Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:56Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9089_1.pdf: 1085916 bytes, checksum: 99db33e1bf6f9c3487f83df708df47c4 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2006 / Dentre os procedimentos especiais de fluoroscopia destacam-se a histerossalpingografia (HSG) e a dacriocistografia (DCG). A HSG é uma técnica radiodiagnostica capaz de detectar patologias uterinas e tubárias, e é fundamental para a investigação de infertilidade. A DCG trata-se do exame radiográfico do sistema lacrimal, sendo importante para mostrar o nível de obstrução, a presença de dilatação do saco lacrimal, bem como alterações em estruturas vizinhas. Neste trabalho, foi efetuado o estudo da dose de entrada na pele do paciente devido a estes dois procedimentos especiais de fluoroscopia, bem como a avaliação da dose na equipe médica que executa os exames. Para tanto, foram avaliados os procedimentos de 22 pacientes de HSG e 8 pacientes de DCG. Dosímetros de TLD-100 foram utilizados e fixados na pele dos pacientes em pontos anatômicos envolvidos em cada exame. No caso da HSG os resultados mostraram que a dose na entrada da pele variou de 0,5 mGy a 73,4 mGy, com um valor médio de 22,1 mGy. A dose no útero foi estimada em 5,5 mGy, e 6,6 mGy foi a dose média estimada para os ovários. As doses de entrada na pele dos pacientes submetidos a exames de DCG variaram de 2,1 mGy a 10,6 mGy, e a dose média entre os olhos foi de 6,1 mGy. Os resultados das doses ocupacionais mostraram que, na HSG, a dose média na mão direita do médico é de 4,3 mGy por exame. Este valor é devido ao fato que o médico introduz o meio de contraste manualmente durante as exposições com contraste na histerossalpingografia. Em relação a DCG, os valores de doses ocupacionais foram da ordem dos valores ambientais, evidenciando que, dentro dos limites permitidos, não há risco para os médicos neste procedimento

A principal finalidade deste estudo foi avaliar a dose efetiva recebida pelos profissionais de saúde no setor de hemodinâmica de um hospital universitário, na cidade de São Paulo. Para delinear o perfil dos profissionais de saúde foi utilizado um questionário auto-aplicável considerando as variáveis sociodemográficas e variáveis relacionadas ao trabalho em presença de radiação ionizante. A avaliação das doses ocupacionais foi realizada por meio de consulta aos históricos de dose individual do banco de dados da instituição, durante os anos de 2000 a 2009. Um total de 240 registros foi avaliado, envolvendo 38 profissionais ativos (2009), de diferentes categorias profissionais, entre elas, médicos, enfermeiros, tecnólogos em radiologia e auxiliares de enfermagem. As doses efetivas anuais foram comparadas com os limites estabelecidos pelas autoridades regulatórias nacionais. Com base nas doses recebidas e registradas durante o período estudado, foram selecionados cinco médicos para usar mais um dosímetro termoluminescente (em caráter experimental) na mão esquerda, durante a realização dos procedimentos de hemodinâmica. Além disso, foram averiguados os procedimentos de radioproteção adotados pelos profissionais de saúde da instituição estudada. Este estudo permitiu traçar o perfil da equipe médica que integra o serviço de hemodinâmica assim como conhecer a distribuição de suas doses em relação aos limites ao longo dos anos. / The purpose of this study was to evaluate the dose received by health professionals in the hemodynamic sector of a university hospital in São Paulo city. A self-applied questionnaire was used to delineate the profile of health professionals, taking into account sociodemographic variables and variables related to the work with ionizing radiation. The assessment of occupational doses was performed by consulting of the individual dose records of the institution database from 2000 to 2009. A total of 240 records was evaluated, corresponding to 38 active professionals (2009), divided in different professional category: physician, nurses, radiologic technologists and nursing assistants. The annual doses were compared with the limits established by national regulatory authorities. Based on the effective doses received and recorded during the studied period, experimental measures were performed with TL dosimeters in five physicians to evaluate the equivalent dose, in the left hand, during hemodynamic procedures. In addition, the radioprotection measures adopted by health professionals were verified. This study allowed delineating the profile of medical staff that integrates the hemodynamic service as well as knowing the distribution of their doses in relation to limits over the years.

A principal finalidade deste estudo foi avaliar a dose efetiva recebida pelos profissionais de saúde no setor de hemodinâmica de um hospital universitário, na cidade de São Paulo. Para delinear o perfil dos profissionais de saúde foi utilizado um questionário auto-aplicável considerando as variáveis sociodemográficas e variáveis relacionadas ao trabalho em presença de radiação ionizante. A avaliação das doses ocupacionais foi realizada por meio de consulta aos históricos de dose individual do banco de dados da instituição, durante os anos de 2000 a 2009. Um total de 240 registros foi avaliado, envolvendo 38 profissionais ativos (2009), de diferentes categorias profissionais, entre elas, médicos, enfermeiros, tecnólogos em radiologia e auxiliares de enfermagem. As doses efetivas anuais foram comparadas com os limites estabelecidos pelas autoridades regulatórias nacionais. Com base nas doses recebidas e registradas durante o período estudado, foram selecionados cinco médicos para usar mais um dosímetro termoluminescente (em caráter experimental) na mão esquerda, durante a realização dos procedimentos de hemodinâmica. Além disso, foram averiguados os procedimentos de radioproteção adotados pelos profissionais de saúde da instituição estudada. Este estudo permitiu traçar o perfil da equipe médica que integra o serviço de hemodinâmica assim como conhecer a distribuição de suas doses em relação aos limites ao longo dos anos. / The purpose of this study was to evaluate the dose received by health professionals in the hemodynamic sector of a university hospital in São Paulo city. A self-applied questionnaire was used to delineate the profile of health professionals, taking into account sociodemographic variables and variables related to the work with ionizing radiation. The assessment of occupational doses was performed by consulting of the individual dose records of the institution database from 2000 to 2009. A total of 240 records was evaluated, corresponding to 38 active professionals (2009), divided in different professional category: physician, nurses, radiologic technologists and nursing assistants. The annual doses were compared with the limits established by national regulatory authorities. Based on the effective doses received and recorded during the studied period, experimental measures were performed with TL dosimeters in five physicians to evaluate the equivalent dose, in the left hand, during hemodynamic procedures. In addition, the radioprotection measures adopted by health professionals were verified. This study allowed delineating the profile of medical staff that integrates the hemodynamic service as well as knowing the distribution of their doses in relation to limits over the years.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.