Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / O decaimento radioativo é um fenômeno físico que pode ser modelado através de recursos computacionais simples, utilizando os aspectos das duas grandes escolas de modelagem matemática: a escola determinística e a escola probabilística. Neste trabalho, estaremos focados na escola determinística. A modelagem matemática caracteriza-se por um problema de valor inicial com uma cadeia simples ou composta de decaimentos radioativos de acordo com a história de um núcleo atômico-pai decair para um núcleo-filho, que é radioativamente estável ou não. Descrevemos nesta dissertação um aplicativo computacional (um software) que modela o decaimento radioativo simples, i.e. , decaimento para núcleos estáveis, e decaimento em cadeia diretamente acoplada. Implementamos neste aplicativo computacional um método analítico fundamentado na Transformada de Laplace usando uma plataforma computacional livre (Scilab). Para tanto, aplicamos uma formulação matricial e uma técnica de diagonalização por transformação de similaridade, onde propomos uma forma de construção ao da matriz diagonalizante e de sua inversa, que são necessárias. Apresentamos resultados numéricos para três problemas-modelos típicos. / Radioactive decay is a physical phenomenon that can be modeled by simple computational techniques, using aspects of the two main schools of mathematical modeling: the deterministic school and the probabilistic school. In this work, we focus on the deterministic school. The mathematical model is characterized by an initial value problem with a single or coupled chain of radioactive decays according to the history of an atomic nucleus to decay to a daughter-atomic nucleus, that is stable or not. In this dissertation we describe a computer software modeling simple radioactive decays, i.e., decays to stable nuclei and directly coupled decay chains that we developed on a free platform. To achieve this goal, we used a matrix formulation and a diagonalization technique by means of similarity transformation, where we introduced a general form of constructing the diagonalizer matrix and its inverse, that are needed. We present numerical results for three typical problems.

Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / O decaimento radioativo é um fenômeno físico que pode ser modelado através de recursos computacionais simples, utilizando os aspectos das duas grandes escolas de modelagem matemática: a escola determinística e a escola probabilística. Neste trabalho, estaremos focados na escola determinística. A modelagem matemática caracteriza-se por um problema de valor inicial com uma cadeia simples ou composta de decaimentos radioativos de acordo com a história de um núcleo atômico-pai decair para um núcleo-filho, que é radioativamente estável ou não. Descrevemos nesta dissertação um aplicativo computacional (um software) que modela o decaimento radioativo simples, i.e. , decaimento para núcleos estáveis, e decaimento em cadeia diretamente acoplada. Implementamos neste aplicativo computacional um método analítico fundamentado na Transformada de Laplace usando uma plataforma computacional livre (Scilab). Para tanto, aplicamos uma formulação matricial e uma técnica de diagonalização por transformação de similaridade, onde propomos uma forma de construção ao da matriz diagonalizante e de sua inversa, que são necessárias. Apresentamos resultados numéricos para três problemas-modelos típicos. / Radioactive decay is a physical phenomenon that can be modeled by simple computational techniques, using aspects of the two main schools of mathematical modeling: the deterministic school and the probabilistic school. In this work, we focus on the deterministic school. The mathematical model is characterized by an initial value problem with a single or coupled chain of radioactive decays according to the history of an atomic nucleus to decay to a daughter-atomic nucleus, that is stable or not. In this dissertation we describe a computer software modeling simple radioactive decays, i.e., decays to stable nuclei and directly coupled decay chains that we developed on a free platform. To achieve this goal, we used a matrix formulation and a diagonalization technique by means of similarity transformation, where we introduced a general form of constructing the diagonalizer matrix and its inverse, that are needed. We present numerical results for three typical problems.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-11-24T11:59:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-24T11:59:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014-03 / O presente trabalho vem apresentar procedimentos de revisão sistemática de literatura sobre conteúdo associado à gestão de rejeitos radioativos. Mais especificamente, nesta revisão será mostrada análise realizada sobre metodologias em uso ou propostas para deposição geológica de rejeitos de alto nível de radiação. Neste contexto avalia-se uma nova visão sistêmica sobre depósitos definitivos de resíduos radioativos, em particular daqueles classificados como destino de rejeitos de alta intensidade radioativa (rejeitos HLW e SNF) quando considerado seu confinamento por longos períodos de tempo (mais de 100 