Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:36Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9072_1.pdf: 2511427 bytes, checksum: 82a16795176e3e60126d9ff7749f72e0 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2005 / Em casos de acidentes envolvendo centrais nucleares, isótopos radioativos de iodo são liberados em grandes quantidades no meio-ambiente e, por sua alta volatilidade e mobilidade, a exposição a esses radioisótopos demanda uma atenção especial em termos de radioproteção. De fato, a capacidade da tiróide em concentrar o iodo faz deste órgão um dos mais vulneráveis em acidentes dessa natureza. Para a população exposta, o modo de incorporação de iodo é por inalação nos primeiros dias após um acidente nuclear, e por ingestão apenas a partir do 5º dia. Por outro lado, uma dosimetria retrospectiva em situações envolvendo contaminação interna acidental não é uma tarefa fácil, devido geralmente à ausência de informações sobre as condições de exposição. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho foi o de avaliar a contribuição para a dose absorvida pelos folículos tiroideanos e pela tiróide como órgão inteiro a partir da contaminação interna pelos isótopos de iodo. O cálculo da dose absorvida foi realizado para o 131I e os isótopos de meia-vida curta (132I, 133I, 134I e 135I), com o auxílio do código para transporte de partículas MCNP4C. Os folículos e a tiróide foram modelados através de formas geométricas básicas e simulados usando a mesma densidade de tecido mole (ρ = 1,04 g.cm-3), auxiliados por dados experimentais com animais, que evidenciou a biodistribuição de iodo na tiróide, a partir de um protocolo sistemático de contaminação e retirada da tiróide. Os resultados mostraram que, em casos de acidentes nucleares, as contribuições dos iodos de meia-vida curta para a dose absorvida são da ordem de 42% para a tiróide como órgão inteiro e de, aproximadamente, 70% a nível folicular. Essas contribuições não podem ser, portanto, desprezadas, quando de uma avaliação prospectiva dos riscos associados à contaminação interna por iodo radioativo

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:13:52Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2699_1.pdf: 2927735 bytes, checksum: 3a9829afd48400b93823e1e0eca0409e (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2009 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / O avanço da ciência e tecnologia tem trazido novas ferramentas para dar suporte na monitoração da radioatividade ambiental, tornando-se importantes na avaliação da exposição à radiação em regiões consideradas de alto background natural. Tais como a região uranofosfática do nordeste do Brasil que contém teores de urânio associado ao minério de fosfato e está localizada numa região de alta densidade populacional. O objetivo deste trabalho foi aplicar técnicas de inteligência artificial baseadas em lógica fuzzy, associadas ao processamento de imagens e mapa fuzzy para desenvolver um método capaz de avaliar, de forma mais próxima da cognição humana, a exposição a radiação de populações em áreas de alto background. Para isso, este objetivo foi dividido em duas etapas: a primeira etapa foi desenvolver um modelo de exposição fuzzy a radiação e a segunda etapa foi representar e identificar áreas de alta exposição à radiação utilizando um mapa fuzzy, a partir de dados da taxa de dose absorvida no ar da região de estudo e a dose efetiva recebida pela população. Na primeira etapa, o modelo fuzzy foi baseado nos seguintes fatores: peso corporal, taxa de consumo de feijão, idade, duração da exposição, fração da dieta e a concentração da atividade do urânio. O método de Monte Carlo foi usado para gerar distribuição probabilística dos dados de entrada e a ingestão média diária. O modelo fuzzy tipo Mamdani foi criado da opinião de especialistas. A técnica de avaliação sintética fuzzy foi usada e três blocos de inferência foram criados. A ingestão média diária obtida pelo método de