Tanto em Medicina Nuclear como em outras aplicações científicas as ferramentas para cálculos dosimétricos são de suma importância para atender os princípios básicos de proteção radiológica. Este trabalho desenvolve o manequim matemático da mulher brasileira, para ser usado como base em cálculos das Frações Absorvidas Específicas (FAEs) nos órgãos do corpo e no esqueleto, em virtude dos objetivos com relação à diagnose ou à terapia em Medicina Nuclear. O manequim ora desenvolvido é similar, na forma, ao manequim de Snyder tornando-o mais realístico para as condições antropomórficas da mulher brasileira. Para isso, utilizou-se o formalismo do método Monte Carlo, através do código computacional ALGAM-97®. Como contribuição aos objetivos deste trabalho, foi desenvolvido e implementado o sistema computacional cFAE – consulta Fração Absorvida Específica, que se torna mais versátil para a consulta do usuário pesquisador. A interface de diálogo com o operador foi projetada seguindo a atual tendência de utilização de uma linguagem orientada para o evento. Essa interface permite que o usuário navegue através dos manequins referência, escolha o órgão fonte, a energia desejada e receba as respostas num diálogo eficiente e intuitivo. O sistema fornece, além dos dados referentes à mulher brasileira, também aqueles referentes ao modelo de Snyder e ao modelo do homem brasileiro. O sistema possibilita não apenas introduzir os dados individuais para as FAEs dos três manequins, mas também a comparação entre eles. / Tools for dosimetric calculations are of the utmost importance for the basic principles of radiological protection, not only in nuclear medicine, but also in other scientific calculations. In this work a mathematical model of the Brazilian woman is developed in order to be used as a basis for calculations of Specific Absorbed Fractions (SAFs) in internal organs and in the skeleton, in accord with the objectives of diagnosis or therapy in nuclear medicine. The model developed here is similar in form to that of Snyder, but modified to be more relevant to the case of the Brazilian woman. To do this, the formalism of the Monte Carlo method was used by means of the ALGAM- 97® computational code. As a contribution to the objectives of this thesis, we developed the computational system cSAF – consultation for Specific Absorbed Fractions (cFAE from Portuguese acronym) - which furnishes several “look-up" facilities for the research user. The dialogue interface with the operator was planned following current practices in the utilization of event-oriented languages. This interface permits the user to navigate by means of the reference models, choose the source organ, the energy desired, and receive an answer through an efficient and intuitive dialogue. The system furnishes, in addition to the data referring to the Brazilian woman, data referring to the model of Snyder and to the model of the Brazilian man. The system makes available not only individual data to the SAFs of the three models, but also a comparison among them.

Tanto em Medicina Nuclear como em outras aplicações científicas as ferramentas para cálculos dosimétricos são de suma importância para atender os princípios básicos de proteção radiológica. Este trabalho desenvolve o manequim matemático da mulher brasileira, para ser usado como base em cálculos das Frações Absorvidas Específicas (FAEs) nos órgãos do corpo e no esqueleto, em virtude dos objetivos com relação à diagnose ou à terapia em Medicina Nuclear. O manequim ora desenvolvido é similar, na forma, ao manequim de Snyder tornando-o mais realístico para as condições antropomórficas da mulher brasileira. Para isso, utilizou-se o formalismo do método Monte Carlo, através do código computacional ALGAM-97®. Como contribuição aos objetivos deste trabalho, foi desenvolvido e implementado o sistema computacional cFAE – consulta Fração Absorvida Específica, que se torna mais versátil para a consulta do usuário pesquisador. A interface de diálogo com o operador foi projetada seguindo a atual tendência de utilização de uma linguagem orientada para o evento. Essa interface permite que o usuário navegue através dos manequins referência, escolha o órgão fonte, a energia desejada e receba as respostas num diálogo eficiente e intuitivo. O sistema fornece, além dos dados referentes à mulher brasileira, também aqueles referentes ao modelo de Snyder e ao modelo do homem brasileiro. O sistema possibilita não apenas introduzir os dados individuais para as FAEs dos três manequins, mas também a comparação entre eles. / Tools for dosimetric calculations are of the utmost importance for the basic principles of radiological protection, not only in nuclear medicine, but also in other scientific calculations. In this work a mathematical model of the Brazilian woman is developed in order to be used as a basis for calculations of Specific Absorbed Fractions (SAFs) in internal organs and in the skeleton, in accord with the objectives of diagnosis or therapy in nuclear medicine. The model developed here is similar in form to that of Snyder, but modified to be more relevant to the case of the Brazilian woman. To do this, the formalism of the Monte Carlo method was used by means of the ALGAM- 97® computational code. As a contribution to the objectives of this thesis, we developed the computational system cSAF – consultation for Specific Absorbed Fractions (cFAE from Portuguese acronym) - which furnishes several “look-up” facilities for the research user. The dialogue interface with the operator was planned following current practices in the utilization of event-oriented languages. This interface permits the user to navigate by means of the reference models, choose the source organ, the energy desired, and receive an answer through an efficient and intuitive dialogue. The system furnishes, in addition to the data referring to the Brazilian woman, data referring to the model of Snyder and to the model of the Brazilian man. The system makes available not only individual data to the SAFs of the three models, but also a comparison among them.

