1.1 E-08	1.4 E-08	0,02	4.7 E-09
		M	0,02	2.7 E-08	1.8 E-08
Sn-127	2.10 h	F	0,02	6.9 E-11	1.2 E-10	0,02	2.0 E-10
		M	0,02	1.3 E-10	2.0 E-10
Sn-128	0.985 h	F	0,02	5.4 E-11	9.5 E-11	0,02	1.5 E-10
		M	0,02	9.6 E-11	1.5 E-10
Antimônio
Sb-115	0.530 h	F	0,1	9.2 E-12	1.7 E-11	0,1	2.4 E-11
		M	0,01	1.4 E-11	2.3 E-11
Sb-116	0.263 h	F	0,1	9.9 E-12	1.8 E-11	0,1	2.6 E-11
		M	0,01	1.4 E-11	2.3 E-11
Sb-116m	1.00 h	F	0,1	3.5 E-11	6.4 E-11	0,1	6.7 E-11
		M	0,01	5.0 E-11	8.5 E-11
Sb-117	2.80 h	F	0,1	9.3 E-12	1.7 E-11	0,1	1.8 E-11
		M	0,01	1.7 E-11	2.7 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Sb-118m	5.00 h	F	0,1	1.0 E-10	1.9 E-10	0,1	2.1 E-10
		M	0,01	1.3 E-10	2.3 E-10
Sb-119	1.59 d	F	0,1	2.5 E-11	4.5 E-11	0,1	8.1 E-11
		M	0,01	3.7 E-11	5.9 E-11
Sb-120	5.76 d	F	0,1	5.9 E-10	9.8 E-10	0,1	1.2 E-09
		M	0,01	1.0 E-09	1.3 E-09
Sb-120	0.265 h	F	0,1	4.9 E-12	8.5 E-12	0,1	1.4 E-11
		M	0,01	7.4 E-12	1.2 E-11
Sb-122	2.70 d	F	0,1	3.9 E-10	6.3 E-10	0,1	1.7 E-09
		M	0,01	1.0 E-09	1.2 E-09
Sb-124	60.2 d	F	0,1	1.3 E-09	1.9 E-09	0,1	2.5 E-09
		M	0,01	6.1 E-09	4.7 E-09
Sb-124m	0.337 h	F	0,1	3.0 E-12	5.3 E-12	0,1	8,00E-12
			0,01	5.5 E-12	8.3 E-12
Sb-125	2.77 a	F	0,1	1.4 E-09	1.7 E-09	0,1	1.1 E-09
		M	0,01	4.5 E-09	3.3 E-09
Sb-126	12.4 d	F	0,1	1.1 E-09	1.7 E-09	0,1	2.4 E-09
		M	0,01	2.7 E-09	3.2 E-09
Sb-126m	0.317 h	F	0,1	1.3 E-11	2.3 E-11	0,1	3.6 E-11
		M	0,01	2.0 E-11	3.3 E-11
Sb-127	3.85 d	F	0,1	4.6 E-10	7.4 E-10	0,1	1.7 E-09
		M	0,01	1.6 E-09	1.7 E-09
Sb-128	9.01 h	F	0,1	2.5 E-10	4.6 E-10	0,1	7.6 E-10
		M	0,01	4.2 E-10	6.7 E-10
Sb-128	0.173 h	F	0,1	1.1 E-11	1.9 E-11	0,1	3.3 E-11
		M	0,01	1.5 E-11	2.6 E-11
Sb-129	4.32 h	F	0,1	1.1 E-10	2.0 E-10	0,1	4.2 E-10
		M	0,01	2.4 E-10	3.5 E-10
Sb-130	0.667 h	F	0,1	3.5 E-11	6.3 E-11	0,1	9.1 E-11
		M	0,01	5.4 E-11	9.1 E-11
Sb-131	0.383 h	F	0,1	3.7 E-11	5.9 E-11	0,1	1.0 E-10
		M	0,01	5.2 E-11	8.3 E-11
Telúrio
Te-116	2.49 h	F	0,3	6.3 E-11	1.2 E-10	0,3	1.7 E-10
		M	0,3	1.1 E-10	1.7 E-10
Te-121	17.0 d	F	0,3	2.5 E-10	3.9 E-10	0,3	4.3 E-10
		M	0,3	3.9 E-10	4.4 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Te-121m	154 d	F	0,3	1.8 E-09	2.3 E-09	0,3	2.3 E-09
		M	0,3	4.2 E-09	3.6 E-09
Te-123	1.00E+13 a	F	0,3	4.0 E-09	5.0 E-09	0,3	4.4 E-09
		M	0,3	2.6 E-09	2.8 E-09
Te-123m	120 d	F	0,3	9.7 E-10	1.2 E-09	0,3	1.4 E-09
		M	0,3	3.9 E-09	3.4 E-09
Te-125m	58.0 d	F	0,3	5.1 E-10	6.7 E-10	0,3	8.7 E-10
		M	0,3	3.3 E-09	2.9 E-09
Te-127	9.35 h	F	0,3	4.2 E-11	7.2 E-11	0,3	1.7 E-10
		M	0,3	1.2 E-10	1.8 E-10
Te-127m	109 d	F	0,3	1.6 E-09	2.0 E-09	0,3	2.3 E-09
		M	0,3	7.2 E-09	6.2 E-09
Te-129	1.16 h	F	0,3	1.7 E-11	2.9 E-11	0,3	6.3 E-11
		M	0,3	3.8 E-11	5.7 E-11
Te-129m	33.6 d	F	0,3	1.3 E-09	1.8 E-09	0,3	3.0 E-09
		M	0,3	6.3 E-09	5.4 E-09
Te-131	0.417 h	F	0,3	2.3 E-11	4.6 E-11	0,3	8.7 E-11
		M	0,3	3.8 E-11	6.1 E-11
Te-131m	1.25 d	F	0,3	8.7 E-10	1.2 E-09	0,3	1.9 E-09
		M	0,3	1.1 E-09	1.6 E-09
Te-132	3.26 d	F	0,3	1.8 E-09	2.4 E-09	0,3	3.7 E-09
		M	0,3	2.2 E-09	3.0 E-09
Te-133	0.207 h	F	0,3	2.0 E-11	3.8 E-11	0,3	7.2 E-11
		M	0,3	2.7 E-11	4.4 E-11
Te-133m	0.923 h	F	0,3	8.4 E-11	1.2 E-10	0,3	2.8 E-10
		M	0,3	1.2 E-10	1.9 E-10
Te-134	0.696 h	F	0,3	5.0 E-11	8.3 E-11	0,3	1.1 E-10
		M	0,3	7.1 E-11	1.1 E-10
Iodo
I-120	1.35 h	F	1.000	1.0 E-10	1.9 E-10	1.000	3.4 E-10
I-120m	0.883 h	F	1.000	8.7 E-11	1.4 E-10	1.000	2.1 E-10
I-121	2.12 h	F	1.000	2.8 E-11	3.9 E-11	1.000	8.2 E-11
I-123	13.2 h	F	1.000	7.6 E-11	1.1 E-10	1.000	2.1 E-10
I-124	4.18 d	F	1.000	4.5 E-09	6.3 E-09	1.000	1.3 E-08
I-125	60.1 d	F	1.000	5.3 E-09	7.3 E-09	1.000	1.5 E-08
I-126	13.0 d	F	1.000	1.0 E-08	1.4 E-08	1.000	2.9 E-08
I-128	0.416 h	F	1.000	1.4 E-11	2.2 E-11	1.000	4.6 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO			INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
I-129	1.57E+07 a	F	1.000	3.7 E-08	5.1 E-08	1.000	1.1 E-07
I-130	12.4 h	F	1.000	6.9 E-10	9.6 E-10	1.000	2.0 E-09
I-131	8.04 d	F	1.000	7.6 E-09	1.1 E-08	1.000	2.2 E-08
I-132	2.30 h	F	1.000	9.6 E-11	2.0 E-10	1.000	2.9 E-10
I-132m	1.39 h	F	1.000	8.1 E-11	1.1 E-10	1.000	2.2 E-10
I-133	20.8 h	F	1.000	1.5 E-09	2.1 E-09	1.000	4.3 E-09
I-134	0.876 h	F	1.000	4.8 E-11	7.9 E-11	1.000	1.1 E-10
I-135	6.61 h	F	1.000	3.3 E-10	4.6 E-10	1.000	9.3 E-10
Césio
Cs-125	0.750 h	F	1.000	1.3 E-11	2.3 E-11	1.000	3.5 E-11
Cs-127	6.25 h	F	1.000	2.2 E-11	4.0 E-11	1.000	2.4 E-11
Cs-129	1.34 d	F	1.000	4.5 E-11	8.1 E-11	1.000	6.0 E-11
Cs-130	0.498 h	F	1.000	8.4 E-12	1.5 E-11	1.000	2.8 E-11
Cs-131	9.69 d	F	1.000	2.8 E-11	4.5 E-11	1.000	5.8 E-11
Cs-132	6.48 d	F	1.000	2.4 E-10	3.8 E-10	1.000	5.0 E-10
Cs-134	2.06 a	F	1.000	6.8 E-09	9.6 E-09	1.000	1.9 E-08
Cs-134m	2.90 h	F	1.000	1.5 E-11	2.6 E-11	1.000	2.0 E-11
Cs-135	2.30E+06 a	F	1.000	7.1 E-10	9.9 E-10	1.000	2.0 E-09
Cs-135m	0.883 h	F	1.000	1.3 E-11	2.4 E-11	1.000	1.9 E-11
Cs-136	13.1 d	F	1.000	1.3 E-09	1.9 E-09	1.000	3.0 E-09
Cs-137	30.0 a	F	1.000	4.8 E-09	6.7 E-09	1.000	1.3 E-08
Cs-138	0.536 h	F	1.000	2.6 E-11	4.6 E-11	1.000	9.2 E-11
Bário
Ba-126	1.61 h	F	0,1	7.8 E-11	1.2 E-10	0,1	2.6 E-10
Ba-128	2.43 d	F	0,1	8.0 E-10	1.3 E-09	0,1	2.7 E-09
Ba-131	11.8 d	F	0,1	2.3 E-10	3.5 E-10	0,1	4.5 E-10
Ba-131m	0.243 h	F	0,1	4.1 E-12	6.4 E-12	0,1	4.9 E-12
Ba-133	10.7 a	F	0,1	1.5 E-09	1.8 E-09	0,1	1.0 E-09
Ba-133m	1.62 d	F	0,1	1.9 E-10	2.8 E-10	0,1	5.5 E-10
Ba-135m	1.20 d	F	0,1	1.5 E-10	2.3 E-10	0,1	4.5 E-10
Ba-139	1.38 h	F	0,1	3.5 E-11	5.5 E-11	0,1	1.2 E-10
Ba-140	12.7 d	F	0,1	1.0 E-09	1.6 E-09	0,1	2.5 E-09
Ba-141	0.305 h	F	0,1	2.2 E-11	3.5 E-11	0,1	7.0 E-11
Ba-142	0.177 h	F	0,1	1.6 E-11	2.7 E-11	0,1	3.5 E-11
Lantânio
La-131	0.983 h	F	5.0 E-04	1.4 E-11	2.4 E-11	5.0 E-04	3.5 E-11
		M	5.0 E-04	2.3 E-11	3.6 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO			INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
La-132	4.80 h	F	5.0 E-04	1.1 E-10	2.0 E-10	5.0 E-04	3.9 E-10
		M	5.0 E-04	1.7 E-10	2.8 E-10
La-135	19.5 h	F	5.0 E-04	1.1 E-11	2.0 E-11	5.0 E-04	3.0 E-11
		M	5.0 E-04	1.5 E-11	2.5 E-11
La-137	6.00E+04 a	F	5.0 E-04	8.6 E-09	1.0 E-08	5.0 E-04	8.1 E-11
		M	5.0 E-04	3.4 E-09	2.3 E-09
La-138	1.35E+11 a	F	5.0 E-04	1.5 E-07	1.8 E-07	5.0 E-04	1.1 E-09
		M	5.0 E-04	6.1 E-08	4.2 E-08
La-140	1.68 d	F	5.0 E-04	6.0 E-10	1.0 E-09	5.0 E-04	2.0 E-09
		M	5.0 E-04	1.1 E-09	1.5 E-09
La-141	3.93 h	F	5.0 E-04	6.7 E-11	1.1 E-10	5.0 E-04	3.6 E-10
		M	5.0 E-04	1.5 E-10	2.2 E-10
La-142	1.54 h	F	5.0 E-04	5.6 E-11	1.0 E-10	5.0 E-04	1.8 E-10
		M	5.0 E-04	9.3 E-11	1.5 E-10
La-143	0.237 h	F	5.0 E-04	1.2 E-11	2.0 E-11	5.0 E-04	5.6 E-11
		M	5.0 E-04	2.2 E-11	3.3 E-11
Cério
Ce-134	3.00 d	M	5.0 E-04	1.3 E-09	1.5 E-09	5.0 E-04	2.5 E-09
		S	5.0 E-04	1.3 E-09	1.6 E-09
Ce-135	17.6 h	M	5.0 E-04	4.9 E-10	7.3 E-10	5.0 E-04	7.9 E-10
		S	5.0 E-04	5.1 E-10	7.6 E-10
Ce-137	9.00 h	M	5.0 E-04	1.0 E-11	1.8 E-11	5.0 E-04	2.5 E-11
		S	5.0 E-04	1.1 E-11	1.9 E-11
Ce-137m	1.43 d	M	5.0 E-04	4.0 E-10	5.5 E-10	5.0 E-04	5.4 E-10
		S	5.0 E-04	4.3 E-10	5.9 E-10
Ce-139	138 d	M	5.0 E-04	1.6 E-09	1.3 E-09	5.0 E-04	2.6 E-10
		S	5.0 E-04	1.8 E-09	1.4 E-09
Ce-141	32.5 d	M	5.0 E-04	3.1 E-09	2.7 E-09	5.0 E-04	7.1 E-10
		S	5.0 E-04	3.6 E-09	3.1 E-09
Ce-143	1.38 d	M	5.0 E-04	7.4 E-10	9.5 E-10	5.0 E-04	1.1 E-09
		S	5.0 E-04	8.1 E-10	1.0 E-09
Ce-144	284 d	M	5.0 E-04	3.4 E-08	2.3 E-08	5.0 E-04	5.2 E-09
		S	5.0 E-04	4.9 E-08	2.9 E-08
Praseodímio
Pr-136	0.218 h	M	5.0 E-04	1.4 E-11	2.4 E-11 5.0 E-04	3.3 E-11
		S	5.0 E-04	1.5 E-11	2.5 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Pr-137	1.28 h	M	5.0 E-04	2.1 E-11	3.4 E-11	5.0 E-04	4.0 E-11
		S	5.0 E-04	2.2 E-11	3.5 E-11
Pr-138m	2.10 h	M	5.0 E-04	7.6 E-11	1.3 E-10	5.0 E-04	1.3 E-10
		S	5.0 E-04	7.9 E-11	1.3 E-10
Pr-139	4.51 h	M	5.0 E-04	1.9 E-11	2.9 E-11	5.0 E-04	3.1 E-11
		S	5.0 E-04	2.0 E-11	3.0 E-11
Pr-142	19.1 h	M	5.0 E-04	5.3 E-10	7.0 E-10	5.0 E-04	1.3 E-09
		S	5.0 E-04	5.6 E-10	7.4 E-10
Pr-142m	0.243 h	M	5.0 E-04	6.7 E-12	8.9 E-12	5.0 E-04	1.7 E-11
		S	5.0 E-04	7.1 E-12	9.4 E-12
Pr-143	13.6 d	M	5.0 E-04	2.1 E-09	1.9 E-09	5.0 E-04	1.2 E-09
		S	5.0 E-04	2.3 E-09	2.2 E-09
Pr-144	0.288 h	M	5.0 E-04	1.8 E-11	2.9 E-11	5.0 E-04	5.0 E-11
		S	5.0 E-04	1.9 E-11	3.0 E-11
Pr-145	5.98 h	M	5.0 E-04	1.6 E-10	2.5 E-10	5.0 E-04	3.9 E-10
		S	5.0 E-04	1.7 E-10	2.6 E-10
Pr-147	0.227 h	M	5.0 E-04	1.8 E-11	2.9 E-11	5.0 E-04	3.3 E-11
		S	5.0 E-04	1.9 E-11	3.0 E-11
Neodímio
Nd-136	0.844 h	M	5.0 E-04	5.3 E-11	8.5 E-11	5.0 E-04	9.9 E-11
		S	5.0 E-04	5.6 E-11	8.9 E-11
Nd-138	5.04 h	M	5.0 E-04	2.4 E-10	3.7 E-10	5.0 E-04	6.4 E-10
		S	5.0 E-04	2.6 E-10	3.8 E-10
Nd-139	0.495 h	M	5.0 E-04	1.0 E-11	1.7 E-11	5.0 E-04	2.0 E-11
		S	5.0 E-04	1.1 E-11	1.7 E-11
Nd-139m	5.50 h	M	5.0 E-04	1.5 E-10	2.5 E-10	5.0 E-04	2.5 E-10
		S	5.0 E-04	1.6 E-10	2.5 E-10
Nd-141	2.49 h	M	5.0 E-04	5.1 E-12	8.5 E-12	5.0 E-04	8.3 E-12
		S	5.0 E-04	5.3 E-12	8.8 E-12
Nd-147	11.0 d	M	5.0 E-04	2.0 E-09	1.9 E-09	5.0 E-04	1.1 E-09
		S	5.0 E-04	2.3 E-09	2.1 E-09
Nd-149	1.73 h	M	5.0 E-04	8.5 E-11	1.2 E-10	5.0 E-04	1.2 E-10
		S	5.0 E-04	9.0 E-11	1.3 E-10
Nd-151	0.207 h	M	5.0 E-04	1.7 E-11	2.8 E-11	5.0 E-04	3.0 E-11
		S	5.0 E-04	1.8 E-11	2.9 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Promécio
Pm-141	0.348 h	M	5.0 E-04	1.5 E-11	2.4 E-11	5.0 E-04	3.6 E-11
		S	5.0 E-04	1.6 E-11	2.5 E-11
Pm-143	265 d	M	5.0 E-04	1.4 E-09	9.6 E-10	5.0 E-04	2.3 E-10
		S	5.0 E-04	1.3 E-09	8.3 E-10
Pm-144	363 d	M	5.0 E-04	7.8 E-09	5.4 E-09	5.0 E-04	9.7 E-10
		S	5.0 E-04	7.0 E-09	3.9 E-09
Pm-145	17.7 a	M	5.0 E-04	3.4 E-09	2.4 E-09	5.0 E-04	1.1 E-10
		S	5.0 E-04	2.1 E-09	1.2 E-09
Pm-146	5.53 a	M	5.0 E-04	1.9 E-08	1.3 E-08	5.0 E-04	9.0 E-10
		S	5.0 E-04	1.6 E-08	9.0 E-09
Pm-147	2.62 a	M	5.0 E-04	4.7 E-09	3.5 E-09	5.0 E-04	2.6 E-10
		S	5.0 E-04	4.6 E-09	3.2 E-09
Pm-148	5.37 d	M	5.0 E-04	2.0 E-09	2.1 E-09	5.0 E-04	2.7 E-09
		S	5.0 E-04	2.1 E-09	2.2 E-09
Pm-148m	41.3 d	M	5.0 E-04	4.9 E-09	4.1 E-09	5.0 E-04	1.8 E-09
		S	5.0 E-04	5.4 E-09	4.3 E-09
Pm-149	2.21 d	M	5.0 E-04	6.6 E-10	7.6 E-10	5.0 E-04	9.9 E-10
		S	5.0 E-04	7.2 E-10	8.2 E-10
Pm-150	2.68 h	M	5.0 E-04	1.3 E-10	2.0 E-10	5.0 E-04	2.6 E-10
		S	5.0 E-04	1.4 E-10	2.1 E-10
Pm-151	1.18 d	M	5.0 E-04	4.2 E-10	6.1 E-10	5.0 E-04	7.3 E-10
		S	5.0 E-04	4.5 E-10	6.4 E-10
Samário
Sm-141	0.170 h	M	5.0 E-04	1.6 E-11	2.7 E-11	5.0 E-04	3.9 E-11
Sm-141m	0.377 h	M	5.0 E-04	3.4 E-11	5.6 E-11	5.0 E-04	6.5 E-11
Sm-142	1.21 h	M	5.0 E-04	7.4 E-11	1.1 E-10	5.0 E-04	1.9 E-10
Sm-145	340 d	M	5.0 E-04	1.5 E-09	1.1 E-09	5.0 E-04	2.1 E-10
Sm-146	1.03E+08 a	M	5.0 E-04	9.9 E-06	6.7 E-06	5.0 E-04	5.4 E-08
Sm-147	1.06E+11 a	M	5.0 E-04	8.9 E-06	6.1 E-06	5.0 E-04	4.9 E-08
Sm-151	90.0 a	M	5.0 E-04	3.7 E-09	2.6 E-09	5.0 E-04	9.8 E-11
Sm-153	1.95 d	M	5.0 E-04	6.1 E-10	6.8 E-10	5.0 E-04	7.4 E-10
Sm-155	0.368 h	M	5.0 E-04	1.7 E-11	2.8 E-11	5.0 E-04	2.9 E-11
Sm-156	9.40 h	M	5.0 E-04	2.1 E-10	2.8 E-10	5.0 E-04	2.5 E-10
Európio
Eu-145	5.94 d	M	5.0 E-04	5.6 E-10	7.3 E-10	5.0 E-04	7.5 E-10
Eu-146	4.61 d	M	5.0 E-04	8.2 E-10	1.2 E-09	5.0 E-04	1.3 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Eu-147	24.0 d	M	5.0 E-04	1.0 E-09	1.0 E-09	5.0 E-04	4.4 E-10
Eu-148	54.5 d	M	5.0 E-04	2.7 E-09	2.3 E-09	5.0 E-04	1.3 E-09
Eu-149	93.1 d	M	5.0 E-04	2.7 E-10	2.3 E-10	5.0 E-04	1.0 E-10
Eu-150	34.2 a	M	5.0 E-04	5.0 E-08	3.4 E-08	5.0 E-04	1.3 E-09
Eu-150	12.6 h	M	5.0 E-04	1.9 E-10	2.8 E-10	5.0 E-04	3.8 E-10
Eu-152	13.3 a	M	5.0 E-04	3.9 E-08	2.7 E-08	5.0 E-04	1.4 E-09
Eu-152m	9.32 h	M	5.0 E-04	2.2 E-10	3.2 E-10	5.0 E-04	5.0 E-10
Eu-154	8.80 a	M	5.0 E-04	5.0 E-08	3.5 E-08	5.0 E-04	2.0 E-09
Eu-155	4.96 a	M	5.0 E-04	6.5 E-09	4.7 E-09	5.0 E-04	3.2 E-10
Eu-156	15.2 d	M	5.0 E-04	3.3 E-09	3.0 E-09	5.0 E-04	2.2 E-09
Eu-157	15.1 h	M	5.0 E-04	3.2 E-10	4.4 E-10	5.0 E-04	6.0 E-10
Eu-158	0.765 h	M	5.0 E-04	4.8 E-11	7.5 E-11	5.0 E-04	9.4 E-11
Gadolínio
Gd-145	0.382 h	F	5.0 E-04	1.5 E-11	2.6 E-11	5.0 E-04	4.4 E-11
		M	5.0 E-04	2.1 E-11	3.5 E-11
Gd-146	48.3 d	F	5.0 E-04	4.4 E-09	5.2 E-09	5.0 E-04	9.6 E-10
		M	5.0 E-04	6.0 E-09	4.6 E-09
Gd-147	1.59 d	F	5.0 E-04	2.7 E-10	4.5 E-10	5.0 E-04	6.1 E-10
		M	5.0 E-04	4.1 E-10	5.9 E-10
Gd-148	93.0 a	F	5.0 E-04	2.5 E-05	3.0 E-05	5.0 E-04	5.5 E-08
		M	5.0 E-04	1.1 E-05	7.2 E-06
Gd-149	9.40 d	F	5.0 E-04	2.6 E-10	4.5 E-10	5.0 E-04	4.5 E-10
		M	5.0 E-04	7.0 E-10	7.9 E-10
Gd-151	120 d	F	5.0 E-04	7.8 E-10	9.3 E-10	5.0 E-04	2.0 E-10
		M	5.0 E-04	8.1 E-10	6.5 E-10
Gd-152	1.08E+14 a	F	5.0 E-04	1.9 E-05	2.2 E-05	5.0 E-04	4.1 E-08
		M	5.0 E-04	7.4 E-06	5.0 E-06
Gd-153	242 d	F	5.0 E-04	2.1 E-09	2.5 E-09	5.0 E-04	2.7 E-10
		M	5.0 E-04	1.9 E-09	1.4 E-09
Gd-159	18.6 h	F	5.0 E-04	1.1 E-10	1.8 E-10	5.0 E-04	4.9 E-10
		M	5.0 E-04	2.7 E-10	3.9 E-10
Térbio
Tb-147	1.65 h	M	5.0 E-04	7.9 E-11	1.2 E-10	5.0 E-04	1.6 E-10
Tb-149	4.15 h	M	5.0 E-04	4.3 E-09	3.1 E-09	5.0 E-04	2.5 E-10
Tb-150	3.27 h	M	5.0 E-04	1.1 E-10	1.8 E-10	5.0 E-04	2.5 E-10
Tb-151	17.6 h	M	5.0 E-04	2.3 E-10	3.3 E-10	5.0 E-04	3.4 E-10
Tb-153	2.34 d	M	5.0 E-04	2.0 E-10	2.4 E-10	5.0 E-04	2.5 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Tb-154	21.4 h	M	5.0 E-04	3.8 E-10	6.0 E-10	5.0 E-04	6.5 E-10
Tb-155	5.32 d	M	5.0 E-04	2.1 E-10	2.5 E-10	5.0 E-04	2.1 E-10
Tb-156	5.34 d	M	5.0 E-04	1.2 E-09	1.4 E-09	5.0 E-04	1.2 E-09
Tb-156m	1.02 d	M	5.0 E-04	2.0 E-10	2.3 E-10	5.0 E-04	1.7 E-10
Tb-156m	5.00 h	M	5.0 E-04	9.2 E-11	1.3 E-10	5.0 E-04	8.1 E-11
Tb-157	1.50E+02 a	M	5.0 E-04	1.1 E-09	7.9 E-10	5.0 E-04	3.4 E-11
Tb-158	1.50E+02 a	M	5.0 E-04	4.3 E-08	3.0 E-08	5.0 E-04	1.1 E-09
Tb-160	72.3 d	M	5.0 E-04	6.6 E-09	5.4 E-09	5.0 E-04	1.6 E-09
Tb-161	6.91 d	M	5.0 E-04	1.2 E-09	1.2 E-09	5.0 E-04	7.2 E-10
Disprósio
Dy-155	10.0 h	M	5.0 E-04	8.0 E-11	1.2 E-10	5.0 E-04	1.3 E-10
Dy-157	8.10 h	M	5.0 E-04	3.2 E-11	5.5 E-11	5.0 E-04	6.1 E-11
Dy-159	144 d	M	5.0 E-04	3.5 E-10	2.5 E-10	5.0 E-04	1.0 E-10
Dy-165	2.33 h	M	5.0 E-04	6.1 E-11	8.7 E-11	5.0 E-04	1.1 E-10
Dy-166	3.40 d	M	5.0 E-04	1.8 E-09	1.8 E-09	5.0 E-04	1.6 E-09
Hólmio
Ho-155	0.800 h	M	5.0 E-04	2.0 E-11	3.2 E-11	5.0 E-04	3.7 E-11
Ho-157	0.210 h	M	5.0 E-04	4.5 E-12	7.6 E-12	5.0 E-04	6.5 E-12
Ho-159	0.550 h	M	5.0 E-04	6.3 E-12	1.0 E-11	5.0 E-04	7.9 E-12
Ho-161	2.50 h	M	5.0 E-04	6.3 E-12	1.0 E-11	5.0 E-04	1.3 E-11
Ho-162	0.250 h	M	5.0 E-04	2.9 E-12	4.5 E-12	5.0 E-04	3.3 E-12
Ho-162m	1.13 h	M	5.0 E-04	2.2 E-11	3.3 E-11	5.0 E-04	2.6 E-11
Ho-164	0.483 h	M	5.0 E-04	8.6 E-12	1.3 E-11	5.0 E-04	9.5 E-12
Ho-164m	0.625 h	M	5.0 E-04	1.2 E-11	1.6 E-11	5.0 E-04	1.6 E-11
Ho-166	1.12 d	M	5.0 E-04	6.6 E-10	8.3 E-10	5.0 E-04	1.4 E-09
Ho-166m	1.20E+03 a	M	5.0 E-04	1.1 E-07	7.8 E-08	5.0 E-04	2.0 E-09
Ho-167	3.10 h	M	5.0 E-04	7.1 E-11	1.0 E-10	5.0 E-04	8.3 E-11
Érbio
Er-161	3.24 h	M	5.0 E-04	5.1 E-11	8.5 E-11	5.0 E-04	8.0 E-11
Er-165	10.4 h	M	5.0 E-04	8.3 E-12	1.4 E-11	5.0 E-04	1.9 E-11
Er-169	9.30 d	M	5.0 E-04	9.8 E-10	9.2 E-10	5.0 E-04	3.7 E-10
Er-171	7.52 h	M	5.0 E-04	2.2 E-10	3.0 E-10	5.0 E-04	3.6 E-10
Er-172	2.05 d	M	5.0 E-04	1.1 E-09	1.2 E-09	5.0 E-04	1.0 E-09
Túlio
Tm-162	0.362 h	M	5.0 E-04	1.6 E-11	2.7 E-11	5.0 E-04	2.9 E-11
Tm-166	7.70 h	M	5.0 E-04	1.8 E-10	2.8 E-10	5.0 E-04	2.8 E-10
Tm-167	9.24 d	M	5.0 E-04	1.1 E-09	1.0 E-09	5.0 E-04	5.6 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃ     O
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Tm-170	129 d	M	5.0 E-04	6.6 E-09	5.2 E-09	5.0 E-04	1.3 E-09
Tm-171	1.92 a	M	5.0 E-04	1.3 E-09	9.1 E-10	5.0 E-04	1.1 E-10
Tm-172	2.65 d	M	5.0 E-04	1.1 E-09	1.4 E-09	5.0 E-04	1.7 E-09
Tm-173	8.24 h	M	5.0 E-04	1.8 E-10	2.6 E-10	5.0 E-04	3.1 E-10
Tm-175	0.253 h	M	5.0 E-04	1.9 E-11	3.1 E-11	5.0 E-04	2.7 E-11
Itérbio
Yb-162	0.315 h	M	5.0 E-04	1.4 E-11	2.2 E-11	5.0 E-04	2.3 E-11
		S	5.0 E-04	1.4 E-11	2.3 E-11
Yb-166	2.36 d	M	5.0 E-04	7.2 E-10	9.1 E-10	5.0 E-04	9.5 E-10
		S	5.0 E-04	7.6 E-10	9.5 E-10
Yb-167	0.292 h	M	5.0 E-04	6.5 E-12	9.0 E-12	5.0 E-04	6.7 E-12
		S	5.0 E-04	6.9 E-12	9.5 E-12
Yb-169	32.0 d	M	5.0 E-04	2.4 E-09	2.1 E-09	5.0 E-04	7.1 E-10
		S	5.0 E-04	2.8 E-09	2.4 E-09
Yb-175	4.19 d	M	5.0 E-04	6.3 E-10	6.4 E-10	5.0 E-04	4.4 E-10
		S	5.0 E-04	7.0 E-10	7.0 E-10
Yb-177	1.90 h	M	5.0 E-04	6.4 E-11	8.8 E-11	5.0 E-04	9.7 E-11
		S	5.0 E-04	6.9 E-11	9.4 E-11
Yb-178	1.23 h	M	5.0 E-04	7.1 E-11	1.0 E-10	5.0 E-04	1.2 E-10
		S	5.0 E-04	7.6 E-11	1.1 E-10
Lutécio
Lu-169	1.42 d	M	5.0 E-04	3.5 E-10	4.7 E-10	5.0 E-04	4.6 E-10
		S	5.0 E-04	3.8 E-10	4.9 E-10
Lu-170	2.00 d	M	5.0 E-04	6.4 E-10	9.3 E-10	5.0 E-04	9.9 E-10
		S	5.0 E-04	6.7 E-10	9.5 E-10
Lu-171	8.22 d	M	5.0 E-04	7.6 E-10	8.8 E-10	5.0 E-04	6.7 E-10
		S	5.0 E-04	8.3 E-10	9.3 E-10
Lu-172	6.70 d	M	5.0 E-04	1.4 E-09	1.7 E-09	5.0 E-04	1.3 E-09
		S	5.0 E-04	1.5 E-09	1.8 E-09
Lu-173	1.37 a	M	5.0 E-04	2.0 E-09	1.5 E-09	5.0 E-04	2.6 E-10
		S	5.0 E-04	2.3 E-09	1.4 E-09
Lu-174	3.31 a	M	5.0 E-04	4.0 E-09	2.9 E-09	5.0 E-04	2.7 E-10
		S	5.0 E-04	3.9 E-09	2.5 E-09
Lu-174m	142 d	M	5.0 E-04	3.4 E-09	2.4 E-09	5.0 E-04	5.3 E-10
		S	5.0 E-04	3.8 E-09	2.6 E-09
Lu-176	3.60E+10 a	M	5.0 E-04	6.6 E-08	4.6 E-08	5.0 E-04	1.8 E-09
		S	5.0 E-04	5.2 E-08	3.0 E-08