Monte Carlo serviu como parâmetro de comparação entre os três modelos. Na segunda etapa, foram realizadas medidas radiométricas em 48 pontos de coleta com o auxílio de um cintilômetro na área de estudo. A técnica de interpolação por krigagem foi utilizada. Foi criada uma imagem digital da distribuição da taxa de dose absorvida no ar. Os resultados da primeira etapa na análise qualitativa, os resultados obtidos foram satisfatórios ao traduzir a opinião dos especialistas. Na análise quantitativa, os valores obtidos fazem parte do mesmo conjunto fuzzy que os valores encontrados na literatura. Na segunda etapa, foi obtido um mapa fuzzy da área de estudo e representado por três variáveis lingüísticas: baixa, média e alta exposição. Na área externa, os valores obtidos da taxa de dose absorvida no ar variaram de 55,7 a 304,5 nGy/h com uma média de 161,7 nGy/h, e na área interna de 93,4 a 356,7 nGy/h com uma média de 170,4 nGy/h. O resultado da estimativa da dose efetiva média anual foi de 1,03 mSv, ficando acima do valor considerado para média mundial. Os resultados globais sugerem que estes tipos de modelos fuzzy são altamente promissores para avaliação de exposição à radiação ionizante. O mapa fuzzy representou bem a região de radiação pela suavidade de seus contornos, que é inerente aos fundamentos da lógica fuzzy e pela utilização de variáveis lingüísticas podendo ser uma ferramenta para dar suporte a especialistas e não especialistas

O objetivo deste trabalho foi estabelecer uma metodologia de calibração em termos de dose absorvida na água para câmaras de ionização de placas paralelas a serem utilizadas em feixes de radiação X de energia baixa (10 kV a 100 kV) para fins terapêuticos. Atualmente, no Brasil nenhum laboratório de calibração está oferecendo este tipo de serviço. Para o estabelecimento desta metodologia de calibração foram utilizadas duas câmaras de ionização PTW modelos 23344. Ambas as câmaras foram caracterizadas e testadas qualitativamente segundo recomendações de normas internacionais. Os testes de caracterização realizados foram: a medição da taxa de dose mínima efetiva, a curva de saturação, a eficiência da coleção de íons, a resposta quanto ao efeito da polaridade e a linearidade da câmara com a resposta. Os testes de controle de qualidade aplicados foram: estabilidade em curto e longo prazos, fuga de corrente sem irradiação, fuga de corrente após-irradiação e tempo de estabilização. Para a implantação da metodologia, foram estabelecidas as qualidades de radiação de T-10 a T-100, seguindo as recomendações do código de prática da AIEA. Desta forma, foi possível determinar a grandeza de referência, dose absorvida na água, utilizando-se as duas câmaras de ionizações e em todas as qualidades estabelecidas. / The objective of this study was to establish a calibration methodology in terms of absorbed dose to water for parallel plate ionization chambers to be used in low energy X rays beams (10kV to 100kV) for therapy purposes. Currently, in Brazil no calibration laboratory is offering this type of service. In order to establish this calibration methodology was used two ionization chambers PTW models 23344. Both chambers were characterized and tested qualitatively according to recommendations of international standards. The characterization tests performed were: measuring the effective minimum dose rate, the saturation curve, the efficiency of ions collection, polarity effect and the linearity of the ionization chamber with the response. The quality control tests applied were: stability in the short and long term, leakage current without irradiation, leakage current after irradiation and settling time. For the implementation of the methodology, the radiation qualities the T- 10 to T-100 were established, following the recommendations of the IAEA code of practice. Thus, it was possible to determine the magnitude of reference absorbed dose in water, using the two ionization chambers in the all established qualities.

