O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, pesquisa e produz radiofármacos que são distribuídos para todo o Brasil. Atualmente o radiofármaco com a maior quantidade de embalados expedidos por ano e com a maior atividade total é o gerador de tecnécio-99m. Com o intuito de diminuir as doses individuais dos trabalhadores envolvidos na produção de radiofármacos foi realizado um estudo de otimização da proteção radiológica no processo de expedição do gerador de tecnécio-99m, utilizando as técnicas de análise de custo-benefício diferencial, análise de custo-benefício integral, análise de prioridade com atributos múltiplos e análise com critérios múltiplos excedentes. Com alterações na configuração do embalado para despacho do gerador e com a aquisição de uma esteira transportadora foi possível estabelecer 4 opções de proteção. Os atributos considerados foram o custo da proteção, a dose coletiva, a dose individual e o esforço físico realizado pelo trabalhador para movimentar o embalado na falta da esteira. Para verificar a robustez das soluções analíticas encontradas com as técnicas utilizadas na otimização foi realizado um estudo de sensibilidade e foi constatado que a opção 3 é mais robusta que a opção 1, que deixa de ser a solução analítica com um aumento de R$ 20.000,00 no custo da proteção. / The Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, radiopharmaceuticals research and produce that are distributed throughout Brazil, currently the radiopharmaceutical with the largest number of packaged shipped per year and with the highest total activity is the 99m technetium generator. To reduce individual doses for workers involved in the production of radiopharmaceuticals was performed a study of radiological protection optimization in the shipment process of technetium generator, using the techniques: diferencial cost-benefit analysis, integral cost-benefit analysis, multi-attribute utility analysis and multi-criteria outranking analysis. With changes in the configuration of packed for generator dispatch and with the acquirement of a mat transporter it was possible establish 4 protection options. The attributes considered were the protection cost, collective dose, individual dose and physical effort by worker to move the package without the mat. To assess the robustness of analytical solutions found with the techniques used in the optimization we performed a sensitivity study and found that option 3 is more robust than option 1, which is no longer the analytical solution with an increase of R$ 20.000,00 the cost of protection.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, pesquisa e produz radiofármacos que são distribuídos para todo o Brasil. Atualmente o radiofármaco com a maior quantidade de embalados expedidos por ano e com a maior atividade total é o gerador de tecnécio-99m. Com o intuito de diminuir as doses individuais dos trabalhadores envolvidos na produção de radiofármacos foi realizado um estudo de otimização da proteção radiológica no processo de expedição do gerador de tecnécio-99m, utilizando as técnicas de análise de custo-benefício diferencial, análise de custo-benefício integral, análise de prioridade com atributos múltiplos e análise com critérios múltiplos excedentes. Com alterações na configuração do embalado para despacho do gerador e com a aquisição de uma esteira transportadora foi possível estabelecer 4 opções de proteção. Os atributos considerados foram o custo da proteção, a dose coletiva, a dose individual e o esforço físico realizado pelo trabalhador para movimentar o embalado na falta da esteira. Para verificar a robustez das soluções analíticas encontradas com as técnicas utilizadas na otimização foi realizado um estudo de sensibilidade e foi constatado que a opção 3 é mais robusta que a opção 1, que deixa de ser a solução analítica com um aumento de R$ 20.000,00 no custo da proteção. / The Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, radiopharmaceuticals research and produce that are distributed throughout Brazil, currently the radiopharmaceutical with the largest number of packaged shipped per year and with the highest total activity is the 99m technetium generator. To reduce individual doses for workers involved in the production of radiopharmaceuticals was performed a study of radiological protection optimization in the shipment process of technetium generator, using the techniques: diferencial cost-benefit analysis, integral cost-benefit analysis, multi-attribute utility analysis and multi-criteria outranking analysis. With changes in the configuration of packed for generator dispatch and with the acquirement of a mat transporter it was possible establish 4 protection options. The attributes considered were the protection cost, collective dose, individual dose and physical effort by worker to move the package without the mat. To assess the robustness of analytical solutions found with the techniques used in the optimization we performed a sensitivity study and found that option 3 is more robust than option 1, which is no longer the analytical solution with an increase of R$ 20.000,00 the cost of protection.