A manutenção dos níveis de dose abaixo dos limites exigidos pelas normas nacionais e internacionais é essencial em todas as aplicações das radiações ionizantes. Os níveis de restrição de dose no Brasil são estabelecidos utilizando a grandeza equivalente de dose ambiente, H* (10) e na prática de levantamentos radiométricos, os níveis de radiação são calculados por meio de medições com câmaras de ionização utilizando a grandeza kerma no ar convertidas para equivalente de dose ambiente por urn coeficiente constante. 0 presente trabalho tern por objetivo o estudo experimental das relações entre kerma no ar e a grandeza operacional equivalente de dose ambiente, pela medição de feixes de raios X transmitidos através de materiais utilizados em salas radiológicas dedicadas à exames de tórax. Uma metodologia experimental, baseada em técnicas de espectroscopia, foi desenvolvida para a medição dos espectros de raios X. Com os resultados, as estimativas da grandeza equivalente de dose ambiente, obtidas através de coeficientes de conversão entre o kerma no ar e esta grandeza, tornam-se mais realistas por levar em consideração as alterações espectrais decorrentes da atenuação dos feixes primários por objetos simuladores antropomórficos e por diferentes materiais atenuadores. Foi encontrada uma diferença máxima de 53,52% entre esses coeficientes e aquele adotado no Brasil por meio da ANVISA (1,14 Sv/Gy), o que indica uma subestimação desse valor. 0 comportamento espectral dos feixes de raios X transmitidos por barreiras primárias e atenuadores presentes em procedimentos radiológicos apresentou influencia sobre resultados relacionados a levantamentos radiométricos e procedimento de cálculos de barreiras. / The maintenance of dose levels below the limits required by national and international standards are essential in all applications of ionizing radiation. The dose constrains levels in Brazil are established in terms of the quantity ambient dose equivalent, H*(10), while the radiation levels in radiometric surveys are calculated by means of measurements with ion chambers using the quantity air-kerma converted to ambient dose equivalent by a constant factor. The present work aims the experimental study of the relationship between the air­ kerma and the operational quantity ambient dose equivalent, by measuring X-ray beams transmitted through materials used in dedicated chest radiographic facility. An experimental methodology, based on spectroscopic techniques was developed for the X-ray spectra measurements. With the results, estimates of ambient dose equivalent quantity through conversion factors between this quantity and the air-kerma, become more realistic by taking into account the spectral changes resulting from the attenuation of primary beams by anthropomorphic phantoms and different attenuating materials. The maximum difference founded between these coefficients and the one adopted in Brazil by ANVISA (1.14 Sv I Gy) was 53.52%, which indicates underestimation of the value. The spectral behavior of the X-ray beam transmitted by primary barriers and attenuators present in radiological procedures presented influences on results related to radiometric surveys and procedure calculations barriers.