O objetivo deste trabalho foi estabelecer uma metodologia de calibração em termos de dose absorvida na água para câmaras de ionização de placas paralelas a serem utilizadas em feixes de radiação X de energia baixa (10 kV a 100 kV) para fins terapêuticos. Atualmente, no Brasil nenhum laboratório de calibração está oferecendo este tipo de serviço. Para o estabelecimento desta metodologia de calibração foram utilizadas duas câmaras de ionização PTW modelos 23344. Ambas as câmaras foram caracterizadas e testadas qualitativamente segundo recomendações de normas internacionais. Os testes de caracterização realizados foram: a medição da taxa de dose mínima efetiva, a curva de saturação, a eficiência da coleção de íons, a resposta quanto ao efeito da polaridade e a linearidade da câmara com a resposta. Os testes de controle de qualidade aplicados foram: estabilidade em curto e longo prazos, fuga de corrente sem irradiação, fuga de corrente após-irradiação e tempo de estabilização. Para a implantação da metodologia, foram estabelecidas as qualidades de radiação de T-10 a T-100, seguindo as recomendações do código de prática da AIEA. Desta forma, foi possível determinar a grandeza de referência, dose absorvida na água, utilizando-se as duas câmaras de ionizações e em todas as qualidades estabelecidas. / The objective of this study was to establish a calibration methodology in terms of absorbed dose to water for parallel plate ionization chambers to be used in low energy X rays beams (10kV to 100kV) for therapy purposes. Currently, in Brazil no calibration laboratory is offering this type of service. In order to establish this calibration methodology was used two ionization chambers PTW models 23344. Both chambers were characterized and tested qualitatively according to recommendations of international standards. The characterization tests performed were: measuring the effective minimum dose rate, the saturation curve, the efficiency of ions collection, polarity effect and the linearity of the ionization chamber with the response. The quality control tests applied were: stability in the short and long term, leakage current without irradiation, leakage current after irradiation and settling time. For the implementation of the methodology, the radiation qualities the T- 10 to T-100 were established, following the recommendations of the IAEA code of practice. Thus, it was possible to determine the magnitude of reference absorbed dose in water, using the two ionization chambers in the all established qualities.

A fim de implementar o novo código de prática da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) no Brasil, o Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI/IPEN) está realizando calibrações em termos de kerma no ar e em termos de dose absorvida na água, em feixes de 60Co. As razões ND,w/NK obtidas são comparadas com valores da literatura, obtendo-se concordância satisfatória. As diferenças entre os valores das razões CK (ND,w/NK) obtidas no presente trabalho e os valores da literatura são devidas a vários fatores. Estes fatores podem ser as variações entre as câmaras, que devem ser objeto de diferenças nas incertezas estimadas pelos PSDLs, e as diferenças nos padrões utilizados por cada Instituto de Metrologia Nacional (NMI) ou Laboratório de Dosimetria. No entanto, se forem conhecidas as razões entre cada NMI e o BIPM, para os padrões de kerma no ar e de dose absorvida na água, é possível a normalização das razões CK medidas para as razões equivalentes ao BIPM. Todos os resultados de razões CK obtidos foram convertidos para as razões equivalentes ao BIPM para facilitar a comparação. Neste trabalho é discutida a utilização da razão CK como parâmetro de controle de qualidade na verificação de resultados das calibrações rotineiras. Para avaliação dos procedimentos de calibração adotados no LCI, foram realizados testes de estabilidade a longo prazo com as câmaras de ionização padrões. Além disso, foi criado um banco de dados para armazenamento dos dados de calibração, com o objetivo de melhorar a qualidade do procedimento de calibração. / In order to implement the new IAEA code of practice in Brazil the national calibration laboratories, the Laboratory of Instrument Calibration (LCI/IPEN) is calibrating clinical dosimeters in terms of both air kerma and absorbed dose to water in a 60Co gamma ray beam. The ND,w/NK ratios thus obtained are then compared with the literature values; a satisfactory agreement has been found. The differences between the CK values obtained in the present work and the literature values may be due to several components. These could be the chamber-to-chamber variations which may be subject to different estimated uncertainties by PSDLs, and the variations in the standards used by each National Metrology Institute (NMI) or Dosimetry Laboratory. However, since the ratio of both air kerma and absorbed dose to water standards for each NMI to those of the BIPM are known, it is possible to reduce the measured ratios to the expected BIPM equivalent ratios. All these CK results have been converted to the BIPM equivalent values to facilitate comparison. The use of the CK value as a and quality control parameter to verify the results of the routine calibrations is discussed in this work. The long term stability of wich standard ionization chamber was checked in order to evaluate the calibration procedures followed at LCI. Moreover, a database was created to store the calibration data aiming the quality improvement of the calibration procedure.

Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0. / Absorbed dose and Effective dose are usually calculated using radiation transport computer codes. The quality of the calculations of absorbed dose depends on nuclear data utilized, however, there are rare information about the differences in dose caused by the use of different libraries. The objective of this study is to compare dose values obtained using different nuclear data libraries due to external source of neutrons in the energy range from 10-11 to 20 MeV. The nuclear data libraries used are: JENDL 4.0, JEFF 3.3.1 and ENDF/B.VII. Dose calculations were carried out with the MCNPX code considering the anthropomorphic ICRP 110 model. The differences in the absorbed dose values using JEFF 3.3.1 and ENDF/B.VII libraries are small, around 1%, but the results obtained with JENDL 4.0 presented differences up to 85% compared to ENDF and JEFF results. Differences in effective dose values are around 1.5% between ENDF and JEFF and 11% between ENDF/B.VII and JENDL 4.0.

Os níveis de radioatividade natural do planeta e suas eventuais consequencias são objeto de estudo da radioproteção ambiental. Nos últimos anos, as agências internacionais ligadas à proteção radiológica têm debatido as práticas até então estipuladas, no que diz respeito à proteção da fauna e flora, cuja filosofia acreditava que as recomendações sugeridas para a proteção do homem asseguravam que outras espécies estariam também protegidas. Assim, são necessários estudos sobre as concentrações de atividade dos radionuclídeos dispersos no meio ambiente, assim como as doses absorvidas por organismos de diferentes ecossistemas, pela exposição interna e externa. O Brasil possui a segunda maior população de cães e gatos do mundo e produz anualmente mais de 2 milhões de toneladas de rações. O presente trabalho investigou os níveis de radioatividade presentes em rações comerciais para cães e gatos, por meio da espectrometria gama de alta resolução. Os resultados mostraram concentrações abaixo da MDA para radionuclídeos artificiais e baixas concentrações para radionuclídeos naturais, cujos valores variaram de 0,9 ± 0,3 Bq/kg a 5,1 ± 0,7 Bq/kg para o 226Ra, de 1,2 ± 0,4 Bq/kg a 11,1 ± 1,0 Bq/kg para o 232Th e de 156 ± 7 Bq/kg a 410 ± 19 Bq/kg para o 40K. Para verificar a composição de alguns minerais, foi empregada a técnica por EDXRF e, utilizando estatística multivariada, foi possível verificar as correlações entre os radionuclídeos e o conteúdo mineral encontrado. A boa correlação que foi observada entre as concentrações de 226Ra, 232Th e cálcio, pode estar associada ao uso de farinhas de carne e ossos na fabricação das rações. As doses internas para alguns órgãos foram inferidas pelo método de Monte Carlo, obtendo valores menores que 1 μGy/dia. Em síntese, os resultados mostraram que os níveis de atividade encontrados nas rações são baixos o suficiente para concluir que as marcas de ração canina avaliadas não fornecem riscos radiológicos para os animais que as consomem. / The levels of natural radioactivity throughout the planet and their eventual consequences are studied by Environmental Radioprotection. Over the past years, the international agencies concerned with radiation protection have debated over the practices conducted so far, regarding the protection of the fauna and flora, which believed that the recommendations implemented for human beings assured that other species were also protected. Thus, assessments of the activity concentration of different radionuclides in the environment, as well as the absorbed doses for species from different ecosystems, due to internal and external exposures, are needed. Brazil holds the second largest dog and cat population in the world and annually produces over 2 million tons of feed. The present work has investigated the radioactivity levels in commercial brands of dry dog and cat food, using high resolution gamma spectrometry. The results have shown activity concentrations for artificial radionuclides below the detector\'s Minimum Detectable Activity and also, low concentration levels for the natural radionuclides, varying from 0,9 ± 0,3 Bq/kg up to 5,1 ± 0,7 Bq/kg for 226Ra, from 1,2 ± 0,4 Bq/kg up to 11,1 ± 1,0 Bq/kg for 232Th and from 156 ± 7 Bq/kg up to 410 ± 19 Bq/kg for 40K. In order to verify the mineral content in pet food, EDXRF technique was applied and, using multivariate statistics, correlations between the mineral and radionuclide content were verifyied. The good correlation observed between concentrations of 226Ra, 232Th and calcium could be associated with meat and bone flour used in feed manufacturing. The internal dose for some organs were inferred by Monte Carlo method and the results were no higher than 1 μGy/day. In summary, results have shown that the activity levels found in the pet food are low enough to conclude that the brands evaluated carry no radiological risks for the animals that consume them.