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No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) TESE Claudia Miriam Braga Poggi.pdf: 4078537 bytes, checksum: 6730733751f7374af89a701a42324a60 (MD5) Previous issue date: 2016-08-15 / CAPES / No Brasil, a grande maioria das indústrias utiliza o vapor d'água gerado em caldeiras como a principal fonte de energia para diversos processos de produção. A água empregada apresenta baixas concentrações de sais, mas que durante o processo são aumentadas, principalmente quanto aos teores de sais de cálcio e magnésio. Esses elementos químicos podem co-precipitar com radionuclídeos naturais presentes na água, ocasionando a formação de incrustações nas tubulações das caldeiras industriais. Contudo, poucos dados são encontrados na literatura sobre radionuclídeos naturais em incrustações provenientes de caldeiras industriais. Assim, este estudo teve por objetivo avaliar as dificuldades metodológicas para a determinação de Ra-226 e Ra-228 em amostras de incrustação de caldeiras por Espectrometria Gama de Alta Resolução - EGAR, realizar a caracterização radiométrica e química das amostras de incrustações de caldeiras de indústrias do Estado de Pernambuco por EGAR, Espectrometria de Massas com Plasma Acoplado Indutivamente - ICP-MS e Fluorescência de Raios-X por Dispersão de Energia – EDXRF e finalmente, apresentar estudo de caso sobre a origem e circulação de Ra-226 e Ra-228 em incrustações de caldeira de uma indústria de pigmentação, incluindo a problemática de Radioproteção para os resíduos das caldeiras. Os procedimentos analíticos foram padronizados para cada etapa, variando-se a quantidade da amostra a ser analisada, a geometria, o tratamento químico, a radioquímica, a diversidade de radionuclídeos e de elementos químicos analisados. Não foram levantadas mais dificuldades metodológicas para a quantificação de Ra-226 por EGAR nas amostras de incrustações de caldeiras, contudo, certa heterogeneidade foi observada para Ra-228. Também observou-se o desequilíbrio entre os principais radionuclídeos das séries radioativas, principalmente entre U-238 e Ra-226 e entre Th-228 e Ra-228. A caracterização química indicou fontes apreciáveis de Ca, Mn, Sr, Th, U e Zn nas incrustações. Quantificaram-se Ra-226 e Ra-228 na água do poço da indústria de pigmentação, nas resinas de troca iônica utilizadas para o tratamento da água e nas incrustações, onde as maiores concentrações de atividade foram encontradas. Os parâmetros índices gama e alfa, taxa de dose no ar e dose efetiva anual para o resíduo extrapolaram os níveis seguros de acordo com as recomendações de órgãos internacionais. / In Brazil, the vast majority of industries use water vapor generated in boilers as the main source of energy for various production processes. The water employed has low concentrations of salts, but during the process they are increased, mainly as regards the contents of calcium and magnesium salts. These chemical elements can co-precipitate with natural radionuclides present in the water, causing formation of radioactive incrustations in the pipes of the industrial boilers. However, few data are found in the literature on natural radionuclides in scales from industrial boilers. The aim of this study was to investigate the methodological difficulties for the determination of Ra-226 and Ra 228 in boiler scale samples by High Resolution Gamma Spectrometry (HRGS); to perform the radiometric and chemical characterization of boiler scale samples from industries of the state of Pernambuco by EGAR, Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry (ICP-MS) and X-ray Fluorescence by Energy Dispersion (EDXRF) and, finally, present a case study on the origin and circulation of Ra-226 and Ra-228 in scales from a boiler of a pigment industry, including the problematic of Radioprotection for boiler wastes. The analytical procedures were standardized for each step, varying the amount of the sample to be analyzed, the geometry, the chemical treatment, the radiochemistry, the radionuclide diversity and the analyzed chemical elements. No further methodological difficulties were raised for the quantification of Ra-226 by EGAR in boiler scale samples; however, some heterogeneity was observed for Ra-228. It was also observed the disequilibrium between the main radionuclides of the radioactive series, mainly between U-238 and Ra-226 and between Th-228 and Ra-228. The chemical characterization indicated appreciable sources of Ca, Mn, Sr, Th, U and Zn in the scale deposits. Ra-226 and Ra-228 were quantified in water samples from a well in the pigmentation industry, ion exchange resins used for water treatment and scale, in which the highest activity concentrations were found. The parameters gamma and alpha indexes, dose rate in air and annual effective dose for the residues extrapolated the safe levels according to the recommendations of international organizations.