Les radiations sont omniprésentes. Elles ont de nombreuses applications dans des domaines variés: en médecine, elles permettent de réaliser des diagnostiques et de guérir des patients; en communication, tous les systèmes modernes utilisent des formes de rayonnements électromagnétiques; et en science, les chercheurs les utilisent pour découvrir la composition et la structure des matériaux, pour n'en nommer que quelques-unes. Concrètement, la radiation est un processus au cours duquel des particules ou des ondes voyagent à travers différents types de matériaux. La radiation peut être très énergétique, et aller jusqu'à casser les atomes de la matière ordinaire. Dans ce cas, on parlera de radiation ionisante. Il est communément admis que la radiation ionisante peut être bien plus nocif pour les êtres vivants que la radiation non ionisante. Dans cette dissertation, nous traiterons de la radiation ionisante. La radioactivité est le processus d'émission des radiations ionisantes. Elle existe sous forme naturelle, et est présente dans les sols, dans l'air et notre planète entière est bombardée en permanence de rayonnements cosmiques énergétiques. Depuis le début du XXe siècle, les chercheurs sont capables de créer artificiellement de la matière radioactive. Cette découverte a offert de multiples avancées technologiques, mais a eu également de lourdes conséquences pour l'humanité comme l'ont démontrés les évènements de Tchernobyl et de Fukushima ou d'autres accidents dans le monde médical. Cette dangerosité a conduit à l'élaboration d'un système de radioprotection. Dans la pratique, la radioprotection est principalement mise en œuvre en utilisant la méthode ALARA. Cette méthodologie consiste à justifier, optimiser et limiter les doses reçues. Elle est utilisée conjointement avec les limites légales. Le facteur d'optimisation est contraint par le fait que l'exposition volontaire d'un travailleur aux radiations lors d'une opération doit être plus bénéfique que si aucune intervention humaine n'était conduite dans une situation donnée. Dans le monde industriel et scientifique, il existe des infrastructures qui émettent des rayonnements ionisants. La plupart d'entre elles nécessitent des opérations de maintenance. Dans l'esprit du principe ALARA, ces interventions doivent être optimisées pour réduire l'exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants. Cette optimisation ne peut pas être réalisée de manière automatique car la faisabilité des interventions nécessite dans tous les cas une évaluation humaine. La planification des interventions peut cependant être facilitée par des moyens techniques et scientifiques comme par exemple un outil informatique. Dans le contexte décrit ci-dessus, cette thèse regroupe des considérations techniques et scientifiques, et présente la méthodologie utilisée pour développer des outils logiciels pour la mise en œuvre de la radioprotection. / Radiation is omnipresent. It has many interesting applications: in medicine, where it allows curing and diagnosing patients; in communication, where modern communication systems make use of electromagnetic radiation; and in science, where it is used to discover the structure of materials; to name a few. Physically, radiation is a process in which particles or waves travel through any kind of material, usually air. Radiation can be very energetic, in which case it can break the atoms of ordinary matter (ionization). If this is the case, radiation is called ionizing. It is known that ionizing radiation can be far more harmful to living beings than non-ionizing radiation. In this dissertation, we are concerned with ionizing radiation. Naturally occurring ionizing radiation in the form of radioactivity is a most natural phenomenon. Almost everything is radioactive: there is radiation emerging from the soil, it is in the air, and the whole planet is constantly undergoing streams of energetic cosmic radiation. Since the beginning of the twentieth century, we are also able to artificially create radio-active matter. This has opened a lot of interesting technological opportunities, but has also given a tremendous responsibility to humanity, as the nuclear accidents in Chernobyl and Fukushima, and various accidents in the medical world have made clear. This has led to the elaboration of a radiological protection system. In practice, the radiological protection system is mostly implemented using a methodology that is indicated with the acronym ALARA: As Low As Reasonably Achievable. This methodology consists of justifying, optimizing and limiting the radiation dose received. This methodology is applied in conjunction with the legal limits. The word "reasonably" means that the optimization of radiation exposure has to be seen in context. The optimization is constrained by the fact that the positive effects of an operation might surpass the negative effects caused by the radiation. Several industrial and scientific procedures give rise to facilities with ionizing radiation. Most technical and scientific facilities also need maintenance operations. In the spirit of ALARA, these interventions need to be optimized in terms of the exposure of the maintenace workers to ionizing radiation. This optimization cannot be automated since the feasibility of the intervention tasks requires human assessment. The intervention planning could however be facilitated by technical-scientific means, e.g. software tools. In the context sketched above, this thesis provides technical-scientific considerations and the development of technical-scientific methodologies and software tools for the implementation of radiation protection.In particular, this thesis addresses the need for an interactive visual intervention planning tool in the context of high energy particle accelerator facilities.