anos). Este estudo justifica-se face a proximidade da data em que países signatários da Convenção de Londres (1972) e do Protocolo de Londres (1996) realizarão novo estudo científico destinado à ratificação ou reforma/atualização dos princípios estabelecidos naquele acordo internacional sobre o alijamento de rejeitos e substâncias no mar, bem como sobre possíveis usos do meio ambiente marinho. Integra-se, também, a este trabalho a opinião convergente, na área nuclear, de pesquisadores sobre a destinação final de rejeitos e sobre apropriada indicação de sítios geológicos profundos para este fim. Por fim, serão abordadas algumas características normativas (aspectos legais) assim como aspectos comparativos entre procedimentos em vigor, adotados por alguns países, para a deposição segura de rejeitos radiativos de alta atividade radioativa. Este trabalho justificará a necessidade de se realizar a revisão técnico-acadêmica para efeito da conjunção das características favoráveis e vantajosas dos seguintes métodos já conhecidos no meio técnico ou já efetivamente postos em prática: deposição geológica em grande profundidade; deposição geológica em estratificação salina (evaporitos) e deposição sob o leito marinho (sub-seabed).

Submitted by Joana Azevedo (joanad@id.uff.br) on 2017-11-10T14:10:23Z No. of bitstreams: 1 Dissert Patricia Morais Mattar.pdf: 3468132 bytes, checksum: df0bd167f46f819a4711603f5f18f0ba (MD5) / Approved for entry into archive by Biblioteca da Escola de Engenharia (bee@ndc.uff.br) on 2017-11-16T13:51:42Z (GMT) No. of bitstreams: 1 Dissert Patricia Morais Mattar.pdf: 3468132 bytes, checksum: df0bd167f46f819a4711603f5f18f0ba (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-16T13:51:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dissert Patricia Morais Mattar.pdf: 3468132 bytes, checksum: df0bd167f46f819a4711603f5f18f0ba (MD5) Previous issue date: 2017-08-28 / As substâncias radioativas têm muitas aplicações benéficas, que vão desde a geração de energia até usos em medicina, indústria e agricultura. Via de regra, elas são produzidas em locais diferentes de onde são utilizadas, precisando ser transportadas. Para que o transporte ocorra da forma segura e eficiente, devem ser atendidas normas nacionais e internacionais. Esta pesquisa objetiva avaliar os processos de análise de segurança do transporte de material radioativo realizados pelo órgão regulador no Brasil, do ponto de vista de sua conformidade com as normas da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA). A metodologia de autoavaliação denominada SARIS, desenvolvida pela AIEA, foi utilizada. As seguintes etapas foram desenvolvidas: avaliação do Diagnóstico e Mapeamento de Processos; respostas ao Conjunto de Questões do SARIS e questões complementares; análise SWOT; entrevistas com stakeholders e avaliação de uma missão TranSAS realizada pela AIEA em 2002. Considerando apenas as questões do SARIS, os processos estão 100% aderentes. O aprofundamento da pesquisa, entretanto, levou à elaboração de vinte e duas propostas de melhoria, além da identificação de nove boas práticas. Os resultados demonstraram que os processos de análise de segurança no transporte de material radioativo estão sendo realizados de forma estruturada, segura e confiável, mas também que há muita oportunidade de melhoria. A formulação de um plano de ação, a partir das propostas apresentadas, pode trazer ao órgão regulador muitos benefícios. Este seria um importante passo para a convocação de uma avaliação externa, proporcionando maior confiabilidade e transparência aos processos do órgão regulador. / Radioactive substances have many beneficial applications, ranging from power generation to uses in medicine, industry and agriculture. As a rule, they are produced in different places from where they are used, needing to be transported. In order for transport to take place safely and efficiently, national and international standards must be complied with. This research aims to assess the safety analysis processes for the transport of radioactive material carried out by the regulatory body in Brazil, from the point of view of their compliance with the International Atomic Energy Agency (IAEA) standards. The self-assessment methodology named SARIS, developed by the AIEA, was used. The following steps were carried out: evaluation of the Diagnosis and Processes Mapping; responses to the SARIS Question Set and complementary questions; SWOT analysis; interviews with stakeholders and evaluation of a TranSAS mission conducted by the IAEA in 2002. Considering only SARIS questions, processes are 100% adherent. The deepening of the research, however, led to the development of twenty-two improvement proposals and the identification of nine good practices. The results showed that the safety analysis processes of the transport of radioactive material are being carried out in a structured, safe and reliable way but also that there is much opportunity for improvement. The formulation of an action plan, based on the presented proposals, can bring to the regulatory body many benefits. This would be an important step towards convening an external evaluation, providing greater reliability and transparency to the regulatory body´s processes.