O fosfogesso é um resíduo da indústria de fertilizantes fosfatados que concentra radionuclídeos naturais. Neste trabalho foi estudada a taxa de exalação de 222Rn em placas e tijolos de fosfogesso, visando sua utilização na construção de residências. Para tanto, foram determinadas a taxa de exalação de 222Rn por meio da técnica da câmara de acumulação com detectores sólidos de traços nucleares (SSNTD) inseridos em uma câmara de difusão e a dose efetiva para um indivíduo habitando uma residência construída com esses materiais. A título de comparação foi também determinada a taxa de exalação teórica, por meio do modelo proposto pela UNSCEAR, a partir da concentração de 226Ra nas placas e tijolos de fosfogesso. A contribuição do revestimento na superfície dos materiais para a diminuição da taxa de exalação de radônio foi também avaliada. Foram estudados placas e tijolos fabricados com fosfogesso das empresas Bunge Fertilizantes, Ultrafertil e Fosfertil e tijolos fabricados com gesso comum. Os valores médios obtidos foram 0,19 0,06 Bq m-2 h-1, 1,3 0,3 Bq m-2 h-1 e 0,41 0,07 Bq m-2 h-1 para as placas fabricadas com fosfogesso proveniente das empresas Bunge, Ultrafertil e Fosfertil, respectivamente. Já para os tijolos de fosfogesso, os valores foram 0,11 0,01 Bq m-2 h-1, 1,2 0,6 Bq m-2 h-1, 0,47 0,15 Bq m-2 h-1, para o fosfogesso da Bunge, Ultrafertil e Fosfertil. O tijolo fabricado com gesso comum apresentou valor médio de 0,18 0,08 Bq m-2 h-1. As doses efetivas anuais para um indivíduo habitando uma residência construída como os tijolos ou placas de fosfogesso de qualquer uma das procedências ficaram abaixo do limite de dose efetiva para indivíduos do público de 1 mSva-1 estabelecido pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica. / Phosphogypsum is a waste of the fertilizer industry that concentrates radionuclides. In this work, the 222Rn exhalation rate from phosphogypsum paltes and blocks from different origins used at dwellings construction was studied. The 222Rn exhalation rate was determined through the accumulation chamber technique with solid state nuclear track detectors (SSNTD). The effective dose for an individual living in a residence built with phosphogypsum based materials was evaluated. It also was calculated the 222Rn exhalation rate through the UNSCEAR model, from the 226Ra concentration in the materials, in order to compare the experimental results. It was evaluated the contribution of building component (paint) to the reduction of 222Rn exhalation rate. The plates and blocks were manufactured with phosphogypsum from Bunge Fertilizantes, Ultrafertil and Fosfertil. Blocks manufactured with ordinary gypsum was also evaluated. The average results obtained were 0.19 ± 0.06 Bq m-2 h-1, 1.3 ± 0.3 Bq m-2 h-1 and 0.41 ± 0.07 Bq m-2 h-1for plates manufactured with phosphogypsum from Bunge Fertilizer, Ultrafertil and Fosfertil, respectively. For the phosphogypsum blocks the values were 0.11 ± 0.01 Bq m-2 h-1, 1.2 ± 0.6 Bq m-2 h-1, 0.47 ± 0.15 Bq m-2 h-1, for Bunge, Ultrafertil and Fosfertil. The blocks manufactured with ordinary gypsum presented average value of 0.18 ± 0.08 Bq m-2 h-1. All phosphogypsum plates and blocks evaluated in this study presented effective dose for radon inhalation lower than the recommended value of 1mSv y1, the annual effective dose limit for public exposure by International Commission on Radiological Protection.