A manutenção dos níveis de dose abaixo dos limites exigidos pelas normas nacionais e internacionais é essencial em todas as aplicações das radiações ionizantes. Os níveis de restrição de dose no Brasil são estabelecidos utilizando a grandeza equivalente de dose ambiente, H* (10) e na prática de levantamentos radiométricos, os níveis de radiação são calculados por meio de medições com câmaras de ionização utilizando a grandeza kerma no ar convertidas para equivalente de dose ambiente por urn coeficiente constante. 0 presente trabalho tern por objetivo o estudo experimental das relações entre kerma no ar e a grandeza operacional equivalente de dose ambiente, pela medição de feixes de raios X transmitidos através de materiais utilizados em salas radiológicas dedicadas à exames de tórax. Uma metodologia experimental, baseada em técnicas de espectroscopia, foi desenvolvida para a medição dos espectros de raios X. Com os resultados, as estimativas da grandeza equivalente de dose ambiente, obtidas através de coeficientes de conversão entre o kerma no ar e esta grandeza, tornam-se mais realistas por levar em consideração as alterações espectrais decorrentes da atenuação dos feixes primários por objetos simuladores antropomórficos e por diferentes materiais atenuadores. Foi encontrada uma diferença máxima de 53,52% entre esses coeficientes e aquele adotado no Brasil por meio da ANVISA (1,14 Sv/Gy), o que indica uma subestimação desse valor. 0 comportamento espectral dos feixes de raios X transmitidos por barreiras primárias e atenuadores presentes em procedimentos radiológicos apresentou influencia sobre resultados relacionados a levantamentos radiométricos e procedimento de cálculos de barreiras. / The maintenance of dose levels below the limits required by national and international standards are essential in all applications of ionizing radiation. The dose constrains levels in Brazil are established in terms of the quantity ambient dose equivalent, H*(10), while the radiation levels in radiometric surveys are calculated by means of measurements with ion chambers using the quantity air-kerma converted to ambient dose equivalent by a constant factor. The present work aims the experimental study of the relationship between the air­ kerma and the operational quantity ambient dose equivalent, by measuring X-ray beams transmitted through materials used in dedicated chest radiographic facility. An experimental methodology, based on spectroscopic techniques was developed for the X-ray spectra measurements. With the results, estimates of ambient dose equivalent quantity through conversion factors between this quantity and the air-kerma, become more realistic by taking into account the spectral changes resulting from the attenuation of primary beams by anthropomorphic phantoms and different attenuating materials. The maximum difference founded between these coefficients and the one adopted in Brazil by ANVISA (1.14 Sv I Gy) was 53.52%, which indicates underestimation of the value. The spectral behavior of the X-ray beam transmitted by primary barriers and attenuators present in radiological procedures presented influences on results related to radiometric surveys and procedure calculations barriers.

Made available in DSpace on 2018-06-27T18:56:32Z (GMT). No. of bitstreams: 2 Marcel Zago Botelho.pdf: 6878925 bytes, checksum: 22ad774a47cc0769a99676eb64ea10fe (MD5) Marcel Zago Botelho.pdf.jpg: 3401 bytes, checksum: 2e13d66eded5ce0245644489e795b21f (MD5) Previous issue date: 2009-03-30 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / The aim of this study is to evaluate the attenuation properties of the nanocomposites in the energy range between 20 and 120 keV. In order to evaluate the efficiency of nanostructured materials in the attenuation of radiation the results will be compared to data obtained with the same material in the non-nanostructured form. The nanostructured materials are characterized by having a size of crystallites less than 100nm, and shows different properties with respect to conventional materials. The nanocomposites used in this study were produced through the aggregation of nanoparticles of copper oxide (CuO) and zinc oxide (ZnO) to beeswax. The concentration of nanoparticles in the composite was varied between 5% and 10%. For comparison purpose the copper oxide and zinc oxide in a non-aggregated nanoparticles were also agregated in a nonnanoparticulated form to beeswax in the same proportion as for nanostructured materials. Samples were produced with dimensions 10 cm x 10 cm and 2 mm in thicknesses. The attenuation properties of the samples produced were evaluated at high energy X-ray beams, emmited by a X-ray equipment used in conventional radiology, and the low energy x-ray beams are produced by a clinical mammography equipment. The air kerma values, for different material thicknesses, were measured with an ionization chamber for x-ray beam produced at 60 kV and 102 kV. Results shows that the attenuation provided by the copper oxide is slighly higher for the nanoestrured materials compared with for the non-nanoestrutured ones. In the case of the zinc oxide, the material in