O Reator Multipropósito Brasileiro (RMB) é um projeto que está sendo desenvolvido pela Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento (DPD), da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com o objetivo principal de suprir o país com radioisótopos para aplicação médica (saúde), indústria, agricultura e meio ambiente. Este empreendimento possui vários estágios de desenvolvimento, cada um deles com etapas que envolvem conhecimentos muito específicos para a operacionalização efetiva de suas instalações, além de detalhes legais e regulamentares que precisam ser atendidos. O Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) são, respectivamente, os responsáveis pelo licenciamento ambiental e nuclear. Nesses órgãos licenciadores pode-se encontrar diretrizes para elaborar a documentação necessária aos processos de licenciamento para Instalações Nucleares e Instalações Radiativas, porém não foi possível identificar claramente algumas diretrizes para as instalações dedicadas a tratamento e armazenamento de Rejeitos Radioativos. O Empreendimento RMB irá gerar rejeito radioativo e contará com uma instalação para tratamento, acondicionado e armazenamento, para o qual haverá também a necessidade de se gerar documentação específica dedicada ao processo de licenciamento. Diante da lacuna na diretriz de estruturação e elaboração dos documentos específicos para este tipo de instalação, foi necessário realizar um levantamento de leis, regulamentos e normas relacionados a este tipo de negócio e que serão adotadas como referência na estruturação de tais documentos. O objetivo deste trabalho foi realizar um levantamento e alinhamento das leis, regulamentos e normas aplicáveis, estruturando os requisitos em um Sistema de Gestão (SG), cujo escopo abrange o tratamento e armazenamento dos rejeitos radioativos do RMB. Este SG deverá fornecer diretrizes para a elaboração dos documentos de licenciamento e promover a gestão dos rejeitos radioativos gerados pelo RMB, bem como, deverá abordar as melhores práticas, de maneira a observar a segurança da instalação e processos envolvidos. / The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) is a project being developed by the Research and Development (DPD) Directorate of the National Nuclear Energy Commission (CNEN), with the main objective of supplying the country with radioisotopes for medical application (health), industry, agriculture and the environment. This project has several stages of development, each one with very specific knowledge for the effective operation of its facilities, as well as legal and regulatory details that need to be met. The Brazilian Institute of Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA) and CNEN are respectively responsible for environmental and nuclear licensing. These regulatory agencies have guidelines to prepare the necessary documentation for the licensing processes for nuclear and radioactive facilities, but it was not possible identify clearly the guidelines for the facilities dedicated to the treatment and storage of radioactive wastes. The RMB will generate radioactive waste and will have a facility for treatment, conditioning and storage, for which it will also be necessary to generate specific documentation dedicated to its licensing process. Faced with the lacuna in the structuring guideline and elaboration of the specific documents for this type of installation, it was necessary to carry out a survey of laws, regulations and norms related to this type of business and that will be adopted as reference in the structuring of such documents. The objective of this work was to carry out a survey and alignment of the applicable laws, regulations and standards, structuring the requirements in a Management System (SG), whose scope covers the treatment and storage of the RMB radioactive waste. This SG should provide guidelines for the preparation of licensing documents and promote the management of radioactive waste generated by the RMB and should address best practices in order to observe the safety of the facility and the processes involved.