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Lu-176m	3.68 h	M	5.0 E-04	1.1 E-10	1.5 E-10	5.0 E-04	1.7 E-10
		S	5.0 E-04	1.2 E-10	1.6 E-10
Lu-177	6.71 d	M	5.0 E-04	1.0 E-09	1.0 E-09	5.0 E-04	5.3 E-10
		S	5.0 E-04	1.1 E-09	1.1 E-09
Lu-177m	161 d	M	5.0 E-04	1.2 E-08	1.0 E-08	5.0 E-04	1.7 E-09
		S	5.0 E-04	1.5 E-08	1.2 E-08
Lu-17	80.473 h	M	5.0 E-04	2.5 E-11	3.9 E-11	5.0 E-04	4.7 E-11
		S	5.0 E-04	2.6 E-11	4.1 E-11
Lu-178m	0.378 h	M	5.0 E-04	3.3 E-11	5.4 E-11	5.0 E-04	3.8 E-11
		S	5.0 E-04	3.5 E-11	5.6 E-11
Lu-179	4.59 h	M	5.0 E-04	1.1 E-10	1.6 E-10	5.0 E-04	2.1 E-10
		S	5.0 E-04	1.2 E-10	1.6 E-10
Háfnio
Hf-170	16.0 h	F	0,002	1.7 E-10	2.9 E-10	0,002	4.8 E-10
		M	0,002	3.2 E-10	4.3 E-10
Hf-172	1.87 a	F	0,002	3.2 E-08	3.7 E-08	0,002	1.0 E-09
		M	0,002	1.9 E-08	1.3 E-08
Hf-173	24.0 h	F	0,002	7.9 E-11	1.3 E-10	0,002	2.3 E-10
		M	0,002	1.6 E-10	2.2 E-10
Hf-175	70.0 d	F	0,002	7.2 E-10	8.7 E-10	0,002	4.1 E-10
		M	0,002	1.1 E-09	8.8 E-10
Hf-177m	0.856 h	F	0,002	4.7 E-11	8.4 E-11	0,002	8.1 E-11
		M	0,002	9.2 E-11	1.5 E-10
Hf-178m	31.0 a	F	0,002	2.6 E-07	3.1 E-07	0,002	4.7 E-09
		M	0,002	1.1 E-07	7.8 E-08
Hf-179m	25.1 d	F	0,002	1.1 E-09	1.4 E-09	0,002	1.2 E-09
		M	0,002	3.6 E-09	3.2 E-09
Hf-180m	5.50 h	F	0,002	6.4 E-11	1.2 E-10	0,002	1.7 E-10
		M	0,002	1.4 E-10	2.0 E-10
Hf-181	42.4 d	F	0,002	1.4 E-09	1.8 E-09	0,002	1.1 E-09
		M	0,002	4.7 E-09	4.1 E-09
Hf-182	9.00E+06 a	F	0,002	3.0 E-07	3.6 E-07	0,002	3.0 E-09
		M	0,002	1.2 E-07	8.3 E-08
Hf-182m	1.02 h	F	0,002	2.3 E-11	4.0 E-11	0,002	4.2 E-11
		M	0,002	4.7 E-11	7.1 E-11
Hf-183	1.07 h	F	0,002	2.6 E-11	4.4 E-11	0,002	7.3 E-11
		M	0,002	5.8 E-11	8.3 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Hf-184	4.12 h	F	0,002	1.3 E-10	2.3 E-10	0,002	5.2 E-10
		M	0,002	3.3 E-10	4.5 E-10
Tântalo
Ta-172	0.613 h	M	0,001	3.4 E-11	5.5 E-11	0,001	5.3 E-11
		S	0,001	3.6 E-11	5.7 E-11
Ta-173	3.65 h	M	0,001	1.1 E-10	1.6 E-10	0,001	1.9 E-10
		S	0,001	1.2 E-10	1.6 E-10
Ta-174	1.20 h	M	0,001	4.2 E-11	6.3 E-11	0,001	5.7 E-11
		S	0,001	4.4 E-11	6.6 E-11
Ta-175	10.5 h	M	0,001	1.3 E-10	2.0 E-10	0,001	2.1 E-10
		S	0,001	1.4 E-10	2.0 E-10
Ta-176	8.08 h	M	0,001	2.0 E-10	3.2 E-10	0,001	3.1 E-10
		S	0,001	2.1 E-10	3.3 E-10
Ta-177	2.36 d	M	0,001	9.3 E-11	1.2 E-10	0,001	1.1 E-10
		S	0,001	1.0 E-10	1.3 E-10
Ta-178	2.20 h	M	0,001	6.6 E-11	1.0 E-10	0,001	7.8 E-11
		S	0,001	6.9 E-11	1.1 E-10
Ta-179	1.82 a	M	0,001	2.0 E-10	1.3 E-10	0,001	6.5 E-11
		S	0,001	5.2 E-10	2.9 E-10
Ta-180	1.00E+13 a	M	0,001	6.0 E-09	4.6 E-09	0,001	8.4 E-10
		S	0,001	2.4 E-08	1.4 E-08
Ta-180m	8.10 h	M	0,001	4.4 E-11	5.8 E-11	0,001	5.4 E-11
		S	0,001	4.7 E-11	6.2 E-11
Ta-182	115 d	M	0,001	7.2 E-09	5.8 E-09	0,001	1.5 E-09
		S	0,001	9.7 E-09	7.4 E-09
Ta-182m	0.264 h	M	0,001	2.1 E-11	3.4 E-11	0,001	1.2 E-11
		S	0,001	2.2 E-11	3.6 E-11
Ta-183	5.10 d	M	0,001	1.8 E-09	1.8 E-09	0,001	1.3 E-09
		S	0,001	2.0 E-09	2.0 E-09
Ta-184	8.70 h	M	0,001	4.1 E-10	6.0 E-10	0,001	6.8 E-10
		S	0,001	4.4 E-10	6.3 E-10
Ta-185	0.816 h	M	0,001	4.6 E-11	6.8 E-11	0,001	6.8 E-11
		S	0,001	4.9 E-11	7.2 E-11
Ta-186	0.175 h	M	0,001	1.8 E-11	3.0 E-11	0,001	3.3 E-11
		S	0,001	1.9 E-11	3.1 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Tungstênio
W-176	2.30 h	F	0,3	4.4 E-11	7.6 E-11	0,3	1.0 E-10
						0,01	1.1 E-10
W-177	2.25 h	F	0,3	2.6 E-11	4.6 E-11	0,3	5.8 E-11
						0,01	6.1 E-11
W-178	21.7 d	F	0,3	7.6 E-11	1.2 E-10	0,3	2.2 E-10
						0,01	2.5 E-10
W-179	0.625 h	F	0,3	9.9 E-13	1.8 E-12	0,3	3.3 E-12
						0,01	3.3 E-12
W-181	121 d	F	0,3	2.8 E-11	4.3 E-11	0,3	7.6 E-11
						0,01	8.2 E-11
W-185	75.1 d	F	0,3	1.4 E-10	2.2 E-10	0,3	4.4 E-10
						0,01	5.0 E-10
W-187	23.9 h	F	0,3	2.0 E-10	3.3 E-10	0,3	6.3 E-10
						0,01	7.1 E-10
W-188	69.4 d	F	0,3	5.9 E-10	8.4 E-10	0,3	2.1 E-09
						0,01	2.3 E-09
Rênio
Re-177	0.233 h	F	0,8	1.0 E-11	1.7 E-11	0,8	2.2 E-11
		M	0,8	1.4 E-11	2.2 E-11
Re-178	0.220 h	F	0,8	1.1 E-11	1.8 E-11	0,8	2.5 E-11
		M	0,8	1.5 E-11	2.4 E-11
Re-181	20.0 h	F	0,8	1.9 E-10	3.0 E-10	0,8	4.2 E-10
		M	0,8	2.5 E-10	3.7 E-10
Re-182	2.67 d	F	0,8	6.8 E-10	1.1 E-09	0,8	1.4 E-09
		M	0,8	1.3 E-09	1.7 E-09
Re-182	12.7 h	F	0,8	1.5 E-10	2.4 E-10	0,8	2.7 E-10
		M	0,8	2.0 E-10	3.0 E-10
Re-184	38.0 d	F	0,8	4.6 E-10	7.0 E-10	0,8	1.0 E-09
		M	0,8	1.8 E-09	1.8 E-09
Re-184m	165 d	F	0,8	6.1 E-10	8.8 E-10	0,8	1.5 E-09
		M	0,8	6.1 E-09	4.8 E-09
Re-186	3.78 d	F	0,8	5.3 E-10	7.3 E-10	0,8	1.5 E-09
		M	0,8	1.1 E-09	1.2 E-09
Re-186m	2.00E+05 a	F	0,8	8.5 E-10	1.2 E-09	0,8	2.2 E-09
		M	0,8	1.1 E-08	7.9 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Re-187	5.00E+10 a	F	0,8	1.9 E-12	2.6 E-12	0,8	5.1 E-12
		M	0,8	6.0 E-12	4.6 E-12
Re-188	17.0 h	F	0,8	4.7 E-10	6.6 E-10	0,8	1.4 E-09
		M	0,8	5.5 E-10	7.4 E-10
Re-188m	0.310 h	F	0,8	1.0 E-11	1.6 E-11	0,8	3.0 E-11
		M	0,8	1.4 E-11	2.0 E-11
Re-189	1.01 d	F	0,8	2.7 E-10	4.3 E-10	0,8	7.8 E-10
		M	0,8	4.3 E-10	6.0 E-10
Ósmio
Os-180	0.366 h	F	0,01	8.8 E-12	1.6 E-11	0,01	1.7 E-11
		M	0,01	1.4 E-11	2.4 E-11
		S	0,01	1.5 E-11	2.5 E-11
Os-181	1.75 h	F	0,01	3.6 E-11	6.4 E-11	0,01	8.9 E-11
		M	0,01	6.3 E-11	9.6 E-11
		S	0,01	6.6 E-11	1.0 E-10
Os-182	22.0 h	F	0,01	1.9 E-10	3.2 E-10	0,01	5.6 E-10
		M	0,01	3.7 E-10	5.0 E-10
		S	0,01	3.9 E-10	5.2 E-10
Os-185	94.0 d	F	0,01	1.1 E-09	1.4 E-09	0,01	5.1 E-10
		M	0,01	1.2 E-09	1.0 E-09
		S	0,01	1.5 E-09	1.1 E-09
Os-189m	6.00 h	F	0,01	2.7 E-12	5.2 E-12	0,01	1.8 E-11
		M	0,01	5.1 E-12	7.6 E-12
		S	0,01	5.4 E-12	7.9 E-12
Os-191	15.4 d	F	0,01	2.5 E-10	3.5 E-10	0,01	5.7 E-10
		M	0,01	1.5 E-09	1.3 E-09
		S	0,01	1.8 E-09	1.5 E-09
Os-191m	13.0 h	F	0,01	2.6 E-11	4.1 E-11	0,01	9.6 E-11
		M	0,01	1.3 E-10	1.3 E-10
		S	0,01	1.5 E-10	1.4 E-10
Os-193	1.25 d	F	0,01	1.7 E-10	2.8 E-10	0,01	8.1 E-10
		M	0,01	4.7 E-10	6.4 E-10
		S	0,01	5.1 E-10	6.8 E-10
Os-194	6.00 a	F	0,01	1.1 E-08	1.3 E-08	0,01	2.4 E-09
		M	0,01	2.0 E-08	1.3 E-08
		S	0,01	7.9 E-08	4.2 E-08