Os níveis de radioatividade natural do planeta e suas eventuais consequencias são objeto de estudo da radioproteção ambiental. Nos últimos anos, as agências internacionais ligadas à proteção radiológica têm debatido as práticas até então estipuladas, no que diz respeito à proteção da fauna e flora, cuja filosofia acreditava que as recomendações sugeridas para a proteção do homem asseguravam que outras espécies estariam também protegidas. Assim, são necessários estudos sobre as concentrações de atividade dos radionuclídeos dispersos no meio ambiente, assim como as doses absorvidas por organismos de diferentes ecossistemas, pela exposição interna e externa. O Brasil possui a segunda maior população de cães e gatos do mundo e produz anualmente mais de 2 milhões de toneladas de rações. O presente trabalho investigou os níveis de radioatividade presentes em rações comerciais para cães e gatos, por meio da espectrometria gama de alta resolução. Os resultados mostraram concentrações abaixo da MDA para radionuclídeos artificiais e baixas concentrações para radionuclídeos naturais, cujos valores variaram de 0,9 ± 0,3 Bq/kg a 5,1 ± 0,7 Bq/kg para o 226Ra, de 1,2 ± 0,4 Bq/kg a 11,1 ± 1,0 Bq/kg para o 232Th e de 156 ± 7 Bq/kg a 410 ± 19 Bq/kg para o 40K. Para verificar a composição de alguns minerais, foi empregada a técnica por EDXRF e, utilizando estatística multivariada, foi possível verificar as correlações entre os radionuclídeos e o conteúdo mineral encontrado. A boa correlação que foi observada entre as concentrações de 226Ra, 232Th e cálcio, pode estar associada ao uso de farinhas de carne e ossos na fabricação das rações. As doses internas para alguns órgãos foram inferidas pelo método de Monte Carlo, obtendo valores menores que 1 μGy/dia. Em síntese, os resultados mostraram que os níveis de atividade encontrados nas rações são baixos o suficiente para concluir que as marcas de ração canina avaliadas não fornecem riscos radiológicos para os animais que as consomem. / The levels of natural radioactivity throughout the planet and their eventual consequences are studied by Environmental Radioprotection. Over the past years, the international agencies concerned with radiation protection have debated over the practices conducted so far, regarding the protection of the fauna and flora, which believed that the recommendations implemented for human beings assured that other species were also protected. Thus, assessments of the activity concentration of different radionuclides in the environment, as well as the absorbed doses for species from different ecosystems, due to internal and external exposures, are needed. Brazil holds the second largest dog and cat population in the world and annually produces over 2 million tons of feed. The present work has investigated the radioactivity levels in commercial brands of dry dog and cat food, using high resolution gamma spectrometry. The results have shown activity concentrations for artificial radionuclides below the detector\'s Minimum Detectable Activity and also, low concentration levels for the natural radionuclides, varying from 0,9 ± 0,3 Bq/kg up to 5,1 ± 0,7 Bq/kg for 226Ra, from 1,2 ± 0,4 Bq/kg up to 11,1 ± 1,0 Bq/kg for 232Th and from 156 ± 7 Bq/kg up to 410 ± 19 Bq/kg for 40K. In order to verify the mineral content in pet food, EDXRF technique was applied and, using multivariate statistics, correlations between the mineral and radionuclide content were verifyied. The good correlation observed between concentrations of 226Ra, 232Th and calcium could be associated with meat and bone flour used in feed manufacturing. The internal dose for some organs were inferred by Monte Carlo method and the results were no higher than 1 μGy/day. In summary, results have shown that the activity levels found in the pet food are low enough to conclude that the brands evaluated carry no radiological risks for the animals that consume them.