O Reator Multipropósito Brasileiro (RMB) é um projeto que está sendo desenvolvido pela Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento (DPD), da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com o objetivo principal de suprir o país com radioisótopos para aplicação médica (saúde), indústria, agricultura e meio ambiente. Este empreendimento possui vários estágios de desenvolvimento, cada um deles com etapas que envolvem conhecimentos muito específicos para a operacionalização efetiva de suas instalações, além de detalhes legais e regulamentares que precisam ser atendidos. O Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) são, respectivamente, os responsáveis pelo licenciamento ambiental e nuclear. Nesses órgãos licenciadores pode-se encontrar diretrizes para elaborar a documentação necessária aos processos de licenciamento para Instalações Nucleares e Instalações Radiativas, porém não foi possível identificar claramente algumas diretrizes para as instalações dedicadas a tratamento e armazenamento de Rejeitos Radioativos. O Empreendimento RMB irá gerar rejeito radioativo e contará com uma instalação para tratamento, acondicionado e armazenamento, para o qual haverá também a necessidade de se gerar documentação específica dedicada ao processo de licenciamento. Diante da lacuna na diretriz de estruturação e elaboração dos documentos específicos para este tipo de instalação, foi necessário realizar um levantamento de leis, regulamentos e normas relacionados a este tipo de negócio e que serão adotadas como referência na estruturação de tais documentos. O objetivo deste trabalho foi realizar um levantamento e alinhamento das leis, regulamentos e normas aplicáveis, estruturando os requisitos em um Sistema de Gestão (SG), cujo escopo abrange o tratamento e armazenamento dos rejeitos radioativos do RMB. Este SG deverá fornecer diretrizes para a elaboração dos documentos de licenciamento e promover a gestão dos rejeitos radioativos gerados pelo RMB, bem como, deverá abordar as melhores práticas, de maneira a observar a segurança da instalação e processos envolvidos. / The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) is a project being developed by the Research and Development (DPD) Directorate of the National Nuclear Energy Commission (CNEN), with the main objective of supplying the country with radioisotopes for medical application (health), industry, agriculture and the environment. This project has several stages of development, each one with very specific knowledge for the effective operation of its facilities, as well as legal and regulatory details that need to be met. The Brazilian Institute of Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA) and CNEN are respectively responsible for environmental and nuclear licensing. These regulatory agencies have guidelines to prepare the necessary documentation for the licensing processes for nuclear and radioactive facilities, but it was not possible identify clearly the guidelines for the facilities dedicated to the treatment and storage of radioactive wastes. The RMB will generate radioactive waste and will have a facility for treatment, conditioning and storage, for which it will also be necessary to generate specific documentation dedicated to its licensing process. Faced with the lacuna in the structuring guideline and elaboration of the specific documents for this type of installation, it was necessary to carry out a survey of laws, regulations and norms related to this type of business and that will be adopted as reference in the structuring of such documents. The objective of this work was to carry out a survey and alignment of the applicable laws, regulations and standards, structuring the requirements in a Management System (SG), whose scope covers the treatment and storage of the RMB radioactive waste. This SG should provide guidelines for the preparation of licensing documents and promote the management of radioactive waste generated by the RMB and should address best practices in order to observe the safety of the facility and the processes involved.