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO			INGESTÃO
			f1	e(g)1um
Irídio
Ir-182	0.250 h	F	0,01	1.5 E-11	2.6 E-11	0,01	4.8 E-11
		M	0,01	2.4 E-11	3.9 E-11
		S	0,01	2.5 E-11	4.0 E-11
Ir-184	3.02 h	F	0,01	6.7 E-11	1.2 E-10	0,01	1.7 E-10
		M	0,01	1.1 E-10	1.8 E-10
		S	0,01	1.2 E-10	1.9 E-10
Ir-185	14.0 h	F	0,01	8.8 E-11	1.5 E-10	0,01	2.6 E-10
		M	0,01	1.8 E-10	2.5 E-10
		S	0,01	1.9 E-10	2.6 E-10
Ir-186	15.8 h	F	0,01	1.8 E-10	3.3 E-10	0,01	4.9 E-10
		M	0,01	3.2 E-10	4.8 E-10
		S	0,01	3.3 E-10	5.0 E-10
Ir-186	1.75 h	F	0,01	2.5 E-11	4.5 E-11	0,01	6.1 E-11
		M	0,01	4.3 E-11	6.9 E-11
		S	0,01	4.5 E-11	7.1 E-11
Ir-187	10.5 h	F	0,01	4.0 E-11	7.2 E-11	0,01	1.2 E-10
		M	0,01	7.5 E-11	1.1 E-10
		S	0,01	7.9 E-11	1.2 E-10
Ir-188	1.73 d	F	0,01	2.6 E-10	4.4 E-10	0,01	6.3 E-10
		M	0,01	4.1 E-10	6.0 E-10
		S	0,01	4.3 E-10	6.2 E-10
Ir-189	13.3 d	F	0,01	1.1 E-10	1.7 E-10	0,01	2.4 E-10
		M	0,01	4.8 E-10	4.1 E-10
		S	0,01	5.5 E-10	4.6 E-10
Ir-190	12.1 d	F	0,01	7.9 E-10	1.2 E-09	0,01	1.2 E-09
		M	0,01	2.0 E-09	2.3 E-09
		S	0,01	2.3 E-09	2.5 E-09
Ir-190m	3.10 h	F	0,01	5.3 E-11	9.7 E-11	0,01	1.2 E-10
		M	0,01	8.3 E-11	1.4 E-10
		S	0,01	8.6 E-11	1.4 E-10
Ir-190m	1.20 h	F	0,01	3.7 E-12	5.6 E-12	0,01	8.0 E-12
		M	0,01	9.0 E-12	1.0 E-11
		S	0,01	1.0 E-11	1.1 E-11
Ir-192	74.0 d	F	0,01	1.8 E-09	2.2 E-09	0,01	1.4 E-09
		M	0,01	4.9 E-09	4.1 E-09
		S	0,01	6.2 E-09	4.9 E-09

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Ir-192m	2.41E+02 a	F	0,01	4.8 E-09	5.6 E-09	0,01	3.1 E-10
		M	0,01	5.4 E-09	3.4 E-09
		S	0,01	3.6 E-08	1.9 E-08
Ir-193m	11.9 d	F	0,01	1.0 E-10	1.6 E-10	0,01	2.7 E-10
		M	0,01	1.0 E-09	9.1 E-10
		S	0,01	1.2 E-09	1.0 E-09
Ir-194	19.1 h	F	0,01	2.2 E-10	3.6 E-10	0,01	1.3 E-09
		M	0,01	5.3 E-10	7.1 E-10
		S	0,01	5.6 E-10	7.5 E-10
Ir-194m	171 d	F	0,01	5.4 E-09	6.5 E-09	0,01	2.1 E-09
		M	0,01	8.5 E-09	6.5 E-09
		S	0,01	1.2 E-08	8.2 E-09
Ir-195	2.50 h	F	0,01	2.6 E-11	4.5 E-11	0,01	1.0 E-10
		M	0,01	6.7 E-11	9.6 E-11
		S	0,01	7.2 E-11	1.0 E-10
Ir-195m	3.80 h	F	0,01	6.5 E-11	1.1 E-10	0,01	2.1 E-10
		M	0,01	1.6 E-10	2.3 E-10
		S	0,01	1.7 E-10	2.4 E-10
Platina
Pt-186	2.00 h	F	0,01	3.6 E-11	6.6 E-11	0,01	9.3 E-11
Pt-188	10.2 d	F	0,01	4.3 E-10	6.3 E-10	0,01	7.6 E-10
Pt-189	10.9 h	F	0,01	4.1 E-11	7.3 E-11	0,01	1.2 E-10
Pt-191	2.80 d	F	0,01	1.1 E-10	1.9 E-10	0,01	3.4 E-10
Pt-193	50.0 a	F	0,01	2.1 E-11	2.7 E-11	0,01	3.1 E-11
Pt-193m	4.33 d	F	0,01	1.3 E-10	2.1 E-10	0,01	4.5 E-10
Pt-195m	4.02 d	F	0,01	1.9 E-10	3.1 E-10	0,01	6.3 E-10
Pt-197	18.3 h	F	0,01	9.1 E-11	1.6 E-10	0,01	4.0 E-10
Pt-197m	1.57 h	F	0,01	2.5 E-11	4.3 E-11	0,01	8.4 E-11
Pt-199	0.513 h	F	0,01	1.3 E-11	2.2 E-11	0,01	3.9 E-11
Pt-200	12.5 h	F	0,01	2.4 E-10	4.0 E-10	0,01	1.2 E-09
Ouro
Au-193	17.6 h	F	0,1	3.9 E-11	7.1 E-11	0,1	1.3 E-10
		M	0,1	1.1 E-10	1.5 E-10
		S	0,1	1.2 E-10	1.6 E-10
Au-194	1.64 d	F	0,1	1.5 E-10	2.8 E-10	0,1	4.2 E-10
		M	0,1	2.4 E-10	3.7 E-10
		S	0,1	2.5 E-10	3.8 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Au-195	183 d	F	0,1	7.1 E-11	1.2 E-10	0,1	2.5 E-10
		M	0,1	1.0 E-09	8.0 E-10
		S	0,1	1.6 E-09	1.2 E-09
Au-198	2.69 d	F	0,1	2.3 E-10	3.9 E-10	0,1	1.0 E-09
		M	0,1	7.6 E-10	9.8 E-10
		S	0,1	8.4 E-10	1.1 E-09
Au-198m	2.30 d	F	0,1	3.4 E-10	5.9 E-10	0,1	1.3 E-09
		M	0,1	1.7 E-09	2.0 E-09
		S	0,1	1.9 E-09	1.9 E-09
Au-199	3.14 d	F	0,1	1.1 E-10	1.9 E-10	0,1	4.4 E-10
		M	0,1	6.8 E-10	6.8 E-10
		S	0,1	7.5 E-10	7.6 E-10
Au-200	0.807 h	F	0,1	1.7 E-11	3.0 E-11	0,1	6.8 E-11
		M	0,1	3.5 E-11	5.3 E-11
		S	0,1	3.6 E-11	5.6 E-11
Au-200m	18.7 h	F	0,1	3.2 E-10	5.7 E-10	0,1	1.1 E-09
		M	0,1	6.9 E-10	9.8 E-10
		S	0,1	7.3 E-10	1.0 E-09
Au-201	0.440 h	F	0,1	9.2 E-12	1.6 E-11	0,1	2.4 E-11
		M	0,1	1.7 E-11	2.8 E-11
		S	0,1	1.8 E-11	2.9 E-11
Mercúrio
Hg-193	3.50 h	F	0,4	2.6 E-11	4.7 E-11	1.000	3.1 E-11
(orgânico)						0,4	6.6 E-11
Hg-193	3.50 h	F	0,02	2.8 E-11	5.0 E-11	0,02	8.2 E-11
(inorgânico)		M	0,02	7.5 E-11	1.0 E-10
Hg-193m	11.1 h	F	0,4	1.1 E-10	2.0 E-10	1.000	1.3 E-10
(orgânico)						0,4	3.0 E-10
Hg-193m	11.1 h	F	0,02	1.2 E-10	2.3 E-10	0,02	4.0 E-10
(inorgânico)		M	0,02	2.6 E-10	3.8 E-10
Hg-194	2.60E+02 a	F	0,4	1.5 E-08	1.9 E-08	1.000	5.1 E-08
(orgânico)						0,4	2.1 E-08
Hg-194	2.60E+02 a	F	0,02	1.3 E-08	1.5 E-08	0,02	1.4 E-09
(inorgânico)		M	0,02	7.8 E-09	5.3 E-09
Hg-195	9.90 h	F	0,4	2.4 E-11	4.4 E-11	1.000	3.4 E-11
(orgânico)						0,4	7.5 E-11

