Nos anos que se seguiram às descobertas da radiação X e da desintegração nuclear vários foram os relatos de danos biológicos em pesquisadores e profissionais que trabalhavam com essas radiações. Esses danos ocorreram porque as radiações X, ?, ? e ? possuem energia suficiente para provocar ionizações nos átomos constituintes das células animais e vegetais.]

Com o objetivo de fornecer procedimentos padronizados de proteção para o indivíduo sem limitar as práticas benéficas que utilizam exposição à radiação, foi estabelecida, em 1928, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica: ICRP (International Commission on Radiological Protection).

A ICRP é mantida por um número de organizações internacionais e por muitos governos, seu campo de atuação envolve aspectos de proteção contra radiação ionizante em todas as áreas que utilizam esta radiação.

A ICRP estabelece recomendações em proteção radiológica que formam a base para programas e regulamentações mais detalhadas emitidas por outras organizações internacionais e por autoridades regionais e nacionais.

A ICRP publicou seu primeiro relatório em 1928. Este primeiro relatório, denominado Publicação 1, continha recomendações que foram adotadas em Setembro de 1958. Recomendações subsequentes foram publicadas em 1964, em 1966 e em 1977. A Publicação 26, de 1977, ampliada em 1978, foi aprimorada nos anos de 1980 e 1987. As recomendações foram completamente revisadas e publicadas em 1991 como Publicação 60.

A publicações da ICRP tem como objetivo ajudar tanto os responsáveis pela proteção radiológica quanto os indivíduos, como por exemplo, os radiologistas, na tomada de decisões sobre proteção no uso de radiação ionizante.

O estabelecimento de um padrão apropriado de proteção, considerando a melhor relação entre custos e benefícios, não pode ser obtido apenas com base em conceitos científicos, mas deve considerar todos os diferentes tipos de riscos de importância significativa e fazer um balanço entre os riscos e os benefícios associados.

Visando o estabelecimento de um padrão apropriado de proteção foram definidas grandezas que fornecem valores permitidos de radiação aos indivíduos que utilizam radiação ionizante.

A grandeza dose absorvida mede a energia cedida pela radiação por unidade de massa do corpo irradiado. É medida em joule por quilograma, unidade chamada de gray (Gy). Multiplicando a dose absorvida por fatores de ponderação da radiação, w R, que variam com o tipo da radiação, se obtém a dose equivalente em um órgão ou tecido. Multiplicando a dose equivalente em cada órgão ou tecido pelo fator de ponderação do tecido, que reflete a radiosensibilidade do tecido à radiação, se obtém a dose efetiva.

Para radiação X e gama as doses absorvidas e doses equivalentes são numericamente iguais, uma vez que o fator de ponderação para a radiação eletromagnética é numericamente igual a um (w R = 1).
A dose efetiva é definida como a soma das doses equivalentes nos principais tecidos e órgãos do corpo, multiplicadas pelo respectivo fator de ponderação do tecido, wT. Estes fatores de ponderação consideram a probabilidade de desenvolvimento de um câncer fatal e não fatal bem como sua severidade e a redução do tempo de vida devido à indução do câncer. Consideram também a contribuição para o desenvolvimento de doenças hereditárias.

Em proteção radiológica usualmente se utiliza a dose efetiva para comparação com os limites de dose e para a determinação dos riscos. Tanto a dose equivalente quanto a dose efetiva são medidas em joule por quilograma, mas nestes casos, a unidade é chamada de sievert (Sv).

Para o caso de contaminação interna, quando as fontes estão no interior do corpo, a quantidade relevante é a atividade do material radioativo incorporado no corpo. Este material causa uma distribuição contínua de doses equivalentes dentro do organismo. A dose equivalente resultante no indivíduo é denominada de dose equivalente comprometida. Para o cálculo da dose equivalente comprometida, se considera um tempo de 50 anos para um adulto e um tempo de 70 anos para crianças a partir do momento da incorporação.

A grandeza dose coletiva reflete a dose e o número de pessoas expostas à radiação. A dose coletiva pode ser utilizada algumas vezes como uma medida do potencial esperado de dano coletivo.
No Brasil, a Autoridade Regulatória na área nuclear é a Comissão Nacional de Energia Nuclear: CNEN.

A CNEN , criada em 1956, como uma unidade do Ministério da Ciência e Tecnologia, MCT, é responsável pela segurança no uso da energia nuclear em território nacional. É referência nas áreas de radioproteção e enriquecimento de urânio e responsável pela publicação das normas que regulamentam a utilização da radiação ionizante no Brasil.

A norma de radioproteção, CNEN – NN 3.01, estabelece os princípios básicos de radioproteção, os limites de dose e as grandezas utilizadas em radioproteção.