Os pára-raios radioativos foram fabricados no Brasil até 1989, quando a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) suspendeu a concessão de uso de material radioativo nesses artefatos. Desde então, o pára-raios radioativo tem sido substituído por outro, do tipo Franklin, e recolhido como rejeito radioativo. Entretanto, apenas 23 % do total fabricado no país foram entregues à CNEN. Esta situação é preocupante, pois a chance, desses artefatos serem descartados como resíduo comum e chegarem a lixões, é grande, uma vez que, segundo dados do Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE), em 2000, 63,6 % dos municípios brasileiros dispunham o resíduo nesses locais. Além disso, o amerício, o radionuclídeo mais empregado, é classificado como sendo um elemento de alta toxicidade, quando ingerido ou inalado. No presente trabalho, foram realizados experimentos de migração de Am-241 em lisímetros, com o objetivo de se avaliar o risco de contaminação provocada por pára-raios radioativos descartados como resíduo comum. Fontes radioativas removidas de pára-raios foram inseridas em lisímetros preenchidos com resíduo orgânico, coletado no restaurante do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, e chorume gerado foi periodicamente analisado para determinar suas características como pH, potencial redox, teor de sólidos e a concentração do material radioativo. O crescimento microbiano também foi avaliado, pelo método de contagem direta do número de unidades formadoras de colônia. A estimativa de risco foi baseada no cálculo de dose para membros do público, sendo a ingestão de água a via mais provável de exposição. O valor obtido foi cerca de 1000 vezes inferior ao limite de dose anual estabelecido, pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP), demonstrando que o risco de contaminação provocado pelo descarte de pára-raios em lixões é baixo. / Radioactive lightning rods were manufactured in Brazil until 1989, when the licenses for using radioactive sources in these products were lifted by the national nuclear authority. Since then, radioactive devices have been replaced by Franklin type one and collected as radioactive waste. However, only 23 percent of the estimated total number of installed rods was delivered to Brazilian Nuclear Commission (Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN). This situation is of concern to us as there is a possibility of the rods being discarded as domestic waste, considering that in Brazil, 63.6 percent of the municipal solid waste is disposed at uncontrolled garbage dump, according to Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE) in 2000. In addition, americium, the most common employed radionuclide, is classified as a high toxicity element, when ingested or inhaled. In the present study, it was performed migration experiments of Am-241 by lysimeter system in order to evaluate the risk of contamination caused by radioactive lightning rods disposed as a common solid waste. Sources removed from lightning rods were placed inside lysimeters filled with organic waste, collected at the restaurant of Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, and the generated leachate was periodically analyzed to determine its characteristics such as pH, redox potential, solid content and concentration of the radioactive material. Microbial growth was also evaluated by counting the number of colony forming units. The equivalent dose to members of the public has been calculated considering the ingestion of drinking water, the most probable mode of exposure. The final result was about 145 times below the effective dose limit of 1 mSv.year-1 for members of the public, established by the International Commission on Radiological Protection (ICRP), demonstrating that the risk caused by lightning rods disposed at uncontrolled garbage dump is low.

Um aspecto fundamental da aceitação pública da energia nuclear é a crença de que os rejeitos radioativos podem ser gerenciados de maneira segura, no intuito de proteger os seres humanos dos possíveis efeitos prejudiciais, tanto nas gerações atuais como nas futuras. Neste sentido, é essencial compreender como as pessoas percebem o risco associado com rejeitos radioativos e quais são os principais fatores que conduzem suas atitudes em relação à eliminação destes. Uma das maneiras para alcançar esse entendimento é através de pesquisas de opinião. Neste estudo, foi proposto um questionário focado na questão da aceitabilidade da energia nuclear e sua associação com a gestão de rejeitos radioativos, cobrindo os seguintes aspectos: atitudes em relação à energia nuclear e aos rejeitos radioativos, credibilidade das instituições e setores responsáveis pela segurança nuclear, identificação dos benefícios percebidos; percepção do risco de determinadas tecnologias e atividades, percepção do risco real, compreensão das reações emocionais e princípio da precaução. Resultados obtidos a partir de uma aplicação piloto do questionário são apresentados e discutidos neste trabalho. / One of the key features for public acceptance of nuclear energy is the belief that radioactive waste can be managed safely, in order to protect human beings from its possible harmful effects in present and future generations. In this sense, it is essential to understand how people perceive the risk associated with radioactive waste and which the main factors driving their attitudes toward its disposal are. One of the ways to achieve this understanding is through opinion polls. In this study, a questionnaire focused on the nuclear energy aceitability issue and its association with radioactive waste management was proposed, covering the following aspects: attitudes towards radioactive waste and nuclear power, credibility on institutions and sectors responsible by the nuclear safety, identification of perceived benefits, risk perception of specific technologies and activities, perception of real risk, emotional reaction comprehension and precautionary principle. Results obtained from a pilot questionnaire application are presented and discussed in this paper.