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Hg-195	9.90 h	F	0,02	2.7 E-11	4.8 E-11	0,02	9.7 E-11
(inorgânico)		M	0,02	7.2 E-11	9.2 E-11
Hg-195m	1.73 d	F	0,4	1.3 E-10	2.2 E-10	1.000	2.2 E-10
(orgânico)						0,4	4.1 E-10
Hg-195m	1.73 d	F	0,02	1.5 E-10	2.6 E-10	0,02	5.6 E-10
(inorgânico)		M	0,02	5.1 E-10	6.5 E-10
Hg-197	2.67 d	F	0,4	5.0 E-11	8.5 E-11	1.000	9.9 E-11
(orgânico)						0,4	1.7 E-10
Hg-197	2.67 d	F	0,02	6.0 E-11	1.0 E-10	0,02	2.3 E-10
(inorgânico)		M	0,02	2.9 E-10	2.8 E-10
Hg-197m	23.8 h	F	0,4	1.0 E-10	1.8 E-10	1.000	1.5 E-10
(orgânico)						0,4	3.4 E-10
Hg-197m	23.8 h	F	0,02	1.2 E-10	2.1 E-10	0,02	4.7 E-10
(inorgânico)		M	0,02	5.1 E-10	6.6 E-10
Hg-199m	0.710 h	F	0,4	1.6 E-11	2.7 E-11	1.000	2.8 E-11
(orgânico)						0,4	3.1 E-11
Hg-199m	0.710 h	F	0,02	1.6 E-11	2.7 E-11	0,02	3.1 E-11
(inorgânico)		M	0,02	3.3 E-11	5.2 E-11
Hg-203	46.6 d	F	0,4	5.7 E-10	7.5 E-10	1.000	1.9 E-09
(orgânico)						0,4	1.1 E-09
Hg-203	46.6 d	F	0,02	4.7 E-10	5.9 E-10	0,02	5.4 E-10
(inorgânico)		M	0,02	2.3 E-09	1.9 E-09
Tálio
Tl-194	0.550 h	F	1.000	4.8 E-12	8.9 E-12	1.000	8.1 E-12
Tl-194m	0.546 h	F	1.000	2.0 E-11	3.6 E-11	1.000	4.0 E-11
Tl-195	1.16 h	F	1.000	1.6 E-11	3.0 E-11	1.000	2.7 E-11
Tl-197	2.84 h	F	1.000	1.5 E-11	2.7 E-11	1.000	2.3 E-11
Tl-198	5.30 h	F	1.000	6.6 E-11	1.2 E-10	1.000	7.3 E-11
Tl-198m	1.87 h	F	1.000	4.0 E-11	7.3 E-11	1.000	5.4 E-11
Tl-199	7.42 h	F	1.000	2.0 E-11	3.7 E-11	1.000	2.6 E-11
Tl-200	1.09 d	F	1.000	1.4 E-10	2.5 E-10	1.000	2.0 E-10
Tl-201	3.04 d	F	1.000	4.7 E-11	7.6 E-11	1.000	9.5 E-11
Tl-202	12.2 d	F	1.000	2.0 E-10	3.1 E-10	1.000	4.5 E-10
Tl-204	3.78 a	F	1.000	4.4 E-10	6.2 E-10	1.000	1.3 E-09
Chumbo
Pb-195m	0.263 h	F	0,2	1.7 E-11	3.0 E-11	0,2	2.9 E-11
Pb-198	2.40 h	F	0,2	4.7 E-11	8.7 E-11	0,2	1.0 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Pb-199	1.50 h	F	0,2	2.6 E-11	4.8 E-11	0,2	5.4 E-11
Pb-200	21.5 h	F	0,2	1.5 E-10	2.6 E-10	0,2	4.0 E-10
Pb-201	9.40 h	F	0,2	6.5 E-11	1.2 E-10	0,2	1.6 E-10
Pb-202	3.00E+05 a	F	0,2	1.1 E-08	1.4 E-08	0,2	8.7 E-09
Pb-202m	3.62 h	F	0,2	6.7 E-11	1.2 E-10	0,2	1.3 E-10
Pb-203	2.17 d	F	0,2	9.1 E-11	1.6 E-10	0,2	2.4 E-10
Pb-205	1.43E+07 a	F	0,2	3.4 E-10	4.1 E-10	0,2	2.8 E-10
Pb-209	3.25 h	F	0,2	1.8 E-11	3.2 E-11	0,2	5.7 E-11
Pb-210	22.3 a	F	0,2	8.9 E-07	1.1 E-06	0,2	6.8 E-07
Pb-211	0.601 h	F	0,2	3.9 E-09	5.6 E-09	0,2	1.8 E-10
Pb-212	10.6 h	F	0,2	1.9 E-08	3.3 E-08	0,2	5.9 E-09
Pb-214	0.447 h	F	0,2	2.9 E-09	4.8 E-09	0,2	1.4 E-10
Bismuto
Bi-200	0.606 h	F	0,05	2.4 E-11	4.2 E-11	0,05	5.1 E-11
		M	0,05	3.4 E-11	5.6 E-11
Bi-201	1.80 h	F	0,05	4.7 E-11	8.3 E-11	0,05	1.2 E-10
		M	0,05	7.0 E-11	1.1 E-10
Bi-202	1.67 h	F	0,05	4.6 E-11	8.4 E-11	0,05	8.9 E-11
		M	0,05	5.8 E-11	1.0 E-10
Bi-203	11.8 h	F	0,05	2.0 E-10	3.6 E-10	0,05	4.8 E-10
		M	0,05	2.8 E-10	4.5 E-10
Bi-205	15.3 d	F	0,05	4.0 E-10	6.8 E-10	0,05	9.0 E-10
		M	0,05	9.2 E-10	1.0 E-09
Bi-206	6.24 d	F	0,05	7.9 E-10	1.3 E-09	0,05	1.9 E-09
		M	0,05	1.7 E-09	2.1 E-09
Bi-207	38.0 a	F	0,05	5.2 E-10	8.4 E-10	0,05	1.3 E-09
		M	0,05	5.2 E-09	3.2 E-09
Bi-210	5.01 d	F	0,05	1.1 E-09	1.4 E-09	0,05	1.3 E-09
		M	0,05	8.4 E-08	6.0 E-08
Bi-210m	3.00E+06 a	F	0,05	4.5 E-08	5.3 E-08	0,05	1.5 E-08
		M	0,05	3.1 E-06	2.1 E-06
Bi-212	1.01 h	F	0,05	9.3 E-09	1.5 E-08	0,05	2.6 E-10
		M	0,05	3.0 E-08	3.9 E-08
Bi-213	0.761 h	F	0,05	1.1 E-08	1.8 E-08	0,05	2.0 E-10
		M	0,05	2.9 E-08	4.1 E-08
Bi-214	0.332 h	F	0,05	7.2 E-09	1.2 E-08	0,05	1.1 E-10
		M	0,05	1.4 E-08	2.1 E-08

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Polônio
Po-203	0.612 h	F	0,1	2.5 E-11	4.5 E-11	0,1	5.2 E-11
		M	0,1	3.6 E-11	6.1 E-11
Po-205	1.80 h	F	0,1	3.5 E-11	6.0 E-11	0,1	5.9 E-11
		M	0,1	6.4 E-11	8.9 E-11
Po-207	5.83 h	F	0,1	6.3 E-11	1.2 E-10	0,1	1.4 E-10
		M	0,1	8.4 E-11	1.5 E-10
Po-210	138 d	F	0,1	6.0 E-07	7.1 E-07	0,1	2.4 E-07
		M	0,1	3.0 E-06	2.2 E-06
Astatínio
At-207	1.80 h	F	1.000	3.5 E-10	4.4 E-10	1.000	2.3 E-10
		M	1.000	2.1 E-09	1.9 E-09
At-211	7.21 h	F	1.000	1.6 E-08	2.7 E-08	1.000	1.1 E-08
		M	1.000	9.8 E-08	1.1 E-07
Frâncio
Fr-222	0.240 h	F	1.000	1.4 E-08	2.1 E-08	1.000	7.1 E-10
Fr-223	0.363 h	F	1.000	9.1 E-10	1.3 E-09	1.000	2.3 E-09
Rádio
Ra-223	11.4 d	M	0,2	6.9 E-06	5.7 E-06	0,2	1.0 E-07
Ra-224	3.66 d	M	0,2	2.9 E-06	2.4 E-06	0,2	6.5 E-08
Ra-225	14.8 d	M	0,2	5.8 E-06	4.8 E-06	0,2	9.5 E-08
Ra-226	1.60E+03 a	M	0,2	3.2 E-06	2.2 E-06	0,2	2.8 E-07
Ra-227	0.703 h	M	0,2	2.8 E-10	2.1 E-10	0,2	8.4 E-11
Ra-228	5.75 a	M	0,2	2.6 E-06	1.7 E-06	0,2	6.7 E-07
Actínio
Ac-224	2.90 h	F	5.0 E-04	1.1 E-08	1.3 E-08	5.0 E-04	7.0 E-10
		M	5.0 E-04	1.0 E-07	8.9 E-08
		S	5.0 E-04	1.2 E-07	9.9 E-08
Ac-225	10.0 d	F	5.0 E-04	8.7 E-07	1.0 E-06	5.0 E-04	2.4 E-08
		M	5.0 E-04	6.9 E-06	5.7 E-06
		S	5.0 E-04	7.9 E-06	6.5 E-06
Ac-226	1.21 d	F	5.0 E-04	9.5 E-08	2.2 E-07	5.0 E-04	1.0 E-08
		M	5.0 E-04	1.1 E-06	9.2 E-07
		S	5.0 E-04	1.2 E-06	1.0 E-06
Ac-227	21.8 a	F	5.0 E-04	5.4 E-04	6.3 E-04	5.0 E-04	1.1 E-06
		M	5.0 E-04	2.1 E-04	1.5 E-04
		S	5.0 E-04	6.6 E-05	4.7 E-05

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Ac-228	6.13 h	F	5.0 E-04	2.5 E-08	2.9 E-08	5.0 E-04	4.3 E-10
		M	5.0 E-04	1.6 E-08	1.2 E-08
		S	5.0 E-04	1.4 E-08	1.2 E-08
Tório
Th-226	0.515 h	M	5.0 E-04	5.5 E-08	7.4 E-08	5.0 E-04	3.5 E-10
		S	2.0 E-04	5.9 E-08	7.8 E-08	2.0 E-04	3.6 E-10
Th-227	18.7 d	M	5.0 E-04	7.8 E-06	6.2 E-06	5.0 E-04	8.9 E-09
		S	2.0 E-04	9.6 E-06	7.6 E-06	2.0 E-04	8.4 E-09
Th-228	1.91 a	M	5.0 E-04	3.1 E-05	2.3 E-05	5.0 E-04	7.0 E-08
		S	2.0 E-04	3.9 E-05	3.2 E-05	2.0 E-04	3.5 E-08
Th-229	7.34E+03 a	M	5.0 E-04	9.9 E-05	6.9 E-05	5.0 E-04	4.8 E-07
		S	2.0 E-04	6.5 E-05	4.8 E-05	2.0 E-04	2.0 E-07
Th-230	7.70E+04 a	M	5.0 E-04	4.0 E-05	2.8 E-05	5.0 E-04	2.1 E-07
		S	2.0 E-04	1.3 E-05	7.2 E-06	2.0 E-04	8.7 E-08
Th-231	1.06 d	M	5.0 E-04	2.9 E-10	3.7 E-10	5.0 E-04	3.4 E-10
		S	2.0 E-04	3.2 E-10	4.0 E-10	2.0 E-04	3.4 E-10
Th-232	1.40E+10 a	M	5.0 E-04	4.2 E-05	2.9 E-05	5.0 E-04	2.2 E-07
		S	2.0 E-04	2.3 E-05	1.2 E-05	2.0 E-04	9.2 E-08
Th-234	24.1 d	M	5.0 E-04	6.3 E-09	5.3 E-09	5.0 E-04	3.4 E-09
		S	2.0 E-04	7.3 E-09	5.8 E-09	2.0 E-04	3.4 E-09
Protactínio
Pa-227	0.638 h	M	5.0 E-04	7.0 E-08	9.0 E-08	5.0 E-04	4.5 E-10
		S	5.0 E-04	7.6 E-08	9.7 E-08
Pa-228	22.0 h	M	5.0 E-04	5.9 E-08	4.6 E-08	5.0 E-04	7.8 E-10
		S	5.0 E-04	6.9 E-08	5.1 E-08
Pa-230	17.4 d	M	5.0 E-04	5.6 E-07	4.6 E-07	5.0 E-04	9.2 E-10
		S	5.0 E-04	7.1 E-07	5.7 E-07
Pa-231	3.27E+04 a	M	5.0 E-04	1.3 E-04	8.9 E-05	5.0 E-04	7.1 E-07
		S	5.0 E-04	3.2 E-05	1.7 E-05
Pa-232	1.31 d	M	5.0 E-04	9.5 E-09	6.8 E-09	5.0 E-04	7.2 E-10
		S	5.0 E-04	3.2 E-09	2.0 E-09
Pa-233	27.0 d	M	5.0 E-04	3.1 E-09	2.8 E-09	5.0 E-04	8.7 E-10
		S	5.0 E-04	3.7 E-09	3.2 E-09
Pa-234	6.70 h	M	5.0 E-04	3.8 E-10	5.5 E-10	5.0 E-04	5.1 E-10
		S	5.0 E-04	4.0 E-10	5.8 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Urânio
U-230	20.8 d	F	0,02	3.6 E-07	4.2 E-07	0,02	5.5 E-08
		M	0,02	1.2 E-05	1.0 E-05	0,002	2.8 E-08
		S	0,002	1.5 E-05	1.2 E-05
U-231	4.20 d	F	0,02	8.3 E-11	1.4 E-10	0,02	2.8 E-10
		M	0,02	3.4 E-10	3.7 E-10	0,002	2.8 E-10
		S	0,002	3.7 E-10	4.0 E-10
U-232	72.0 a	F	0,02	4.0 E-06	4.7 E-06	0,02	3.3 E-07
		M	0,02	7.2 E-06	4.8 E-06	0,002	3.7 E-08
		S	0,002	3.5 E-05	2.6 E-05
U-233	1.58E+05 a	F	0,02	5.7 E-07	6.6 E-07	0,02	5.0 E-08
		M	0,02	3.2 E-06	2.2 E-06	0,002	8.5 E-09
		S	0,002	8.7 E-06	6.9 E-06
U-234	2.44E+05 a	F	0,02	5.5 E-07	6.4 E-07	0,02	4.9 E-08
		M	0,02	3.1 E-06	2.1 E-06	0,00	28.3 E-09
		S	0,002	8.5 E-06	6.8 E-06
U-235	7.04E+08 a	F	0,02	5.1 E-07	6.0 E-07	0,02	4.6 E-08
		M	0,02	2.8 E-06	1.8 E-06	0,002	8.3 E-09
		S	0,002	7.7 E-06	6.1 E-06
U-236	2.34E+07 a	F	0,02	5.2 E-07	6.1 E-07	0,02	4.6 E-08
		M	0,02	2.9 E-06	1.9 E-06	0,002	7.9 E-09
		S	0,002	7.9 E-06	6.3 E-06
U-237	6.75 d	F	0,02	1.9 E-10	3.3 E-10	0,02	7.6 E-10
		M	0,02	1.6 E-09	1.5 E-09	0,002	7.7 E-10
		S	0,002	1.8 E-09	1.7 E-09
U-238	4.47E+09 a	F	0,02	4.9 E-07	5.8 E-07	0,02	4.4 E-08
		M	0,02	2.6 E-06	1.6 E-06	0,002	7.6 E-09
		S	0,002	7.3 E-06	5.7 E-06
U-239	0.392 h	F	0,02	1.1 E-11	1.8 E-11	0,02	2.7 E-11
		M	0,02	2.3 E-11	3.3 E-11	0,002	2.8 E-11
		S	0,002	2.4 E-11	3.5 E-11
U-240	14.1 h	F	0,02	2.1 E-10	3.7 E-10	0,02	1.1 E-09
		M	0,02	5.3 E-10	7.9 E-10	0,002	1.1 E-09
		S	0,002	5.7 E-10	8.4 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Neptúnio
Np-232	0.245 h	M	5.0 E-04	4.7 E-11	3.5 E-11	5.0 E-04	9.7 E-12
Np-233	0.603 h	M	5.0 E-04	1.7 E-12	3,00E-12	5.0 E-04	2.2 E-12
Np-234	4.40 d	M	5.0 E-04	5.4 E-10	7.3 E-10	5.0 E-04	8.1 E-10
Np-235	1.08 a	M	5.0 E-04	4.0 E-10	2.7 E-10	5.0 E-04	5.3 E-11
Np-236	1.15E+05 a	M	5.0 E-04	3.0 E-06	2.0 E-06	5.0 E-04	1.7 E-08
Np-236	22.5 h	M	5.0 E-04	5.0 E-09	3.6 E-09	5.0 E-04	1.9 E-10
Np-237	2.14E+06 a	M 5.0 E-04	2.1 E-05	1.5 E-05	5.0 E-04	1.1 E-07
Np-238	2.12 d	M	5.0 E-04	2.0 E-09	1.7 E-09	5.0 E-04	9.1 E-10
Np-239	2.36 d	M	5.0 E-04	9.0 E-10	1.1 E-09	5.0 E-04	8.0 E-10
Np-240	1.08 h	M	5.0 E-04	8.7 E-11	1.3 E-10	5.0 E-04	8.2 E-11
Plutônio
Pu-234	8.80 h	M	5.0 E-04	1.9 E-08	1.6 E-08	5.0 E-04	1.6 E-10
		S	1.0 E-05	2.2 E-08	1.8 E-08	1.0 E-05	1.5 E-10
						1.0 E-04	1.6 E-10
Pu-235	0.422 h	M	5.0 E-04	1.5 E-12	2.5 E-12	5.0 E-04	2.1 E-12
		S	1.0 E-05	1.6 E-12	2.6 E-12	1.0 E-05	2.1 E-12
						1.0 E-04	2.1 E-12
Pu-236	2.85 a	M	5.0 E-04	1.8 E-05	1.3 E-05	5.0 E-04	8.6 E-08
		S	1.0 E-05	9.6 E-06	7.4 E-06	1.0 E-05	6.3 E-09
						1.0 E-04	2.1 E-08
Pu-237	45.3 d	M	5.0 E-04	3.3 E-10	2.9 E-10	5.0 E-04	1.0 E-10
		S	1.0 E-05	3.6 E-10	3.0 E-10	1.0 E-05	1.0 E-10
						1.0 E-04	1.0 E-10
Pu-238	87.7 a	M	5.0 E-04	4.3 E-05	3.0 E-05	5.0 E-04	2.3 E-07
		S	1.0 E-05	1.5 E-05	1.1 E-05	1.0 E-05	8.8 E-09
						1.0 E-04	4.9 E-08
Pu-239	2.41E+04 a	M	5.0 E-04	4.7 E-05	3.2 E-05	5.0 E-04	2.5 E-07
		S	1.0 E-05	1.5 E-05	8.3 E-06	1.0 E-05	9.0 E-09
						1.0 E-04	5.3 E-08
Pu-240	6.54E+03 a	M	5.0 E-04	4.7 E-05	3.2 E-05	5.0 E-04	2.5 E-07
		S	1.0 E-05	1.5 E-05	8.3 E-06	1.0 E-05	9.0 E-09
						1.0 E-04	5.3 E-08
Pu-241	14.4 a	M	5.0 E-04	8.5 E-07	5.8 E-07	5.0 E-04	4.7 E-09
		S	1.0 E-05	1.6 E-07	8.4 E-08	1.0 E-05	1.1 E-10
						1.0 E-04	9.6 E-10