the non-nanometric form shows an increasing of the attenuation relative to the nanoparticulates ones. In the mammography energy range the study was carried out for beams generated at 22, 26 and 30 kV. It is observed that the copper oxide in nanometric structure attenuate at about 23% more radiation than the same material in the non-nanoparticulate form. In the case of the zinc oxide the attenuation is higher at about 7% for the material in the non-nanometric form. This study suggest that nanostructured materials show great potential for application in radiological protection, because it can be easily incorporated into different compounds allowing the development of new materials for use in radiological protection. / Este estudo tem por objetivo determinar as propriedades de atenuação de nanocompósitos na faixa de energia entre 20 e 120 keV. Com o propósito de avaliar a eficiência dos materiais nanoestruturados na atenuação da radiação os resultados obtidos serão comparados aos dados obtidos com o mesmo material na forma não-nanoestruturada. Os materiais nanoestruturados são caracterizados por terem um tamanho de cristalito inferior a 100nm e apresentar propriedades diferenciadas em relação aos materiais convencionais. Os nanocompósitos utilizados neste trabalho foram obtidos a partir da agregação de nanopartículas de óxido de cobre (CuO) e óxido de zinco (ZnO) a cera de abelha alvejada. A concentração de nanopartículas nos compostos foi variada entre 5% e 10%. Para fins de comparação, o óxido de cobre e o óxido de zinco, na forma nãonanoparticulada também foram agregados na mesma proporção que os materiais nanoestruturados a cera de abelha alvejada. Foram produzidas amostras com dimensões 10 cm x 10 cm e 2 mm de espessura. As propriedades de atenuação destas amostras foram avaliadas em feixes de raios X produzidos por um equipamento de radiologia convencional, e por um equipamento clínico de mamografia. Na região de radiologia convencional foram realizadas medições de kerma no ar para diferentes espessuras de material para feixes de raios X gerados nas tensões de 60 e 102 kV. Os resultados obtidos mostraram uma leve tendência de maior atenuação da radiação pelo o óxido de cobre na forma nanométrica que o óxido de cobre na forma não-nanométrica. Observou-se uma tendência de maior atenuação pelo óxido de zinco na forma não-nanoparticulada. A atenuação da radiação para feixes de mamografia foi avaliada nas tensões de 22, 26 e 30 kV. Os dados obtidos mostraram que para o óxido de cobre na forma nanométrica a atenuação da radiação é maior em até 23% com relação às estruturas na forma não-nanométrica. Para o óxido de zinco a atenuação para o material não-nanométrico foi superior em até 7% relativo às estruturas na forma nanométrica. Os resultados obtidos neste trabalho sugerem que os materiais nanoestruturados mostram um grande potencial para aplicação em proteção radiológica, pois podem ser facilmente incorporados a diferentes compostos possibilitando o desenvolvimento de novos materiais.

Orientador: Marco Antônio Rodrigues Fernandes / Resumo: A proposta do trabalho é a elaboração de um Plano de Radioproteção e a apresentação da rotina de procedimentos de dosimetria de feixes de teleterapia para a adequação em serviços de radioterapia dedicados à medicina veterinária. São apresentados os principais parâmetros radiométricos dos feixes de radiação que devem ser analisados com maior periodicidade pelos usuários de equipamentos de teleterapia. Os experimentos dosimétricos foram realizados no acelerador linear instalado no Setor Técnico de Radioterapia do Hospital das Clinicas da Faculdade de Medicina de Botucatu. Os ensaios de planura, simetria e de determinação da dose absoluta dos feixes de radiação mostraram-se exequíveis para a rotina da radioterapia veterinária. Os resultados apresentados dos parâmetros radiométricos medidos estão em conformidade com os protocolos de dosimetria nacionais e internacionais. O Plano de Radioproteção elaborado, pode subsidiar os profissionais e autoridades sanitárias envolvidas nas práticas da radioterapia veterinária quanto aos preceitos do uso seguro das fontes radioativas e feixes de teleterapia. / Abstract: The proposal of the work is the elaboration of a Radioprotection Plan and the presentation of the routine of dosimetry procedures of teletherapy beams for the adequacy in radiotherapy services dedicated to veterinary medicine. Presented the main radiometric parameters of the radiation beams that should be analyzed more frequently by users of teletherapy equipment. The dosimetric experiments were performed in the linear accelerator installed in the Technical Section of Radiotherapy of the Clinical Hospital of the Botucatu Medical School. The tests of flatness, symmetry and absolute dose determination of the radiation beams were shown feasible for the routine of veterinary radiotherapy. The presented results of the radiometric parameters measured are in accordance with national and international dosimetry protocols. The Radioprotection Plan elaborated may support the professionals and health authorities involved in veterinary radiotherapy practices regarding the safe use of radioactive sources and teletherapy beams. / Mestre