O carvão ativado é um tipo comum de rejeito radioativo que contém elevada concentração de produtos de ativação e fissão. O gerenciamento deste rejeito inclui a sua caracterização, visando à determinação e quantificação dos radionuclídeos específicos, incluindo aqueles conhecidos como Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM). A análise dos RDMs geralmente envolve análises radioquímicas complexas para purificação e separação dos radionuclídeos, as quais são caras e demandam muito tempo. O objetivo deste trabalho foi definir uma metodologia de análise sequencial de isótopos de urânio, netúnio, plutônio, amerício e cúrio, presentes em um tipo de rejeito radioativo, avaliando-se rendimento químico, tempo de análise, quantidade de rejeito secundário gerado e custo. Foram comparadas e validadas três metodologias que empregam a troca iônica (TI + EC), extração cromatográfica (EC) e extração com polímeros (ECP). O rejeito estudado foi o carvão ativado, proveniente do sistema de purificação de água do circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1. As amostras de carvão foram dissolvidas por digestão ácida, seguida de purificação e separação dos isótopos com resinas de troca iônica, extração cromatográfica e extração com polímeros. Os isótopos foram analisados em um espectrômetro alfa, equipado com detectores de barreira de superfície. O rendimento químico de todos os elementos foi satisfatório para os métodos TI + EC e EC. Para o método ECP, apenas o rendimento químico do U foi comparável aos outros métodos. As análises estatísticas dos resultados bem como a análise de custo e volume de rejeito secundário gerado demonstraram que o método EC é o mais adequado para a identificação e quantificação dos isótopos estudados em carvão ativado. / Activated charcoal is a common type of radioactive waste that contains high concentrations of fission and activation products. The management of this waste includes its characterization aiming the determination and quantification of the specific radionuclides including those known as Difficult-to-Measure Radionuclides (RDM). The analysis of the RDM\'s generally involves complex radiochemical analysis for purification and separation of the radionuclides, which are expensive and time-consuming. The objective of this work was to define a methodology for sequential analysis of the isotopes of uranium, neptunium, plutonium, americium and curium present in a type of radioactive waste, evaluating chemical yield, analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost. Three methodologies were compared and validated that employ ion exchange (TI + EC), extraction chromatography (EC) and extraction with polymers (ECP). The waste chosen was the activated charcoal from the purification system of primary circuit water cooling the reactor IEA-R1. The charcoal samples were dissolved by acid digestion followed by purification and separation of isotopes with ion exchange resins, extraction and chromatographic extraction polymers. Isotopes were analyzed on an alpha spectrometer, equipped with surface barrier detectors. The chemical yields were satisfactory for the methods TI + EC and EC. ECP method was comparable with those methods only for uranium. Statistical analysis as well the analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost revealed that EC method is the most effective for identifying and quantifying U, Np, Pu, Am and Cm present in charcoal.