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	E(g)5um	f1	e(g)
Pu-242	3.76E+05 a	M	5.0 E-04	4.4 E-05	3.1 E-05	5.0 E-04	2.4 E-07
		S	1.0 E-05	1.4 E-05	7.7 E-06	1.0 E-05	8.6 E-09
						1.0 E-04	5.0 E-08
Pu-243	4.95 h	M	5.0 E-04	8.2 E-11	1.1 E-10	5.0 E-04	8.5 E-11
		S	1.0 E-05	8.5 E-11	1.1 E-10	1.0 E-05	8.5 E-11
						1.0 E-04	8.5 E-11
Pu-244	8.26E+07 a	M	5.0 E-04	4.4 E-05	3.0 E-05	5.0 E-04	2.4 E-07
		S	1.0 E-05	1.3 E-05	7.4 E-06	1.0 E-05	1.1 E-08
						1.0 E-04	5.2 E-08
Pu-245	10.5 h	M	5.0 E-04	4.5 E-10	6.1 E-10	5.0 E-04	7.2 E-10
		S	1.0 E-05	4.8 E-10	6.5 E-10	1.0 E-05	7.2 E-10
						1.0 E-04	7.2 E-10
Pu-246	10.9 d	M	5.0 E-04	7.0 E-09	6.5 E-09	5.0 E-04	3.3 E-09
		S	1.0 E-05	7.6 E-09	7.0 E-09	1.0 E-05	3.3 E-09
						1.0 E-04	3.3 E-09
Amerício
Am-237	1.22 h	M	5.0 E-04	2.5 E-11	3.6 E-11	5.0 E-04	1.8 E-11
Am-238	1.63 h	M	5.0 E-04	8.5 E-11	6.6 E-11	5.0 E-04	3.2 E-11
Am-239	11.9 h	M	5.0 E-04	2.2 E-10	2.9 E-10	5.0 E-04	2.4 E-10
Am-240	2.12 d	M	5.0 E-04	4.4 E-10	5.9 E-10	5.0 E-04	5.8 E-10
Am-241	4.32E+02 a	M	5.0 E-04	3.9 E-05	2.7 E-05	5.0 E-04	2.0 E-07
Am-242	16.0 h	M	5.0 E-04	1.6 E-08	1.2 E-08	5.0 E-04	3.0 E-10
Am-242m	1.52E+02 a	M	5.0 E-04	3.5 E-05	2.4 E-05	5.0 E-04	1.9 E-07
Am-243	7.38E+03 a	M	5.0 E-04	3.9 E-05	2.7 E-05	5.0 E-04	2.0 E-07
Am-244	10.1 h	M	5.0 E-04	1.9 E-09	1.5 E-09	5.0 E-04	4.6 E-10
Am-244m	0.433 h	M	5.0 E-04	7.9 E-11	6.2 E-11	5.0 E-04	2.9 E-11
Am-245	2.05 h	M	5.0 E-04	5.3 E-11	7.6 E-11	5.0 E-04	6.2 E-11
Am-246	0.650 h	M	5.0 E-04	6.8 E-11	1.1 E-10	5.0 E-04	5.8 E-11
Am-246m	0.417 h	M	5.0 E-04	2.3 E-11	3.8 E-11	5.0 E-04	3.4 E-11
Cúrio
Cm-238	2.40 h	M	5.0 E-04	4.1 E-09	4.8 E-09	5.0 E-04	8.0 E-11
Cm-240	27.0 d	M	5.0 E-04	2.9 E-06	2.3 E-06	5.0 E-04	7.6 E-09
Cm-241	32.8 d	M	5.0 E-04	3.4 E-08	2.6 E-08	5.0 E-04	9.1 E-10
Cm-242	163 d	M	5.0 E-04	4.8 E-06	3.7 E-06	5.0 E-04	1.2 E-08
Cm-243	28.5 a	M	5.0 E-04	2.9 E-05	2.0 E-05	5.0 E-04	1.5 E-07
Cm-244	18.1 a	M	5.0 E-04	2.5 E-05	1.7 E-05	5.0 E-04	1.2 E-07

TABELA 3. Dose Efetiva Comprometida por Unidade de Incorporação Via Inalação e Ingestão (Sv/Bq) (continuação)

Nuclídeo	Meia-Vida Física	Tipo	INALAÇÃO	INGESTÃO
			f1	e(g)1um	e(g)5um	f1	e(g)
Cm-245	8.50E+03 a	M	5.0 E-04	4.0 E-05	2.7 E-05	5.0 E-04	2.1 E-07
Cm-246	4.73E+03 a	M	5.0 E-04	4.0 E-05	2.7 E-05	5.0 E-04	2.1 E-07
Cm-247	1.56E+07 a	M	5.0 E-04	3.6 E-05	2.5 E-05	5.0 E-04	1.9 E-07
Cm-248	3.39E+05 a	M	5.0 E-04	1.4 E-04	9.5 E-05	5.0 E-04	7.7 E-07
Cm-249	1.07 h	M	5.0 E-04	3.2 E-11	5.1 E-11	5.0 E-04	3.1 E-11
Cm-250	6.90E+03 a	M	5.0 E-04	7.9 E-04	5.4 E-04	5.0 E-04	4.4 E-06
Berquélio
Bk-245	4.94 d	M	5.0 E-04	2.0 E-09	1.8 E-09	5.0 E-04	5.7 E-10
Bk-246	1.83 d	M	5.0 E-04	3.4 E-10	4.6 E-10	5.0 E-04	4.8 E-10
Bk-247	1.38E+03 a	M	5.0 E-04	6.5 E-05	4.5 E-05	5.0 E-04	3.5 E-07
Bk-249	320 d	M	5.0 E-04	1.5 E-07	1.0 E-07	5.0 E-04	9.7 E-10
Bk-250	3.22 h	M	5.0 E-04	9.6 E-10	7.1 E-10	5.0 E-04	1.4 E-10
Califórnio
Cf-244	0.323 h	M	5.0 E-04	1.3 E-08	1.8 E-08	5.0 E-04	7.0 E-11
Cf-246	1.49 d	M	5.0 E-04	4.2 E-07	3.5 E-07	5.0 E-04	3.3 E-09
Cf-248	334 d	M	5.0 E-04	8.2 E-06	6.1 E-06	5.0 E-04	2.8 E-08
Cf-249	3.50E+02 a	M	5.0 E-04	6.6 E-05	4.5 E-05	5.0 E-04	3.5 E-07
Cf-250	13.1 a	M	5.0 E-04	3.2 E-05	2.2 E-05	5.0 E-04	1.6 E-07
Cf-251	8.98E+02 a	M	5.0 E-04	6.7 E-05	4.6 E-05	5.0 E-04	3.6 E-07
Cf-252	2.64 a	M	5.0 E-04	1.8 E-05	1.3 E-05	5.0 E-04	9.0 E-08
Cf-253	17.8 d	M	5.0 E-04	1.2 E-06	1.0 E-06	5.0 E-04	1.4 E-09
Cf-254	60.5 d	M	5.0 E-04	3.7 E-05	2.2 E-05	5.0 E-04	4.0 E-07
Einstênio
Es-250	2.10 h	M	5.0 E-04	5.9 E-10	4.2 E-10	5.0 E-04	2.1 E-11
Es-251	1.38 d	M	5.0 E-04	2.0 E-09	1.7 E-09	5.0 E-04	1.7 E-10
Es-253	20.5 d	M	5.0 E-04	2.5 E-06	2.1 E-06	5.0 E-04	6.1 E-09
Es-254	276 d	M	5.0 E-04	8.0 E-06	6.0 E-06	5.0 E-04	2.8 E-08
Es-254m	1.64 d	M	5.0 E-04	4.4 E-07	3.7 E-07	5.0 E-04	4.2 E-09
Férmio
Fm-252	22.7 h	M	5.0 E-04	3.0 E-07	2.6 E-07	5.0 E-04	2.7 E-09
Fm-253	3.00 d	M	5.0 E-04	3.7 E-07	3.0 E-07	5.0 E-04	9.1 E-10
Fm-254	3.24 h	M	5.0 E-04	5.6 E-08	7.7 E-08	5.0 E-04	4.4 E-10
Fm-255	20.1 h	M	5.0 E-04	2.5 E-07	2.6 E-07	5.0 E-04	2.5 E-09
Fm-257	101 d	M	5.0 E-04	6.6 E-06	5.2 E-06	5.0 E-04	1.5 E-08
Mendelévio
Md-257	5.20 h	M	5.0 E-04	2.3 E-08	2.0 E-08	5.0 E-04	1.2 E-10
Md-258	55.0 d	M	5.0 E-04	5.5 E-06	4.4 E-06	5.0 E-04	1.3 E-08

TABELA 4. Fatores de Conversão de Dose de Unidade de Exposição a Radônio e Filhos[ 1]
Grandeza	Unidade	Valor
Exposição anual a radônio e filhos por unidade de concentração de radônio	(mJ.h.m-3) por (Bq.m-3)	4,45E-03
	WLM por (Bq.m-3)	1,26E-03
Coeficiente de Conversão de dose efetiva por unidade de Exposição	mSv por (mJ.h.m-3)	1,4
	mSv por WLM	5
[1]. considerando 2000 horas de trabalho por ano e um fator de equilíbrio de 0,4

d) STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Aplicável à avaliação de doses efetivas, tanto para indivíduos ocupacionalmente expostos, para fins de verificação de conformidade com limites, restrições de dose e níveis de referência estabelecidos pela CNEN.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

1. International Commission on Radiological Protection, "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication 60, Pergamon Press, 1991.

2. International Atomic Energy Agency. Safety Series Nº 115, "International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources", IAEA, Vienna, Austria, 1996.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 004
	RESTRIÇÃO DE DOSE, NÍVES DE REFERÊNCIA
	OCUPACIONAIS E CLASSIFICAÇÃO DE ÁREAS

1. REQUISISTOS DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" expressos nas subseções 5.3, 5.4 e 5.8.

2. AVALIAÇÃO DOS REQUISITOS

O capítulo 5 da Norma CNEN-NN-3.01 dispõe sobre "Requisitos para Práticas". A subseção 5.3.8 alínea n estabelece que o titular deve definir e submeter à CNEN os níveis operacionais e demais restrições adotados para as monitorações ocupacionais. A subseção 5.4.3.1 estabelece que no processo de otimização relativo a uma determinada fonte, as exposições devem estar sujeitas a restrições de dose individual. A subseção 5.8 estabelece que os titulares são responsáveis pela classificação das áreas da instalação, para fins de gerenciamento das exposições ocupacionais e do público.

3. INTERPRETAÇÃO DOS REQUISITOS

3.1 RESTRIÇÃO DE DOSE

Com a finalidade de garantir um nível adequado de proteção individual para cada IOE, deve ser estabelecido, como condição limitante do processo de otimização da proteção radiológica, um valor de restrição de dose efetiva levando em consideração as incertezas a ela associadas relativo a qualquer fonte ou instalação sob o controle regulatório

3.2 NÍVEIS DE REGISTRO E INVESTIGAÇÃO

O nível de registro para monitoração individual mensal de IOE deve ser igual ou inferior a 0,20 mSv para dose efetiva. Níveis operacionais para fins de registro de monitoração em períodos inferiores ou superiores ao período mensal devem ser submetidos à aprovação da CNEN.

O nível de investigação para monitoração individual de IOE deve ser, para dose efetiva, 6 mSv por ano ou 1 mSv em qualquer mês.

Para dose equivalente, o nível de investigação para pele, mãos e pés é de 150 mSv por ano ou 20 mSv em qualquer mês.

Para o cristalino, o nível de investigação é 50 mSv por ano ou 6 mSv em qualquer mês.

Para fins de investigação, níveis operacionais, em períodos de monitoração inferiores ou superiores ao período mensal devem ser submetidos à CNEN.

3.3 CLASSIFICAÇÃO DE ÁREAS

O sistema de classificação de áreas é proposto para auxiliar o controle das exposições ocupacionais e considera a designação dos locais de trabalho em dois tipos de áreas: áreas controladas e áreas supervisionadas.

A definição dessas áreas deve levar em conta o discernimento e a experiência operacional. Em locais onde a possibilidade de contaminação por materiais radioativos é remota, as áreas podem ser, algumas vezes, definidas em termos da taxa de dose em seus contornos.

O uso de fontes móveis demanda alguma flexibilidade na definição dessas áreas.

As áreas devem ser classificadas sempre que houver previsão de exposição ocupacional e definidas claramente no Plano de Proteção Radiológica (PPR). Essa classificação deve ser revista, sempre que necessário, em função do modo de operação ou de qualquer modificação que possa alterar as condições de exposição normal ou potencial.

Fora das áreas designadas como controladas ou supervisionadas, a taxa de dose e o risco de contaminação por materiais radioativos devem ser baixos o suficiente para assegurar que, em condições normais, o nível de proteção para aqueles que trabalham no local seja comparável com o nível de proteção requerido para exposições do público. Tais áreas são denominadas áreas livres, do ponto de vista de proteção radiológica ocupacional.

3.3.1 Áreas Controladas

Deve ser classificada como área controlada qualquer área na qual medidas específicas de proteção radiológica são ou podem ser necessários para:

e) controlar as exposições de rotina e evitar a disseminação da contaminação durante as condições normais de operação;

f) evitar ou limitar a extensão das exposições potenciais.

Na determinação da delimitação física de qualquer área controlada, devem ser consideradas a magnitude das exposições normais esperadas, a probabilidade e magnitude das exposições potenciais e o tipo e extensão dos requisitos de proteção e segurança necessários.

Valores de taxa de dose baseados numa fração do limite de dose podem ser definidos em 3/10 do limite de dose, desde que se faça uma avaliação cuidadosa, levando em consideração tanto o período de tempo em que a taxa de dose é igual ou superior ao valor prescrito, como o risco de exposições potenciais.