O objetivo principal deste estudo foi analisar, na Gerência de Aceleradores Cíclotron do IPEN, o controle das doses de radiação ionizante e sua distribuição, comparando seus valores com as exigências regulamentares. A análise do controle das taxas de dose por meio do monitoramento de área foi realizada a partir de dados obtidos durante as produções de Flúor-18 no período de janeiro de 2010 a dezembro de 2011, totalizando 1011 medidas em cada ponto monitorado. A análise das doses provenientes de exposições ocupacionais foi realizada por meio de consulta aos históricos de dose individual. Durante os anos de 2007 a 2011 foram analisados os registros individuais das doses efetivas, totalizando 91 registros e de 2009 a 2011 foram analisados os registros de dose equivalente (nas mãos), totalizando 49 registros. Os indivíduos ocupacionalmente expostos envolvidos no estudo foram classificados, de acordo com a tarefa, em três grupos: alvos, radioproteção e operação e manutenção. Os resultados obtidos dos níveis de exposição ocupacional da radiação foram analisados e comparados com os limites estabelecidos pela autoridade regulatória nacional e com as recomendações internacionais. Com base nos resultados registrados do monitoramento de área e das doses recebidas, os procedimentos de radioproteção aplicados na instalação durante o período estudado foram averiguados e sugestões de melhorias foram dadas sob o ponto de vista da proteção radiológica. / The main purpose of this study was to analyze, at the Gerência de Aceleradores Cíclotron (Management of Cyclotron Accelerators) at IPEN, the control of ionizing radiation doses and their distribution by comparing their values with regulatory requirements. The analysis of the dose rate for the area monitoring was carried out from the data obtained during the production of Fluorine-18 from January 2010 to December 2011, totalizing 1011 measurements at each monitored spot. The doses analysis was performed through consultation of the individual dose records. During the years 2007 to 2011 the records of individual effective doses were analyzed, adding up to 91 records; from 2009 to 2011 the records of equivalent dose (hands) were analyzed, totalizing 49 records. The occupationally exposed individuals involved in the study were classified in three groups according to their task: targets, radioprotection and operation and maintenance. The results of occupational exposure levels of radiation were analyzed and compared with values established in national standards and international recommendations. Based on the results of the area monitoring and the doses received and recorded, radiation protection procedures implemented at the facility during the study period were checked and suggestions for improvements were given from the point of view of radiological protection.

O fosfogesso é um resíduo da indústria de fertilizantes fosfatados que concentra radionuclídeos naturais. Neste trabalho foi estudada a taxa de exalação de 222Rn em placas e tijolos de fosfogesso, visando sua utilização na construção de residências. Para tanto, foram determinadas a taxa de exalação de 222Rn por meio da técnica da câmara de acumulação com detectores sólidos de traços nucleares (SSNTD) inseridos em uma câmara de difusão e a dose efetiva para um indivíduo habitando uma residência construída com esses materiais. A título de comparação foi também determinada a taxa de exalação teórica, por meio do modelo proposto pela UNSCEAR, a partir da concentração de 226Ra nas placas e tijolos de fosfogesso. A contribuição do revestimento na superfície dos materiais para a diminuição da taxa de exalação de radônio foi também avaliada. Foram estudados placas e tijolos fabricados com fosfogesso das empresas Bunge Fertilizantes, Ultrafertil e Fosfertil e tijolos fabricados com gesso comum. Os valores médios obtidos foram 0,19 0,06 Bq m-2 h-1, 1,3 0,3 Bq m-2 h-1 e 0,41 0,07 Bq m-2 h-1 para as placas fabricadas com fosfogesso proveniente das empresas Bunge, Ultrafertil e Fosfertil, respectivamente. Já para os tijolos de fosfogesso, os valores foram 0,11 0,01 Bq m-2 h-1, 1,2 0,6 Bq m-2 h-1, 0,47 0,15 Bq m-2 h-1, para o fosfogesso da Bunge, Ultrafertil e Fosfertil. O tijolo fabricado com gesso comum apresentou valor médio de 0,18 0,08 Bq m-2 h-1. As doses efetivas anuais para um indivíduo habitando uma residência construída como os tijolos ou placas de fosfogesso de qualquer uma das procedências ficaram abaixo do limite de dose efetiva para indivíduos do público de 1 mSva-1 estabelecido pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica. / Phosphogypsum is a waste of the fertilizer industry that concentrates radionuclides. In this work, the 222Rn exhalation rate from phosphogypsum paltes and blocks from different origins used at dwellings construction was studied. The 222Rn exhalation rate was determined through the accumulation chamber technique with solid state nuclear track detectors (SSNTD). The effective dose for an individual living in a residence built with phosphogypsum based materials was evaluated. It also was calculated the 222Rn exhalation rate through the UNSCEAR model, from the 226Ra concentration in the materials, in order to compare the experimental results. It was evaluated the contribution of building component (paint) to the reduction of 222Rn exhalation rate. The plates and blocks were manufactured with phosphogypsum from Bunge Fertilizantes, Ultrafertil and Fosfertil. Blocks manufactured with ordinary gypsum was also evaluated. The average results obtained were 0.19 ± 0.06 Bq m-2 h-1, 1.3 ± 0.3 Bq m-2 h-1 and 0.41 ± 0.07 Bq m-2 h-1for plates manufactured with phosphogypsum from Bunge Fertilizer, Ultrafertil and Fosfertil, respectively. For the phosphogypsum blocks the values were 0.11 ± 0.01 Bq m-2 h-1, 1.2 ± 0.6 Bq m-2 h-1, 0.47 ± 0.15 Bq m-2 h-1, for Bunge, Ultrafertil and Fosfertil. The blocks manufactured with ordinary gypsum presented average value of 0.18 ± 0.08 Bq m-2 h-1. All phosphogypsum plates and blocks evaluated in this study presented effective dose for radon inhalation lower than the recommended value of 1mSv y1, the annual effective dose limit for public exposure by International Commission on Radiological Protection.

O objetivo principal deste estudo foi analisar, na Gerência de Aceleradores Cíclotron do IPEN, o controle das doses de radiação ionizante e sua distribuição, comparando seus valores com as exigências regulamentares. A análise do controle das taxas de dose por meio do monitoramento de área foi realizada a partir de dados obtidos durante as produções de Flúor-18 no período de janeiro de 2010 a dezembro de 2011, totalizando 1011 medidas em cada ponto monitorado. A análise das doses provenientes de exposições ocupacionais foi realizada por meio de consulta aos históricos de dose individual. Durante os anos de 2007 a 2011 foram analisados os registros individuais das doses efetivas, totalizando 91 registros e de 2009 a 2011 foram analisados os registros de dose equivalente (nas mãos), totalizando 49 registros. Os indivíduos ocupacionalmente expostos envolvidos no estudo foram classificados, de acordo com a tarefa, em três grupos: alvos, radioproteção e operação e manutenção. Os resultados obtidos dos níveis de exposição ocupacional da radiação foram analisados e comparados com os limites estabelecidos pela autoridade regulatória nacional e com as recomendações internacionais. Com base nos resultados registrados do monitoramento de área e das doses recebidas, os procedimentos de radioproteção aplicados na instalação durante o período estudado foram averiguados e sugestões de melhorias foram dadas sob o ponto de vista da proteção radiológica. / The main purpose of this study was to analyze, at the Gerência de Aceleradores Cíclotron (Management of Cyclotron Accelerators) at IPEN, the control of ionizing radiation doses and their distribution by comparing their values with regulatory requirements. The analysis of the dose rate for the area monitoring was carried out from the data obtained during the production of Fluorine-18 from January 2010 to December 2011, totalizing 1011 measurements at each monitored spot. The doses analysis was performed through consultation of the individual dose records. During the years 2007 to 2011 the records of individual effective doses were analyzed, adding up to 91 records; from 2009 to 2011 the records of equivalent dose (hands) were analyzed, totalizing 49 records. The occupationally exposed individuals involved in the study were classified in three groups according to their task: targets, radioprotection and operation and maintenance. The results of occupational exposure levels of radiation were analyzed and compared with values established in national standards and international recommendations. Based on the results of the area monitoring and the doses received and recorded, radiation protection procedures implemented at the facility during the study period were checked and suggestions for improvements were given from the point of view of radiological protection.