A fim de implementar o novo código de prática da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) no Brasil, o Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI/IPEN) está realizando calibrações em termos de kerma no ar e em termos de dose absorvida na água, em feixes de 60Co. As razões ND,w/NK obtidas são comparadas com valores da literatura, obtendo-se concordância satisfatória. As diferenças entre os valores das razões CK (ND,w/NK) obtidas no presente trabalho e os valores da literatura são devidas a vários fatores. Estes fatores podem ser as variações entre as câmaras, que devem ser objeto de diferenças nas incertezas estimadas pelos PSDLs, e as diferenças nos padrões utilizados por cada Instituto de Metrologia Nacional (NMI) ou Laboratório de Dosimetria. No entanto, se forem conhecidas as razões entre cada NMI e o BIPM, para os padrões de kerma no ar e de dose absorvida na água, é possível a normalização das razões CK medidas para as razões equivalentes ao BIPM. Todos os resultados de razões CK obtidos foram convertidos para as razões equivalentes ao BIPM para facilitar a comparação. Neste trabalho é discutida a utilização da razão CK como parâmetro de controle de qualidade na verificação de resultados das calibrações rotineiras. Para avaliação dos procedimentos de calibração adotados no LCI, foram realizados testes de estabilidade a longo prazo com as câmaras de ionização padrões. Além disso, foi criado um banco de dados para armazenamento dos dados de calibração, com o objetivo de melhorar a qualidade do procedimento de calibração. / In order to implement the new IAEA code of practice in Brazil the national calibration laboratories, the Laboratory of Instrument Calibration (LCI/IPEN) is calibrating clinical dosimeters in terms of both air kerma and absorbed dose to water in a 60Co gamma ray beam. The ND,w/NK ratios thus obtained are then compared with the literature values; a satisfactory agreement has been found. The differences between the CK values obtained in the present work and the literature values may be due to several components. These could be the chamber-to-chamber variations which may be subject to different estimated uncertainties by PSDLs, and the variations in the standards used by each National Metrology Institute (NMI) or Dosimetry Laboratory. However, since the ratio of both air kerma and absorbed dose to water standards for each NMI to those of the BIPM are known, it is possible to reduce the measured ratios to the expected BIPM equivalent ratios. All these CK results have been converted to the BIPM equivalent values to facilitate comparison. The use of the CK value as a and quality control parameter to verify the results of the routine calibrations is discussed in this work. The long term stability of wich standard ionization chamber was checked in order to evaluate the calibration procedures followed at LCI. Moreover, a database was created to store the calibration data aiming the quality improvement of the calibration procedure.

Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0. / Absorbed dose and Effective dose are usually calculated using radiation transport computer codes. The quality of the calculations of absorbed dose depends on nuclear data utilized, however, there are rare information about the differences in dose caused by the use of different libraries. The objective of this study is to compare dose values obtained using different nuclear data libraries due to external source of neutrons in the energy range from 10-11 to 20 MeV. The nuclear data libraries used are: JENDL 4.0, JEFF 3.3.1 and ENDF/B.VII. Dose calculations were carried out with the MCNPX code considering the anthropomorphic ICRP 110 model. The differences in the absorbed dose values using JEFF 3.3.1 and ENDF/B.VII libraries are small, around 1%, but the results obtained with JENDL 4.0 presented differences up to 85% compared to ENDF and JEFF results. Differences in effective dose values are around 1.5% between ENDF and JEFF and 11% between ENDF/B.VII and JENDL 4.0.