O trabalho com fontes radioativas não seladas está sempre associado à possibilidade de incorporação de radionuclídeos, sendo, portanto, necessária a avaliação específica da necessidade de delimitação de áreas controladas, levando em conta as características radiológicas dessas fontes.

Em relação às áreas designadas como controladas, os titulares devem:

c) sinalizar a área com o símbolo internacional de radiação ionizante, bem como afixar instruções pertinentes nos pontos de acesso e em outros locais apropriados no interior dessas áreas;

d) implementar as medidas de proteção ocupacional estabelecidas no Plano de Proteção Radiológica e incluindo regras internas e procedimentos apropriados a essas áreas;

e) restringir o acesso por meio de procedimentos administrativos e por meio de barreiras físicas. O grau de restrição de acesso deve ser adequado à magnitude e a probabilidade de ocorrência das exposições esperadas;

f) manter disponível nas entradas dessas áreas, conforme apropriado, equipamento e vestimenta de proteção e instrumento de monitoração; e

g) manter disponível nas saídas dessas áreas, quando apropriado:

i) instrumentação para monitoração de contaminação de pele e de vestimenta;

ii) instrumentação para monitoração da contaminação de qualquer objeto ou substância sendo retirada da área;

iii) meios para descontaminação, como chuveiro ou pia; e

iv) local adequado para coleta de equipamentos e vestimentas de proteção contaminados.

No estabelecimento das áreas controladas, o titular pode utilizar as barreiras físicas existentes, tais como, paredes de salas ou prédios. Isso pode acarretar áreas maiores do que as estritamente necessárias com base apenas nas considerações de proteção radiológica.

3.3.2 Áreas Supervisionadas

Deve ser classificada como área supervisionada qualquer área sob vigilância não classificada como controlada, mas onde as condições de exposição ocupacional necessitam ser mantidas sob supervisão.

Em relação às áreas supervisionadas, os titulares devem:

1. delimitar as áreas por meios apropriados;

2. colocar sinalização nos pontos de acesso; e

3. rever periodicamente as condições para determinar qualquer necessidade de adoção de medidas de proteção e segurança ou de mudanças nas delimitações físicas dessas áreas. Essa revisão deve considerar a necessidade de adoção de programa de monitoração rotineira de área e de indivíduos que nela trabalham.

O estabelecimento de uma área supervisionada no entorno de uma área controlada pode ser dispensado desde que os requisitos de proteção radiológica implementados dentro da área controlada sejam suficientes.

3.3.3 Áreas de Trabalho e Limites de Dose Os limites de dose tanto para os IOE que trabalham em áreas supervisionadas como para os que trabalham em áreas controladas são os mesmos. As restrições de dose aplicadas no processo de otimização devem ser definidas em relação a práticas específicas e não em relação a qualquer área designada.

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Aplicável a todas as instalações que empregam fontes de radiação ionizante.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

International Atomic Energy Agency, Safety Guide RS-G-1.1, "Occupational Radiation Protection, 1999.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 /005
	CRITÉRIOS PARA CÁLCULO DE DOSE EFETIVA A PARTIR DA MONITORAÇÃO INDIVIDUAL

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica", expressos na seção 5.9, e a sua aplicação ao cálculo da dose efetiva para indivíduos ocupacionalmente expostos, a partir dos dados de monitoração individual interna e externa.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

A seção 5.9 da Norma estabelece a necessidade de avaliação da exposição ocupacional por meio da avaliação da dose proveniente da exposição externa e interna do IOE. A seção 5.4 da Norma estabelece os limites de dose para IOE para exposições normais em práticas autorizadas.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

Os limites e restrições de dose estabelecidos pela CNEN devem ser aplicados à dose efetiva, que se refere à soma das doses resultantes da exposição externa no período especificado e das doses comprometidas relativas às incorporações no mesmo período, assim como às doses equivalentes nos órgãos ou tecidos.

3.1 DOSIMETRIA INTERNA

Para o cálculo da atividade do radionuclídeo incorporado, a partir de dados de bioanálise, utilizam-se as Frações de Retenção (FRI) resultantes da incorporação de 1 Bq do radionuclídeo de interesse, seja por inalação, ingestão, injeção ou absorção pela pele e/ou feridas.

Essas frações são derivadas dos modelos biocinéticos adotados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) em suas publicações ICRP 56 [1], ICRP 67 [3] e ICRP 69 [4].

Para alguns radionuclídeos, as frações de retenção para urina, fezes, corpo inteiro e alguns órgãos selecionados são apresentadas em tabelas nas publicações ICRP 78 [5] e IAEA Safety Report Series [6].

Na publicação ICRP [5] são apresentadas tabelas com valores de FRI para incorporação de radionuclídeos por ingestão, por injeção e por inalação de particulado com diâmetro aerodinâmico mediano do aerossol (DAMA) de 5µm e também para inalação de alguns gases e vapores. Essas tabelas referem-se a situações de monitoração rotineira e especial.

Na publicação IAEA Safety Report Series [6] são apresentadas tabelas considerando-se a incorporação por ingestão e por inalação de particulado com diâmetro aerodinâmico mediano do aerossol de 1µm e 5µm e, também, para inalação de alguns gases e vapores.

Para incorporação de água triciada, os valores de FRI são apresentados como concentrações de atividade na urina em função do tempo.

O cálculo da dose efetiva comprometida deve ser feito utilizando-se os coeficientes de dose apresentados na PR-3.01/03.

O critério para implementação do programa de monitoração individual de rotina para avaliação da dose devido à incorporação de radionuclídeos é baseado na dose efetiva comprometida potencial de 1mSv, conforme recomendado pela Agência Internacional de Energia Atômica em seu documento IAEA Safety Standards Series [7].

3.2 DOSIMETRIA EXTERNA

A grandeza operacional para uso em monitoração individual é o equivalente de dose pessoal Hp(d), que é definido como o "equivalente de dose" em tecido mole, numa profundidade d (em milímetros), a partir de um ponto especificado na superfície do corpo. H Para estimar a dose efetiva devido à exposição externa deve ser utilizado um monitor individual posicionado no ponto mais exposto do tórax, calibrado em HP(10). Para fótons, provisoriamente, para avaliação da dose efetiva será utilizada a grandeza "dose individual" Hx, definida para monitoração individual externa como o produto do valor determinado pelo dosímetro individual, usado na superfície do tórax, calibrado em termos de kerma no ar, pelo fator f = 1,14 Sv/Gy.

A monitoração de rotina deve ser feita através de serviços de monitoração individual autorizados pela CNEN, com freqüência mensal. Qualquer aumento no período de monitoração deve ser justificado e autorizado pela autoridade competente.

Para campos não uniformes ou radiação pouco penetrante, deve também ser estimada a dose equivalente em tecidos específicos. No caso de radiações pouco penetrantes, a dose equivalente na pele deve ser estimada por dosímetros individuais calibrados em HP(0,07). No caso de extremidades (pés e mãos), deve-se estimar a dose equivalente na pele, através de monitores individuais calibrados na grandeza operacional HP(0,07). No caso da dose equivalente no cristalino, deve-se usar monitores individuais calibrados na grandeza operacional HP(3).

Os fatores de conversão de kerma no ar para a grandeza operacional de interesse estão apresentados na publicação da ICRP [8].

3.3 DOSE EFETIVA

A dose efetiva, E, é o somatório da dose efetiva devido à exposição externa e da dose efetiva comprometida durante qualquer período de tempo t, proveniente da incorporação de radionuclídeos. A dose efetiva é estimada pela expressão:

onde HP(10) é o equivalente de dose pessoal a uma profundidade de 10 mm em tecido mole, obtido pelo monitor individual usado no ponto mais exposto do tórax, durante o tempo t para a radiação R. Para fótons, provisoriamente HP(10) pode ser substituído por Hx. Os termos e(g)j,ing e e(g)j,ina são os coeficientes de dose para ingestão e inalação de radionuclideo j pelo grupo etário g, os termos Ij,ing e Ij,ina são as incorporações por ingestão e inalação, respectivamente, do radionuclídeo j durante o período de tempo t. Para exposição ocupacional, os valores dos coeficientes de dose são aqueles estabelecidos na PR-3.01/003, "Coeficientes de Dose para Indivíduos Ocupacionalmente Expostos".

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DA APLICAÇÃO

Aplicável à avaliação da exposição ocupacional para fins de verificação de conformidade com as restrições e limites de dose estabelecidos pela CNEN.

4.2 VALIDADE

Indeterminada.

5. REFERÊNCIAS

International Commission on Radiological Protection, "Age-Dependent Doses to Members of the Public of the Intake of Radionuclides", ICRP Publication 56, Pergamon Press, 1989.

International Commission on Radiological Protection, "Recommendations of the International Commission on Radiological Protection", ICRP Publication 60, Pergamon Press, 1991.

International Commission on Radiological Protection. "Age-Dependent Doses to Members of the Public of the Intake of Radionuclides", ICRP Publication 67, Part 2, Pergamon Press, 1993.

International Commission on Radiological Protection. "Age-Dependent Doses to Members of the Public of the Intake of Radionuclides", ICRP Publication 69, Part 3, Pergamon Press, 1994.

International Commission on Radiological Protection, "Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers - Replacement of ICRP Publication 54", ICRP Publication 78, Pergamon Press, 1997.

IAEA Safety Report Series, "Methods for Assessment of Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides", International Atomic Energy Agency, Safety Report Series Nº 37, 2004.

IAEA Safety Standards Series, "Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides", International Atomic Energy Agency, IAEA Safety Guide RS-G-1.2, 1999.

International Commission on Radiological Protection, International Commission on Radiation Units and Measurements, "Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation", ICRP Publication Nº 74, Pergamon Press, Oxford and New York, 1997.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 006
	MEDIDAS DE PROTEÇÃO E CRITÉRIOS DE INTERVENÇÃO EM SITUAÇÕES DE EMERGÊNCIA

CNEN, para as diferentes ações protetoras ou remediadoras.

A subseção 6.1.3.1 estabelece que em situações de emergência, os níveis de intervenção pré-estabelecidos devem ser reavaliados, no momento de sua implementação, em função das condições existentes, desde que não sejam excedidos os níveis de dose para os quais a intervenção deve ocorrer em qualquer circunstância. A seção 6.2 ratifica que os requisitos básicos de proteção radiológica de justificação e otimização também são aplicáveis às situações de intervenção.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

3.1 GERAL

A intervenção em situações de emergência nuclear ou radiológica deve ser baseada em níveis de intervenção e de ação adotados com o objetivo de nortear a implementação das diversas medidas de proteção propostas para evitar ou reduzir a exposição da população à radiação.

Os níveis de intervenção são expressos em termos da dose, que pode ser evitada num período de tempo ÄT, correspondente à duração de uma ação protetora específica associada à intervenção, ou seja, é a dose a qual os indivíduos estariam sujeitos na ausência da medida, integrada no período ÄT, menos a dose integrada a qual estariam sujeitos com a aplicação da medida de proteção.

Os níveis de ação são expressos em concentrações de atividade de radionuclídeos em água, leite e outros alimentos.

Os níveis de intervenção e de ação estabelecidos são genéricos e visam a orientar a tomada de decisão quanto à implementação de ações protetoras, em particular aquelas para atender situações de acidentes em reatores nucleares, devendo ser otimizados para ações protetoras relevantes.

Os valores de níveis de intervenção estabelecidos em planos de emergência devem ser usados como um critério inicial para implementação de ações protetoras, mas podem ser modificados em caso de serem previstas circunstâncias desfavoráveis para sua implementação e em função da sua evolução.

As decisões relativas à adoção de medidas urgentes de proteção à população quando da ocorrência de um acidente nuclear são baseadas na dose projetada.

A dose projetada é a dose prevista que um indivíduo receberia, em um período de tempo determinado, se nenhuma ação protetora fosse implementada. A dose projetada é estimada com base nas condições da instalação, nas previsões de evolução do acidente, na probabilidade de liberações de materiais radioativos para o meio ambiente e nas condições de dispersão existentes.

Os valores adotados para níveis de intervenção e de ação devem ser igualmente aplicados à maior parte dos indivíduos do público. Entretanto, para alguns grupos da população que estão sujeitos a riscos marcadamente diferentes em relação à adoção da medida, por exemplo, a remoção de pessoas enfermas em hospitais que não possam se locomover prontamente, é apropriado adotar valores diferenciados para esses níveis, de tal forma que a adoção da medida de proteção para esses pequenos grupos seja justificada, isto é, se a relação entre os riscos envolvidos, considerando a dose evitada e os riscos associados à medida de proteção, resultar em benefício líquido.

AÇÕES PROTETORAS IMEDIATAS E NÍVEIS GENÉRICOS DE INTERVENÇÃO

As ações protetoras tomadas com base nas doses projetadas são justificadas nos casos em que os resultados indiquem haver probabilidade de ocorrerem sérios danos à saúde. Nessas circunstâncias, qualquer decisão de não implementar a ação protetora deverá ser justificada.

Entre as medidas protetoras imediatas de relevância estão a abrigagem, a evacuação e a administração de iodo estável, podendo ser complementadas por ações adicionais, tais como controle de acesso, proteção respiratória e descontaminação.

3.2.1 Abrigagem

Abrigagem significa permanecer no interior de prédios para reduzir a exposição externa à contaminação presente no ar e ao material radioativo depositado em superfícies. Para que seja efetiva deve incluir a vedação de portas e janelas e o desligamento de sistemas de ventilação, de maneira a evitar ou minimizar a inalação de material radioativo contido no ar do ambiente externo.

Esta medida de proteção deve ser adotada como uma medida intermediária de proteção, quando uma evacuação rápida não for possível, devido, principalmente, a condições ambientais adversas (como chuva intensa ou inundações), restrições de saúde, dificuldades para locomoção de pessoal (algumas indústrias, hospitais e prisões) ou restrições físicas (estradas em condições inadequadas). Além disso, a abrigagem pode fornecer proteção adequada e ser mais eficiente do que a evacuação, quando esta não puder ser concluída antes da chegada da nuvem radioativa.

A eficácia desta medida é muito pequena para estruturas leves ou para aquelas com altas taxas de troca de ar e diminui com o tempo de permanência na edificação.

3.2.2 Evacuação

Evacuação significa o movimento dos indivíduos para fora do campo de radiação ou do caminho da nuvem radioativa, isto é, envolve a retirada urgente de pessoas de seus locais normais de residência, trabalho ou lazer, em período curto de tempo.

A decisão entre abrigagem e evacuação deve levar em conta que a dose máxima a ser evitada com a evacuação tem que ser pelo menos igual à dose não evitada com a abrigagem. Quando a abrigagem puder fornecer proteção adequada, esta sempre deverá ser a medida de proteção preferencial.

3.2.3 Administração de Iodo Estável

Esta medida de proteção só deve ser considerada nos casos em que a situação de emergência possa ocasionar a incorporação de iodo radiativo.

Os níveis de intervenção recomendados para essas medidas de proteção estão apresentados na Tabela 1.

TABELA 1: Níveis Genéricos de Intervenção para Ações de Proteção Urgentes

Ação de Proteção	Nível Genérico de Intervenção (dose evitada pela ação de proteção)
Abrigagem	10 mSv [1]
Evacuação	50 mSv [2]
Profilaxia por Iodo Estável	100 mGy[3]

[1]A "abrigagem" não é recomendada por um período superior a 2 (dois) dias.

[2]A evacuação não é recomendada por um período superior a 1 (uma) semana.

[3]Dose absorvida comprometida evitada na tiróide.

Para evacuação de pequenas áreas, envolvendo um número pequeno de pessoas, o nível de intervenção para evacuação pode ser inferior àquele indicado na Tabela 1, podendo ser considerada a aplicação da medida até um nível de 5 mSv de dose evitada.

Para situações em que a evacuação é complexa ou envolve grandes riscos, o valor do nível de intervenção pode ser mais elevado do que aquele apresentado na Tabela 1. Esse valor deve levar em conta que efeitos determinísticos severos devem ser evitados. Assim, os valores de dose projetada devem ser mantidos abaixo dos limiares de efeitos determinísticos, apresentados na Tabela 2.

TABELA 2: Limiares de Efeitos Determinísticos para Doses Elevadas

Órgão ou Tecido	Dose em menos de 2 dias (Gy)	Efeito Determinístico
		Tipo de Efeito	Tempo de Ocorrência
Corpo inteiro[1] (medula óssea)	1	Morte	1-2 meses
Pulmão	6	Morte	2-12 meses
Pele	3	Eritema	1-3 semanas
Tireóide	5	Hipotiroidismo	Primeiro ano
Cristalino	2	Catarata	6 meses
Gônadas	3	Esterilidade Permanente	Semanas
Feto	0.1	Teratogenese	-

[1] Pode ocorrer vômito em pessoas rádio-sensíveis no primeiro dia após uma exposição de corpo inteiro de 0.5 Gy.

Se monitorações ambientais confirmarem que a exposição da população irá se estender além de alguns dias, justificando outras ações de proteção além da abrigagem e da evacuação, o reassentamento temporário ou definitivo deve ser considerado.

2. REASSENTAMENTO TEMPORÁRIO OU DEFINITIVO

O termo reassentamento se aplica à remoção de indivíduos de áreas contaminadas por radionuclídeo(s) para outros locais, com a conseqüente interdição dessas áreas, de modo a evitar exposições crônicas à radiação. O reassentamento temporário visa a uma remoção organizada e deliberada de pessoas, de uma área afetada por um acidente, por um período longo (alguns meses), porém limitado.