O consumo de tabaco é uma das principais causas de doenças e morte prematuras no mundo; é a segunda droga mais consumida entre os adolescentes brasileiros, sendo considerado uma importante porta de entrada para o uso de drogas ilícitas. O Brasil é o segundo produtor mundial de tabaco e desde de 1993 destaca-se como o maior exportador. Os radionuclídeos naturais das séries do 232Th e 238U são encontrados no tabaco em baixas concentrações absorvidos diretamente do solo ou por deposição foliar. No ato de fumar ocorre a transferência desses radionuclídeos através da queima do tabaco para os tecidos e órgãos humanos podendo gerar lesões cancerígenas, sendo o mais relevante o câncer de pulmão. Existem poucos dados sobre a caracterização radiológica e elementar dos derivados do tabaco brasileiros, o que torna relevante o presente estudo que teve como objetivos a determinação da radioatividade natural e da concentração de elementos maiores e traços em derivados de tabaco produzidos e comercializados no Brasil. As técnicas analíticas empregadas foram alfa e beta total após separação radioquímica para os radionuclídeos 226Ra, 228Ra e 210Pb com determinação em detector proporcional de fluxo gasoso e baixa radiação de fundo, espectrometria alfa após separação radioquímica para o radionuclídeo 210Po, análise por ativação com nêutrons instrumental (INAA) e fluorescência por dispersão de raios X (EDXRF) para determinação de 238U, 232Th, elementos maiores e traços. Foram analisados produtos derivados da Nicotina tabacum L. de diferentes marcas adquiridas em tabacarias: cigarro não aromatizados, cigarro aromatizado, charuto, rapé, cigarro de palha e fumo de corda. Pela técnica de INAA foi possível determinar a concentração de 19 elementos e pela técnica de EDXRF de 31 elementos o que possibilitou uma ampla caracterização multielementar e as técnicas analíticas empregadas se mostraram complementares. Os elementos que apresentaram maiores valores de concentração foram o Ca e o K entre todas as amostras amostragem e entre todos os radionuclídeos naturais determinados o 228Ra apresentou maiores valores de concentração de atividade. A partir da concentração de atividade determinada foram calculadas a dose anual estimada e a dose anual efetiva para os radionuclídeos 210Pb e 210Po, levando-se em consideração um consumo anual de 3,65 kg de tabaco por ano. A dose anual efetiva variou de 69,5 μSv ano-1 à 121 μSv ano-1. Os produtos que apresentaram maiores valores de concentração e consequentemente maiores valores de dose anual efetiva, para a maioria dos radionuclídeos analisados, foram os cigarros de palha e fumos de corda. / Tobacco use is one of the leading causes of premature illness and death in the world; is the second most consumed drug among Brazilian adolescents, being considered an important gateway to the use of illicit drugs. Brazil is the second largest tobacco producer in the world and since 1993 it has been the largest exporter. The natural radionuclides from the 232Th and 238U series are found in tobacco at low concentrations absorbed directly from the soil or by foliar deposition. In the act of smoking occurs the transference of these radionuclides through the burning of the tobacco to the human tissues and organs and they can generate carcinogenic lesions, being the lung cancer the most relevant. There are few data on the elemental and radiological characterization of Brazilian tobacco products, which makes relevant the present study that had as objectives the determination of the natural radioactivity and the concentration of major and trace elements in tobacco products produced and marketed in Brazil. The analytical techniques employed were gross alpha and beta, after radiochemical separation for the radionuclides 226Ra, 228Ra and 210Pb with determination in a gaseous flow proportional detector of low background radiation, alpha spectrometry after radiochemical separation for the radionuclide 210Po, instrumental neutron activation analysis (INAA) and X-ray scattering fluorescence (EDXRF) for determination of 238U, 232Th, major and trace elements. Nicotine tabacum L. products from different brands acquired in cigar stores were analyzed: non-flavored cigarettes, flavored cigarettes, cigar, snuff, straw cigarettes and rope smoke. Using the INAA technique, it was possible to determine the concentration of 19 elements and with the EDXRF technique 31 elements, which enabled a wide multielementar characterization; the analytical techniques employed were complementary. The elements that presented the highest concentration values were Ca and K among all the samples and among all the natural radionuclides determined the 228Ra presented higher values of activity concentration. The estimated annual dose and annual effective dose for the 210Pb and 210Po radionuclides were calculated from the determined activity concentration, taking into account an annual consumption of 3.65 kg of tobacco per year. The effective annual dose ranged from 69.5 μSv y-1 to 121 μSv y-1. The products with the highest concentration values and hence the highest annual effective dose for the majority of the radionuclides analyzed were straw cigarettes and rope smoke.