Made available in DSpace on 2016-08-10T10:55:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 JULIENY AVELINA DE ASSUNCAO.pdf: 441572 bytes, checksum: ce985ae2332fc42340db886dc6268c1b (MD5) Previous issue date: 2006-06-06 / On September 13, 1987, it happened in Goiânia the largest radioactive accident of the western hemisphere. A capsule containing Cesium 137 (137Cs), originating from an unit of radiotherapy, was violated contaminating more than 200 people and taking 4 individuals to death. From the beginning of the accident, the health of the involved individuals started to be a constant concern of the authorities and mainly of Leide das Neves Foundation created to support and to attend involved people. The present study had for objective to evaluate, in the exposed patients to 137Cs in the accident of Goiânia, if this exposition induced immunological alterations such as the production of anti-nuclear antibodies against HEp-2 cells and rheumatoid factor, alteration in the global counting of leukocytes and in the values of serum immunoglobulins (IgG, IgM and IgA). It is known that the exhibition to ionizing radiation induces damages to ADN, resulting sometimes in mutation, mainly in the cells that present larger mitotic activity, like cells of the skin, intestinal covering and hematopoietic organs. With base in studies in the exposed patients to 137Cs, starting from the evaluation of the frequency of mutations, the possibility of an increase of carcinogenesis risk was considered in those individuals. Data obtained in studies of other radioactive accidents as that of Chernobyl and atomic bomb of Hiroshima and Nagasaki, demonstrate that radiation, besides acute effects, induces bone marrow alterations, larger predisposition to cancer development, thyroid auto-immune disease, gastritis, infectious diseases, among other illnesses. It has been suggested that abnormalities in the immunological response contribute to the appearance of those diseases, as alterations in the proportions of T cells and B cells, in serum antibodies levels, in cellular response and even in the production of autoantibodies. In this study, exposed patients did not presented more reactivity to auto-antigens, and did not presented no significant positivity to rheumatoid factor. Moretheless, we observed an increase in the global leukocyte number/mm3 in exposed individuals and also an increase in IgM level in individuals exposed to the lesser doses of ionizing radiation. / Em 13 de Setembro de 1987, ocorreu em Goiânia o maior acidente radioativo do hemisfério ocidental. Uma cápsula contendo Césio-137 (137Cs), proveniente de uma unidade de radioterapia, foi violada contaminando mais de 200 pessoas e levando quatro indivíduos a óbito. A partir do acidente, a saúde e o bem estar geral dos indivíduos envolvidos passou a ser uma preocupação constante das autoridades de saúde e principalmente da Fundação Leide das Neves, criada para apoiar e assistir as pessoas envolvidas. O presente estudo teve por objetivo avaliar, nos radioexpostos ao 137Cs no acidente de Goiânia, se esta exposição induziu alterações imunológicas como: a produção de auto-anticorpos anti-nucleares (FAN-HEp2) e fator reumatóide, alteração na contagem global de leucócitos e nos valores de imunoglobulinas séricas (IgG, IgM e IgA). É sabido que a exposição à radiação ionizante induz danos ao DNA, resultando em mutação, principalmente nas células que apresentam maior atividade mitótica, como células da pele, revestimento intestinal e órgãos hematopoiéticos. Com base em estudos nos pacientes expostos ao 137Cs, a partir da avaliação da freqüência de mutações, foi estimado um aumento do risco de carcinogênese nesses indivíduos. Os dados obtidos em estudos de outros acidentes radioativos como o de Chernobyl e da bomba atômica de Hiroshima e Nagasaki, demonstram que a radiação, além dos efeitos agudos, induz alterações medulares, maior predisposição ao desenvolvimento de neoplasias, doença auto-imune da tireóide, gastrite, doenças infecciosas, entre outras enfermidades. Tem sido sugerido que alterações na resposta imunológica contribuem para o surgimento dessas anormalidades, sobretudo aquelas relacionadas às proporções de células T e B, às concentrações de anticorpos séricos, prejudicando as respostas celulares e até mesmo a produção de auto-anticorpos. Neste estudo, os indivíduos expostos ao 137Cs no acidente de Goiânia, quando comparados aos não expostos, não apresentaram maior reatividade a auto-antígenos, assim como não apresentaram nenhuma alteração significativa nos níveis do fator reumatóide. Entretanto, observamos um aumento na contagem global de linfócitos por mm3 em indivíduos expostos e no nível de IgM nos indivíduos expostos a uma menor dose de radiação ionizante.