Quando o período de reassentamento previsto for superior a 2 anos, deve ser considerado o reassentamento definitivo da população. Entende-se por reassentamento definitivo a remoção deliberada de pessoas de uma área, sem expectativa de retorno. Os níveis de intervenção para a implementação das medidas de reassentamento de grupos populacionais estão apresentados na Tabela 3.

TABELA 3: Níveis de Intervenção Recomendados para Relocação e Reassentamento

Ação de Proteção	Dose Evitada
Reassentamento Temporário (Relocação)	30 mSv no primeiro mês
	10 mSv em um mês subseqüente
Reassentamento Definitivo	1 Sv em toda a vida (70 anos)

3.4 NÍVEIS DE AÇÃO PARA CONTROLE DE ALIMENTOS

O controle de alimentos, embora não seja considerada uma medida urgente, deve ser implementado em tempo hábil. Os níveis de concentração em atividade são recomendados apenas para a restrição à comercialização de produtos alimentares. Para a população local, esses níveis devem ser aplicados apenas em condições onde suprimentos alternativos de alimentos estejam disponíveis.

TABELA 4: Níveis de Ação Recomendados para Alimentos.

Categoria	Radionuclídeo	Valor Recomendado (kBq / kg)
		Alimentos para Consumo em Geral	Leite, Alimentos Infantis e Água Potável
1	134Cs, 137Cs, 103Ru, 106Ru, 89Sr	1	1
2	131I	1	0.1
3	90Sr	0.1	0.1
4	241Am, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 242Pu	0.01	0.001

Observação: Os limites devem ser aplicados de forma independente para as 4 categorias de radionuclídeos envolvidos.

3.5 NÍVEIS OPERACIONAIS ESPECÍFICOS PARA ACIDENTES DE REATORES

Para o caso específico de acidentes envolvendo liberações atmosféricas provenientes de reatores PWR, níveis de ação recomendados para a implementação de medidas protetoras urgentes são apresentados na Tabela 5.

TABELA 5: Níveis Operacionais de Intervenção (NOI) Recomendados pela AIEA[8] para Acidentes em Reatores Nucleares a Água Pressurizada.

Base	NOI Nº	Critério	Medida de Proteção Recomendada
Taxa de Dose Ambiente (pluma)	1	1 mSv/h	Evacuação ou Abrigagem
	2	0.1 mSv/h	Se disponível, administrar bloqueador de tiróide, abrigagem preventiva, aguardando instruções por rádio ou TV.
Taxa de Dose Ambiente (deposição)	3	1 mSv/h	Evacuação ou Abrigagem
	4	0.2 mSv/h	Considerar a relocação de pessoas
	5	1 µSv/h	Restrição imediata de alimentos até avaliação
Deposição no solo		Alimentos em Geral	Leite
I-131	6	10 kBq/m2	2 kBq/m2	Restrição imediata ao consumo de alimentos produzidos na área até avaliação detalhada
Cs-137	7	2 kBq/m2	10 kBq/m2
Contaminação em Água, Leite e Alimentos em Geral		Alimento	Leite e Água
I-131	8	1 kBq/kg	0.1 kBq/kg	Restrição ao consumo
Cs-137	9	0.2 kBq/kg	0.3 kBq/kg	Restrição ao consumo

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Esta Posição Regulatória deve ser aplicada ao planejamento das ações de todas as organizações, nas esferas municipais, estaduais e federais, que tenham atribuições na resposta a acidentes nucleares e radiológicos.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

h) REFERÊNCIAS

1. EPA-400-R-92-001, "Manual of Protective Action Guides and Protective Actions for Nuclear Incidents", US Environmental Protection Agency, Washington, DC, USA, 1993.

2. CNEN - Critérios Básicos para o Estabelecimento de Diretrizes de Planejamento das Ações de Proteção da População em Situações de Emergência nas CNAAA-I e II, 2000.

3. WHO/SDE/PHE/99.6, "Guidelines for Iodine Prophylaxis following Nuclear Accidents", WHO, Geneva, Switzerland, 1999.

4. SS-115, IAEA Safety Series Nº 115, "International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources", IAEA, Vienna, Austria, 1996.

5. SS-109, IAEA Safety Series 109, "Intervention Criteria in a Nuclear or Radiation Emergency", IAEA, Vienna, Austria, 1994.

6. SS-55, IAEA Safety Series 55, "Planning for Off-site Response to Radiation Accidents in Nuclear Facilities", IAEA, Vienna, Austria, 1981.

7. TECDOC-953, "Method for the Development of Emergency Response Preparedness for Nuclear or Radiological Accidents", IAEA, Vienna, Austria, 1997.

8. TECDOC-955, "Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions during a Reactor Accident", IAEA, Vienna, Austria, 1997.

9. WASH-1499 (NUREG-75/014), USNRC, "Reactor Safety Study - An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Power Plants", 1975.

10. NUREG-0369 (EPA-520/1-78-016), "Planning Basis for the Development of State and Local Government Radiological Emergency Response Plans in Support of Light Water Nuclear Power Plants", Washington, DC, USA, 1978.

11. NUREG-1210, vol. 4, USNRC, "Pilot Program: NRC Severe Reactor Incident Response Training Manual", Washington, DC, USA, 1987.

12. NUREG-0654 (FEMA-REP-1), USNRC, "Criteria for Preparation and Evaluation of Radiological Emergency Response Plants and Preparedness in Support of Nuclear Plants", Ver. 1, Washington, DC, USA, 1980.

13. NUREG-0696, USNRC "Functional Criteria for Emergency Response Facilities", Washington, DC, USA, 1977.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 007
	NÍVEIS DE INTERVENÇÃO E DE AÇÃO PARA EXPOSIÇÃO CRÔNICA

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se aos requisitos da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" expressos na seção 6.5 Situações de Exposição Crônica.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

A subseção 6.1.3.2 da Norma CNEN-NN-3.01 estabelece que "em situações de exposição crônica, quando ultrapassados os níveis de ação relevantes, calculados com base nos níveis de intervenção estabelecidos ou aprovados pela CNEN, ações remediadoras devem ser executadas".

Esta Posição Regulatória tem como objetivo estabelecer níveis de intervenção e de ação para situações de exposição crônica do público.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

3.1 SITUAÇÕES DE EXPOSIÇÃO CRÔNICA

Situações de exposição crônica de membros do público, às quais o conceito de intervenção pode ser aplicado, incluem:

g) exposição à radiação devido ao uso de materiais de construção com teores elevados de elementos das famílias do urânio ou do tório;

h) exposições decorrentes da presença de radionuclídeos naturais naturalmente presentes no solo, em teores mais elevados;

i) áreas contaminadas por resíduos de indústrias fora do escopo de regulamentação da CNEN (extração mineral, beneficiamento de minérios ou de manipulação de seus produtos e sub-produtos);

j) áreas contaminadas como resultado de operações militares; e

k) áreas com contaminação residual por acidentes nucleares ou radiológicos, após a fase de emergência

3.2 NÍVEIS GENÉRICOS DE REFERÊNCIA RECOMENDADOS PELA CNEN.

Níveis genéricos de intervenção são níveis de referência estabelecidos pela CNEN, a priori, a serem considerados na fase de planejamento e utilizados em processos de justificativa e otimização para situações de intervenção.

Uma dose anual existente de 10 mSv deve ser usada como um valor genérico de referência para uma ação de intervenção em situações de exposição crônica de membros do público.

A estimativa ou medida de um valor de dose existente acima de 10 mSv/a de referência deve sempre demandar uma avaliação para a implementação de medidas de proteção ou de remediação. A decisão da aplicação de uma determinada medida de proteção ou remediação deve levar em conta a situação existente, sendo resultado de uma avaliação em que a medida deve ser justificada e otimizada.

A estimativa ou medida de um valor de dose existente inferior ao valor genérico de referência normalmente não justifica ações de intervenção para situações de exposição crônica. Contudo, poderão existir situações onde a intervenção para reduzir um ou mais componentes que contribuem para a dose total existente possa ser justificada, como resultado de um processo de otimização ou quando as ações protetoras para reduzir tais componentes sejam bastante simples e justificadas.

A CNEN não estabelece um nível superior de intervenção, a partir do qual a introdução de uma medida de proteção ou de remediação seja mandatória, mas considera sempre justificada a intervenção quando a dose existente for superior a 50 mSv por ano.

As recomendações estão resumidas na Tabela 1.

TABELA 1

Níveis de Referência Recomendados pela CNEN.

Conceito	Dose Anual Existente
Nível genérico para avaliação da implementação de ações de intervenção	10 mSv/a
Nível para implementação de ações de intervenção, independente de justificativa	50 mSv/a

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Aplica-se a níveis de intervenção e de ação para situações de exposição crônica do público e de trabalhadores.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

1. IAEA, International Atomic Energy Agency, "International Basic Safety Standards for Protection Against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources". Safety Series No 115, Vienna, 335 p, 1996.

2. ICRP, International Commission on Radiological Protection, "Protection of the Public in Situations of Prolonged Radiation Exposure". Publication 82, Pergamon Press, Oxford, 1999.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 008
	PROGRAMA DE MONITORAÇÃO RADIOLÓGICA AMBIENTAL

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se ao requisito da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" expresso na seção 5.14, no que diz respeito ao Programa de Monitoração Radiológica Ambiental (PMRA).

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

A subseção 5.14.1 c da Norma CNEN-NN-3.01 dispõe que, "em relação às fontes sob sua responsabilidade, os titulares devem estabelecer, implementar e manter medidas para estimar a exposição do público, incluindo, quando aplicável, programa de monitoração radiológica ambiental".

O item 5.6.2 confere ao titular a responsabilidade "pela monitoração radiológica e medição dos parâmetros necessários para verificar o cumprimento dos requisitos prescritos por esta Norma".

Os itens 5.6.3 e 5.6.4 estabelecem, respectivamente, que "para fins de monitoração e verificação do cumprimento dos requisitos de proteção radiológica, o titular deve dispor de procedimentos e instrumentação suficientes e adequados. A instrumentação deve ser corretamente mantida e, quando aplicável, testada e calibrada em intervalos apropriados, usando-se como referência padrões rastreáveis aos padrões nacionais ou internacionais; e

"o titular deve manter registros dos resultados das monitorações e da verificação do cumprimento dos requisitos pertinentes, incluindo os registros de testes e calibrações".

As responsabilidades e ações, expressas nos requisitos transcritos acima, se aplicam a todas as monitorações radiológicas conduzidas com o objetivo de verificar o cumprimento da Norma CNENNN-3.01, incluindo a monitoração ambiental.

Entende-se por monitoração ambiental o processo planejado e sistemático de realizar medições de campos de radiação, de radioatividade e de outros parâmetros no meio ambiente, incluindo a interpretação dos resultados dessas medições, com o objetivo de caracterizar, avaliar ou controlar a exposição do indivíduo do público, em especial do grupo crítico, resultante de uma prática. A monitoração ambiental é realizada por meio da condução de um Programa de Monitoração Radiológica Ambiental.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

O PMRA é concebido para suplementar os programas de controle da fonte e da descarga de efluentes radioativos. O programa pode ser dirigido a mais de uma única prática, para avaliar o impacto resultante da implantação de várias práticas em um mesmo sítio.

Um PMRA deve ser concebido de modo a assegurar os objetivos estabelecidos, por meio das medições e metodologias para a avaliação dos resultados obtidos.

3.1 FASES DO PROGRAMA DE MONITORAÇÃO RADIOLÓGICA AMBIENTAL

O PMRA deve ser conduzido durante os diversos estágios do processo de obtenção de licença, autorização ou outro ato administrativo pertinente, emitido pela CNEN. As fases do PMRA são definidas em função de cada estágio, conforme aplicável, em préoperacional, operacional, de descomissionamento e de pós-descomissionamento, e devem atender aos objetivos específicos abaixo.

3.1.1 Fase pré-operacional

l) caracterizar os níveis de radioatividade e os campos de radiação existentes e suas flutuações sazonais e periódicas, abrangendo as áreas de impacto e as que servirão de controle na fase operacional;

m) identificar e determinar valores de parâmetros específicos que possam ser relevantes para a estimativa da dose e para a avaliação do impacto ambiental;

n) implantar e avaliar a adequação dos procedimentos, equipamentos e técnicas de: medição; coleta, identificação, preservação e transporte de amostras; e

métodos analíticos e radiométricos usados nos laboratórios;

o) determinar a necessidade de recursos humanos, financeiros e de infra-estrutura necessários à condução do programa na fase operacional; e

p) capacitar o pessoal técnico para a condução adequada do programa na fase operacional.

3.1.2 Fase Operacional

d) comprovar as condições previstas de isolamento da fonte e de controle da liberação de efluentes;

e) prover meios para demonstração ao público de que a fonte e a liberação de efluentes se encontram sob controle;

f) avaliar os incrementos detectados nos níveis de radioatividade ou concentrações de atividades de radionuclídeos, em relação à fase pré-operacional, às áreas de controle e aos níveis medidos nos anos anteriores;

g) estimar o impacto devido aos incrementos detectados, e se necessário, propor e implementar programa de monitoração complementar e outras ações corretivas que levem ao retorno das condições operacionais impostas;

h) avaliar as tendências em relação às medidas de níveis de radioatividade ou das concentrações de radionuclídeos em áreas sujeitas ao impacto radiológico da prática e fora destas (áreas de controle), que permitam distinguir a contribuição da prática avaliada daquela de outras fontes;

i) demonstrar a conformidade com os níveis operacionais estabelecidos;

j) realizar a supervisão da região de modo a identificar modificações em parâmetros que indiquem a necessidade de revisão do programa; e

k) Manter registros continuados das medidas efetuadas que permitam os processos de acompanhamento e auditoria da prática.

3.1.3 Fase de Descomissionamento

Os objetivos desta fase são similares aos da fase anterior. O PMRA pode ser uma intensificação daquele adotado no estágio operacional, ou ainda, um programa diferente, dependendo das características da instalação e dos procedimentos de descomissionamento que vierem a ser adotados.

3.1.4 Fase Pós-descomissionamento

1. avaliar o nível de radiação e contaminação remanescentes no meio ambiente;

2. identificar possíveis áreas onde ações corretivas sejam justificadas; e

3. manter o controle de áreas que permaneçam de uso restrito;

3.2 ELABORAÇÃO DO PMRA

O PMRA constitui-se de uma rede de medições de campo de radiação, de radioatividade e de outros parâmetros ambientais importantes, estabelecidos com base nas características próprias da prática e da região, onde devem estar especificados:

a) o tipo e a freqüência das medidas;

b) os métodos de medidas ou amostragem e subseqüentes análises laboratoriais;

c) as metodologias para avaliação e registro dos dados; e

d) a documentação dos resultados.

O estabelecimento de um PMRA tem que levar em conta o seguinte:

objetivos das medições;

características das descargas: identificação do termo fonte para cada via de liberação e das condições de dispersão do efluente no meio ambiente;

características do local: localização e descrição dos grupos de população, localização cartográfica dos recursos hídricos, naturais, histórico-culturais e produtivos;

estimativa de dose: definição das vias críticas de exposição, dos radionuclídeos críticos, dos grupos críticos, do modelo de avaliação, e valores de parâmetros genéricos e específicos relativos ao local e às fontes;

níveis operacionais: valores a serem utilizados no estabelecimento dos níveis mínimos que devem ser detectados, para cada radionuclídeo e meio monitorados; e

resultados obtidos nos programas precedentes, quando aplicável.

Um PMRA deve conter, pelo menos, as seguintes informações:

i) identificação cartográfica dos pontos que formam a rede de monitoração;

j) especificação, em função das diferentes vias de exposição, dos meios e bio-indicadores a serem monitorados;

k) tipos e freqüências das medições, amostragens e subseqüentes análises laboratoriais;

l) limites mínimos de detecção, com base nos níveis operacionais, para cada radionuclídeo em função do meio monitorado;

m) métodos de medidas, amostragem e análise;

n) especificação dos equipamentos e sistemas de medição e de detecção necessários, em função dos tipos de medidas e dos limites mínimos de detecção requeridos;

o) metodologia para análise crítica e tratamento dos dados;

p) critérios e metodologia para avaliação dos resultados;

q) definição da equipe técnica necessária à implantação e à manutenção do PMRA e de um programa de qualificação e de treinamento adequados;

r) ações a serem implementadas quando os níveis de referência forem atingidos;

s) programa de supervisão da região, de modo a identificar modificações significativas nas condições de dispersão dos efluentes, de ocupação do local, do uso das terras e dos recursos hídricos que indiquem a necessidade de reavaliação do PMRA; e

t) periodicidade para reavaliação da adequação do PMRA.

3.3 GARANTIA DA QUALIDADE

Todas as fases do PMRA devem estar submetidas a um Programa de Garantia da Qualidade consistente com a Norma CNEN - NN - 1.16. Em particular, para as atividades constantes do PMRA devem ser estabelecidos e documentados procedimentos operacionais e de gestão, e que descrevam, no mínimo:

3. estruturas envolvidas e atribuições de responsabilidades;

4. qualificação, treinamento e reciclagem;

5. técnicas de amostragem, identificação, conservação e armazenagem de amostras;

6. metodologias para determinações analíticas, análises radiométricas e medidas de radiação;

7. metodologias para controle da qualidade analítica;

8. metodologia para cálculo, análise crítica dos dados e expressão de resultados;

9. metodologia para o tratamento estatístico dos dados e avaliação dos resultados; e

10. procedimentos de registro e arquivo de resultados.