O consumo de tabaco é uma das principais causas de doenças e morte prematuras no mundo; é a segunda droga mais consumida entre os adolescentes brasileiros, sendo considerado uma importante porta de entrada para o uso de drogas ilícitas. O Brasil é o segundo produtor mundial de tabaco e desde de 1993 destaca-se como o maior exportador. Os radionuclídeos naturais das séries do 232Th e 238U são encontrados no tabaco em baixas concentrações absorvidos diretamente do solo ou por deposição foliar. No ato de fumar ocorre a transferência desses radionuclídeos através da queima do tabaco para os tecidos e órgãos humanos podendo gerar lesões cancerígenas, sendo o mais relevante o câncer de pulmão. Existem poucos dados sobre a caracterização radiológica e elementar dos derivados do tabaco brasileiros, o que torna relevante o presente estudo que teve como objetivos a determinação da radioatividade natural e da concentração de elementos maiores e traços em derivados de tabaco produzidos e comercializados no Brasil. As técnicas analíticas empregadas foram alfa e beta total após separação radioquímica para os radionuclídeos 226Ra, 228Ra e 210Pb com determinação em detector proporcional de fluxo gasoso e baixa radiação de fundo, espectrometria alfa após separação radioquímica para o radionuclídeo 210Po, análise por ativação com nêutrons instrumental (INAA) e fluorescência por dispersão de raios X (EDXRF) para determinação de 238U, 232Th, elementos maiores e traços. Foram analisados produtos derivados da Nicotina tabacum L. de diferentes marcas adquiridas em tabacarias: cigarro não aromatizados, cigarro aromatizado, charuto, rapé, cigarro de palha e fumo de corda. Pela técnica de INAA foi possível determinar a concentração de 19 elementos e pela técnica de EDXRF de 31 elementos o que possibilitou uma ampla caracterização multielementar e as técnicas analíticas empregadas se mostraram complementares. Os elementos que apresentaram maiores valores de concentração foram o Ca e o K entre todas as amostras amostragem e entre todos os radionuclídeos naturais determinados o 228Ra apresentou maiores valores de concentração de atividade. A partir da concentração de atividade determinada foram calculadas a dose anual estimada e a dose anual efetiva para os radionuclídeos 210Pb e 210Po, levando-se em consideração um consumo anual de 3,65 kg de tabaco por ano. A dose anual efetiva variou de 69,5 μSv ano-1 à 121 μSv ano-1. Os produtos que apresentaram maiores valores de concentração e consequentemente maiores valores de dose anual efetiva, para a maioria dos radionuclídeos analisados, foram os cigarros de palha e fumos de corda. / Tobacco use is one of the leading causes of premature illness and death in the world; is the second most consumed drug among Brazilian adolescents, being considered an important gateway to the use of illicit drugs. Brazil is the second largest tobacco producer in the world and since 1993 it has been the largest exporter. The natural radionuclides from the 232Th and 238U series are found in tobacco at low concentrations absorbed directly from the soil or by foliar deposition. In the act of smoking occurs the transference of these radionuclides through the burning of the tobacco to the human tissues and organs and they can generate carcinogenic lesions, being the lung cancer the most relevant. There are few data on the elemental and radiological characterization of Brazilian tobacco products, which makes relevant the present study that had as objectives the determination of the natural radioactivity and the concentration of major and trace elements in tobacco products produced and marketed in Brazil. The analytical techniques employed were gross alpha and beta, after radiochemical separation for the radionuclides 226Ra, 228Ra and 210Pb with determination in a gaseous flow proportional detector of low background radiation, alpha spectrometry after radiochemical separation for the radionuclide 210Po, instrumental neutron activation analysis (INAA) and X-ray scattering fluorescence (EDXRF) for determination of 238U, 232Th, major and trace elements. Nicotine tabacum L. products from different brands acquired in cigar stores were