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATORIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

O PMRA tem caráter obrigatório para instalações nucleares, conforme requisitos da Norma CNEN-NE-1.04 "Licenciamento de Instalações Nucleares", e pode ser requerido para outras práticas, a critério da CNEN.

Não constam do escopo desta Posição Regulatória os aspectos aplicáveis às situações de intervenção.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

e) International Commission on Radiological Protection "Principles of Monitoring for the Radiation Protection of the Population", ICRP Publication 43, Pergamon Press, 1984.

f) International Atomic Energy Agency, "International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series Nº 115, Vienna, Austria, 1996.

g) International Atomic Energy Agency, "Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment", Safety Reports Series Nº 19, IAEA, Vienna, Austria, 2001.

h) International Atomic Energy Agency, "Information to be Submitted in Support of Licensing Applications for NPP", Safety Guide Nº 50-SG-G2, Vienna, Austria, 1979.

i) International Atomic Energy Agency, "Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment", Safety Guide Nº WS-G-2.3, Vienna, Austria, 2000.

j) International Atomic Energy Agency, "Radiation Protection and Radioactive Waste Management in the Operation of Nuclear Power Plant", Safety Guide Nº NS-G-2.7, Vienna, Austria, 2002.

k) International Atomic Energy Agency, "Dispersion of Radioactive Material in Air and Water and Consideration of Population Distribution in site Evaluation for Nuclear Power Plant", Safety Guide No NS-G-3.2, Vienna, Austria, 2002.

l) National Regulatory Commission, " Measuring and Report of Radioactivity in the Environs of NPP", USNRC Regulatory Guide 4.1, Washington, DC, USA, 1973.

m) National Regulatory Commission, "Environmental Technical Specification for NPP", USNRC Regulatory Guide 4.8, Washington, DC, USA, 1975.

n) National Regulatory Commission, USNRC, "Quality Assurance for Radiological Monitoring Programs (Normal Operations) - Effluent Streams and the Environment", USNRC Regulatory Guides 4.15, rev. 1, Washington, DC, USA, 1979.

o) National Regulatory Commission, "Radiological Environmental Monitoring by NRC Licensees for Routine Operations of Nuclear Facilities", USNRC NUREG-0475, Task Group Report, Washington, DC, USA, 1978.

p) National Regulatory Commission, "Offsite Dose Calculation Manual Guidance: Standard Radiological Effluent Control for PWR", NUREG-1301, USNRC, Generic Letter 89-01, Supplement No 1, Washington, DC, USA, 1991.

q) Comissão Nacional de Energia Nuclear "Licenciamento de Instalações Nucleares", CNEN-NE 1.04 Rio de Janeiro, Brasil, 1984.

14. Comissão Nacional de Energia Nuclear, "Garantia da Qualidade para Segurança de Usinas Nucleoelétricas e outras Instalações", CNEN-NN-1.16, Rio de Janeiro, Brasil, 1996.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 009
	MODELO PARA A ELABORAÇÃO DE PROGRAMA DE RELATÓRIOS DE MONITORAÇÃO RADIOLÓGICA AMBIENTAL

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se ao requisito da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica", expresso na Seção 5.14 e à sua aplicação em relação à emissão de relatórios de Programas de Monitoração Radiológica Ambiental (PMRA) para submeter à avaliação pela CNEN.

2. AVALIAÇÃO DO REQUISITO

O Capítulo 5 da Norma CNEN-NN-3.01 estabelece os "Requisitos para Práticas". Na subseção 5.13 5.14.1 c é requerido que:

"Em relação às fontes sob sua responsabilidade, os titulares devem estabelecer, implementar e manter medidas para estimar a exposição do público, incluindo, quando aplicável, programa de monitoração radiológica ambiental. O item 5.14.4.e estabelece que "os titulares, em relação às fontes sob sua responsabilidade, devem registrar e manter os resultados dessas monitorações, incluindo estimativas de dose e emitir os relatórios de monitoração conforme estabelecido pela CNEN"

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

As interpretações aqui apresentadas aplicam-se às práticas que, conforme entendimento da CNEN, necessitem de condução de programa de monitoração radiológica ambiental para estimar e controlar a exposição do público à radiação. Os titulares responsáveis por esses tipos de práticas devem manter um Programa de Monitoração Radiológica Ambiental e os registros dos resultados, bem como devem emitir, periodicamente, os relatórios para a CNEN.

3.1 RELATÓRIO DE ROTINA

Os relatórios periódicos do Programa de Monitoração Radiológica Ambiental devem apresentar um resumo de todos os dados ambientais coletados no período a que se referem, a interpretação extensiva do significado desses dados e a avaliação estatística dos resultados, incluindo uma comparação com os resultados da etapa pré-operacional, com os controles operacionais estabelecidos e com os resultados apresentados nos relatórios anteriores. Os relatórios de rotina devem ser submetidos à CNEN de acordo com os prazos por ela estabelecidos.

3.2 MODELO DE RELATÓRIO

)II

Os relatórios devem ser apresentados em conformidade com o modelo abaixo e devem conter, no mínimo, as informações especificadas em cada tópico.

)III

)IV

3.2.1 Introdução

Este tópico deve conter as seguintes informações sobre a instalação e sobre o programa de monitoração:

1. breve descrição do local onde está inserida a instalação e do histórico das práticas realizadas;

2. breve descrição das situações operacionais, relevantes para a avaliação de impacto ambiental, dando ênfase às alterações ou interrupções de práticas ou processos ocorridos ao longo do período referente ao relatório;

3. identificação da revisão do PMRA a que se refere o relatório;

4. breve indicação dos procedimentos utilizados para execução do PMRA;

5. responsabilidades pela condução do PMRA e avaliação dos resultados;

6. relatos de alterações relevantes nas condições de ocupação e uso dos recursos naturais e agro-industriais da região onde se encontra a instalação; e

7. relatos de medidas anômalas de níveis de radiação ou concentração de atividade e referências quanto às ações investigativas ou corretivas implementadas.

)V

)VI.2.2 Sumário do PMRA

Apresentar, em forma de tabelas, um resumo da última revisão aprovada do PMRA contendo:

r) matrizes e meios monitorados;

s) pontos de amostragem, com sua localização e coordenadas geográficas;

t) identificação dos métodos de determinação utilizados, contendo os limites de detecção;

u) método de coleta e freqüência de amostragem;

v) freqüência de análise; e

w) mapas com as localizações das instalações e dos pontos de amostragem.

)VII 3.2.3 Apresentação de Resultados

A apresentação dos resultados das medições deverá atender às seguintes condições:

l) apresentar, em forma de tabelas, para cada matriz ou meio monitorado e por ponto de amostragem, os valores mínimo e máximo das concentrações de atividade medidas (com os erros associados), o valor da média aritmética, a mediana e os desvios associados, bem como a razão entre o número de medidas com valores acima da atividade mínima detectável e o número total de amostras analisadas;

m) quando forem apresentados resultados de medidas individuais, esses devem ser reportados com as incertezas associadas e relacionados à data ou ao período da coleta, à identificação e localização do ponto de coleta e ao meio ou matriz correspondente;

n) identificar e justificar qualquer desvio dos programas de amostragem e análise estabelecidos;

apresentar, ainda, tabelas com os valores de atividades mínimas detectáveis para os diversos radionuclídeos constantes do programa, para cada matriz e método de determinação;

o) os valores das medidas devem ser expressos nas unidades do Sistema Internacional (SI) e outras que, por sua importância prática, se consideram adequadas. Abaixo estão indicadas as unidades que podem ser adotadas para cada meio monitorado:

I - ar: Bq/m3 ou Bq/g;

II - água de chuva: Bq/L;

III - água de Superfície, Subterrânea ou Potável: Bq/L;

IV - sólidos em suspensão: Bq/L ou Bq/g;

V - leite: Bq/L;

VI - produtos agropecuários: Bq/kg úmido (consumo humano) e Bq/kg seco (consumo animal);

VII - solos e areias: Bq/kg seco;

VIII - sedimentos: Bq/kg seco;

IX - organismos indicadores: Bq/kg úmido; e

X - campo de radiação gama no ar: Kerma no ar, expresso em Gy.

e) nas instalações para as quais são exigidas participação em programas de comparação, devem ser apresentados os resultados do desempenho obtido, para todos os laboratórios que efetuem análise para o PMRA. Devem ser apresentadas, ainda, eventuais investigações, decorrentes de resultados com desvios superiores aos valores aceitáveis para os testes; e

f) fornecer os resultados individuais, em formato eletrônico, de todas as medidas realizadas contendo os erros associados, identificados pelo ponto de amostragem, matriz e data da amostragem. Quando forem usados fatores para conversão de massa ou volume para reportar o resultado da medida, apresentar os valores de massa úmida ou volume, massa seca e massa de cinza usados em cada etapa da conversão. Quando forem usados fatores de conversão de unidades de concentração, apresentar esses valores. Quando o valor da medida de concentração de atividade ou atividade total de um radionuclídeo especificado no PMRA for inferior ao valor mínimo detectável, esse valor deve ser reportado precedido do sinal "menor que".

3.2.4 Análise e Discussão

Este tópico deve conter a análise e a interpretação dos resultados obtidos. Deverá ser realizada uma avaliação estatística dos resultados para o período correspondente, incluindo um estudo de tendências temporais, utilizando para comparação os resultados dos anos anteriores e da fase pré-operacional, quando possível. Os resultados devem ser comparados com os controles operacionais estabelecidos, quando aplicável.

Uma avaliação dos possíveis impactos radiológicos observados deve ser feita e devem ser apresentadas as evidências nas quais as conclusões possam estar baseadas. As ações corretivas adotadas, quando aplicável, para corrigir desvios identificados na condução do PMRA devem ser descritas. Devem ser usadas, se possível, figuras e tabelas para consolidar e ilustrar a discussão. Informações sobre os testes estatísticos utilizados devem ser incluídas.

3.2.5 Conclusão

Este tópico deve conter as principais conclusões sobre o desempenho do PMRA e sobre a avaliação de impacto radiológico ambiental que possa ser relacionado à prática. As conclusões devem ser embasadas nos resultados apresentados. Não deve ser introduzida nova informação na conclusão. Deve, ainda, conter um relato de medidas corretivas implementadas, caso tenham sido necessárias.

3.2.6 Referências Bibliográficas

As publicações citadas no texto ou que subsidiam as informações repassadas devem ser listadas neste tópico.

3.2.7 Anexos

Os documentos e informações adicionais que ilustram ou documentam em maior detalhe os argumentos empregados na análise e conclusões devem constar nos anexos.

3.3 RELATÓRIOS ESPECIAIS

Medidas anômalas de níveis de radiação ou concentração de atividade, em qualquer meio ou matriz, superiores a uma ordem de grandeza daquelas medidas na fase pré-operacional ou operacional, devem ser analisadas criticamente e, se confirmadas, notificadas imediatamente à CNEN, sendo que, no prazo máximo de 30 dias, deve ser submetido um relatório especial. Esse relatório deve incluir uma avaliação das condições de liberação, de fatores ambientais ou outros aspectos levados em consideração para explicar o resultado anômalo.

Resultados de medições superiores aos níveis operacionais ou aos níveis de investigação, estabelecidos no PMRA, deverão gerar um relatório especial, a ser submetido à CNEN, no prazo máximo de 30 dias. Esse relatório deve incluir a análise da situação operacional que possa ter provocado o problema, a avaliação do impacto ambiental pretérito e futuro, as ações corretivas propostas para mitigar os impactos, caso aplicável, e para prevenir a reincidência do problema.

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DA APLICAÇÃO

Esta Posição Regulatória aplica-se a todas as instalações que, por exigência da CNEN, mantenham um Programa de Monitoração Radiológica Ambiental.

4.2 VALIDADE

Indeterminada

5. REFERÊNCIAS

q) International Commission on Radiological Protection ICRP 43, ICRP Publication 43, " Principles of Monitoring for the Radiation Protection of the Population", ICRP Publication 43, Pergamon Press Press, 1984.

r) International Atomic Energy Agency, SS-115, IAEA Safety Series Nº 115, "International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources", IAEA Safety Series Nº 115, IAEA, Vienna, Austria, 1996.

s) International Atomic Energy Agency, SAFETY REPORTS SERIES Nº 19, IAEA Safety Reports Series, "Generic Models for Use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment", IAEA Safety Reports Series Nº 19, IAEA, Vienna, Austria, 2001.

t) International Atomic Energy Agency, SAFETY GUIDE Nº 50-SG-G2, IAEA Safety Series, "Information to be Submitted in Support of Licensing Applications for NPP", IAEA Safety Guide Nº 50-SG-G2, IAEA, Vienna, Austria, 1979.

u) International Atomic Energy Agency, SAFETY GUIDE Nº WS-G-2.3, IAEA Safety Standards Series, "Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment", IAEA Safety Guide Nº WS-G-2.3, IAEA Vienna, Austria, 2000.

v) International Atomic Energy Agency, SAFETY GUIDE Nº NS-G-2.7, IAEA Safety Standards Series, "Radiation Protection and Radioactive Waste Management in the Operation of Nuclear Power Plant", IAEA Safety Guide Nº NS-G-2.7, IAEA, Vienna, Austria, 2002.

w) International Atomic Energy Agency, SAFETY GUIDE Nº NS-G-3.2, IAEA Safety Standards Series, "Dispersion of Radioactive Material in Air and Water and Consideration of Population Distribution in site Evaluation for Nuclear Power Plant", IAEA Safety Guide Nº NS-G-3.2, IAEA, Vienna, Austria, 2002.

8. US National Regulatory Commission, REGULATORY GUIDE 4.1, USNRC " Measuring and Report of Radioactivity in the Environs of NPP", USNRC Regulatory Guide 4.1, Washington, DC, USA, 1973.

US National Regulatory Commission, Regulatory Guide 4.8, USNRC, "Environmental Technical Specification for NPP", USNRC Regulatory Guide 4.8, Washington, DC, USA, 1975.

US National Regulatory Commission, REGULATORY GUIDE 4.15, USNRC, "Quality Assurance for Radiological Monitoring Programs (Normal Operations) - Effluent Streams and the Environment", USNRC Regulatory Guides 4.15, rev. 1, Washington, DC, USA, 1979.

US National Regulatory Commission, NUREG-0475, USNRC "Radiological Environmental Monitoring by NRC Licensees for Routine Operations of Nuclear Facilities", USNRC NUREG-0475, Task Group Report, Washington, DC, USA, 1978.

US National Regulatory Commission, NUREG-1301, USNRC, "Offsite Dose Calculation Manual Guidance: Standard Radiological Effluent Control for PWR", NUREG-1301, USNRC, Generic Letter 89-01, Supplement No 1, Washington, DC, USA, 1991.

Comissão Nacional de Energia Nuclear, "Licenciamento de Instalações Nucleares", CNEN-NE 1.04, CNEN, "Licenciamento de Instalações Nucleares", Rio de Janeiro, Brasil, 1984.

14. Comissão Nacional de Energia Nuclear, "Garantia da Qualidade para Segurança de Usinas Nucleoelétricas e outras Instalações", CNEN-NN-1.16, Rio de Janeiro, Brasil, 1999.

DRS	POSIÇÃO REGULATÓRIA 3.01 / 010
	NÍVEIS DE DOSE PARA NOTIFICAÇÃO À CNEN

1. REQUISITO DA NORMA SOB INTERPRETAÇÃO

Esta Posição Regulatória refere-se ao requisito da Norma CNEN-NN-3.01 "Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica" expresso no Capítulo 5 - Requisitos para Práticas, subseções 5.7.8 e 5.14.4f.

2. AVALIAÇÃO DOS REQUISITOS

A subseção 5.7.8 da Norma CNEN-NN-3.01 determina que os titulares devem relatar imediatamente à CNEN as situações em que os níveis de dose especificados para fins de notificação forem atingidos.

A subseção 5.14.4, alínea f, estabelece que o titular deve comunicar imediatamente à CNEN qualquer liberação que exceda os níveis operacionais de liberação especificados para fins de notificação.

3. INTERPRETAÇÃO DO REQUISITO

3.1 DOSES NO IOE

A CNEN deve ser imediatamente notificada sempre que a dose recebida por algum IOE, decorrente de exposição à fonte, em um período de doze meses consecutivos ultrapassar o nível de restrição efetiva estabelecido como resultado do processo de otimização da proteção radiológica.

Tal notificação deverá incluir, no mínimo, as seguintes informações:

x) descrição do evento que deu origem à sobreexposição;

y) taxa de dose a que o IOE foi submetido;

z) medidas iniciais adotadas;

aa) ações de investigação levadas a efeito e suas conclusões; e

bb) medidas adotadas para evitar a repetição do evento.

3.2 LIBERAÇÕES PARA O MEIO AMBIENTE

A CNEN deve ser imediatamente notificada sempre que houver qualquer ocorrência ou resultado de monitoração que indique haver a possibilidade de restrição de dose no grupo crítico ou quando a exposição de qualquer outro grupo de indivíduos do público ultrapassar o respectivo limite anual.

4. STATUS DA POSIÇÃO REGULATÓRIA

4.1 ESCOPO DE APLICAÇÃO

Esta posição Regulatória aplica-se a todas as instalações que não atendam aos critérios de isenção ou de dispensa de requisitos de proteção radiológica estabelecidos pela CNEN.

4.2 VALIDADE

Indeterminada.