analyzed: non-flavored cigarettes, flavored cigarettes, cigar, snuff, straw cigarettes and rope smoke. Using the INAA technique, it was possible to determine the concentration of 19 elements and with the EDXRF technique 31 elements, which enabled a wide multielementar characterization; the analytical techniques employed were complementary. The elements that presented the highest concentration values were Ca and K among all the samples and among all the natural radionuclides determined the 228Ra presented higher values of activity concentration. The estimated annual dose and annual effective dose for the 210Pb and 210Po radionuclides were calculated from the determined activity concentration, taking into account an annual consumption of 3.65 kg of tobacco per year. The effective annual dose ranged from 69.5 μSv y-1 to 121 μSv y-1. The products with the highest concentration values and hence the highest annual effective dose for the majority of the radionuclides analyzed were straw cigarettes and rope smoke.

Orientador: Diana Rodrigues Pina / Resumo: A Radiologia Intervencionista (RI) é a área da medicina que proporciona as maiores exposições ocupacionais. Os valores de dose aos quais os intervencionistas são expostos são difíceis de padronizar. Nesta pesquisa apresentamos uma avaliação completa das exposições ocupacionais e determinamos a eficiência de distintos métodos de dosimetria pessoal utilizados na RI. Essa pesquisa foi abordada em 2 etapas, conforme descrito a seguir: A primeira etapa se baseou em caracterizar as exposições ocupacionais em diferentes modalidades de procedimentos de RI vascular para duas categorias de profissionais e estimar o número de procedimentos anuais que cada profissional pode realizar sem exceder os limites de dose. Foi avaliada a exposição ocupacional, através de dosimetria termoluminescente, em diferentes partes do corpo (cristalino, tireoide, tórax, abdômen, pés e mãos) de duas categorias de intervencionistas (principais e assistentes) em três modalidades diferentes de procedimentos de RI vascular. As maiores doses equivalentes foram encontradas para as mão de ambos os profissionais, podendo chegar a aproximadamente 9 mSv em um único procedimento. Algumas regiões dos profissionais em alguns procedimentos podem receber, durante o ano, níveis de doses perigosamente perto dos limites anuais. Dosímetros posicionados no tórax podem subestimar as doses para outras regiões do corpo, especialmente abdômen, extremidades e cristalinos. Na segunda etapa foram avaliadas as eficiências de 6 diferent... (Resumo completo, clicar acesso eletrônico abaixo) / Abstract: Interventional Radiology (IR) is the area of medicine that provides the largest occupational exposures. The dose values to which interventionists are exposed are difficult to standardize. In this research we present a complete evaluation of occupational exposures and determine the efficiency of different personal dosimetry methods used in IR. This research was performed in 2 stages, as described below: The first step was to characterize the occupational exposures in different modalities of vascular IR procedures for two categories of professionals. We also estimated the number of annual procedures that each professional can perform without exceeding the dose limits. Occupational exposures were evaluated in different body parts (crystalline, thyroid, thorax, abdomen, feet and hands) by two interventional categories (primary and assistants) in three different modalities of vascular IR procedures. The highest equivalent doses were found for the hands of both professionals, reaching approximately 9 mSv in a single procedure. Some regions of professionals in some procedures may receive dose levels during the year dangerously close to annual limits. Dosimeters positioned in the chest may underestimate the doses to other regions of the body, especially the abdomen, extremities and crystalline. The second stage, we evaluated the efficiencies of 6 different personal dosimetry methodologies used internationally to estimate the effective dose received by interventional professionals. An... (Complete abstract click electronic access below) / Mestre