Um programa de monitoramento para fins de proteção radiológica deve mostrar como ele auxilia na obtenção e demonstração de um grau de proteção adequado e comprovar que as condições de trabalho continuam satisfatórias com o transcorrer do tempo. Para o controle operacional das exposições à radiação ionizante em qualquer local de trabalho, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR) recomenda um programa de proteção radiológica operacional, proporcional ao grau de risco, para garantir o gerenciamento efetivo das medidas necessárias para se satisfazer o principio da otimização. O presente trabalho de pesquisa tem como premissa o potencial das Tecnologias da Informação e Comunicação (TIC) como ferramenta para a comunicação e disseminação do conhecimento em Proteção Radiológica. O trabalho inclui a informatização da filosofia e técnica do monitoramento e sua otimização, unificando e inter-relacionando informações advindas de diversas publicações nacionais e internacionais, oferecendo às instalações radiativas brasileiras um veículo completo para informação e pesquisa, que permite dimensionar os esforços de otimização tornando-os eficazes e justificados. O sistema oferece ainda tópicos de discussões no intuito de ampliar o repertório dos profissionais do campo da proteção radiológica, suscitando novas reflexões a favor da segurança. Trata-se dos temas desenvolvidos nesta tese, a saber: a necessidade de um monitoramento auditor e discussões mais aprofundadas sobre as exposições potenciais. As reflexões propostas na presente tese vêm ao encontro das novas exigências internacionais, propondo ações passíveis de serem incorporadas na prática laboral. Dentro dos princípios da proteção radiológica, a implementação de um programa de monitoramento auditor permite avaliar se os critérios e ações previamente estabelecidas pelo Serviço de Proteção Radiológica são ou não atendidos, se foram implementados com eficácia e se permanecem adequados. Os fatos resultantes dos procedimentos de auditoria auxiliam a detectar deficiências no processo, possibilitando conclusões e recomendações diante de possíveis fatores desencadeadores de exposições indevidas. Por meio de exames sistemáticos das atividades realizadas em cada tipo de monitoramento, a auditoria infere segurança ao processo, respaldando o trabalhador na realização do monitoramento relacionado com a tarefa e respaldando a instalação, que empreende ações responsáveis a favor da segurança. Em relação às exposições potenciais, somente duas publicações da CIPR são expressivas e desenvolvem o assunto. Entretanto, ainda que forneçam a fundamentação teórica, são incompletas em seus exemplos. Há uma grande falta de conhecimento das probabilidades de falhas, o que atualmente constitui um vasto campo de pesquisa da proteção radiológica. A presente tese propõe, a partir de árvores de falhas, caminhos que auxiliam a quantificar probabilisticamente a ocorrência das exposições potenciais e a probabilidade de se atingir um determinado valor da dose. Acreditamos que o potencial das TIC contribuirá largamente para a disseminação da informação para as instalações radiativas, estimulando o desenvolvimento neste país de grandes extensões territoriais, onde permanece um desafio oferecer o acesso à informação ao maior número de pessoas possível, minimizando custos e maximizando resultados. / A monitoring program for the purposes of radiological protection should demonstrate an adequate protection degree and prove that working conditions remain appropriate as time goes by. For operational control of exposures to ionizing radiation in any workplace, the International Comission on Radiation Protection (ICRP) recommends establishing a program of operational radiation protection, proportional to the risk, to ensure the effective management of all necessary measures to satisfy the principle of optimization. This research work focus on the potential value of Information and Communication Technologies (ICTs) to enhance communication and education on Radiological Protection throughout Brazil. The work includes the informatization of the monitoring policy and techniques, interrelating information currently scattered in several documents, providing Brazilian radioactive facilities a complete repository for research, consultation and information, which allows to size optimization efforts by technology, enabling them to be effective and justified. The content of monitoring programs involves not only the collection and interrelationship of existing information in the publications, but also new approaches from some recommendations, presenting some initiatives towards safety. In this sense, the two contents researched and expanded are: the need for an auditor monitoring and discussions on potential exposures. The recommendations proposed in this thesis meet the new international requirements stablished by the International Agency of Nuclear Energy (IAEA) and propose appropriate actions to be incorporated into labor practice. Respecting the scope of the principles of radiological protection, an auditing program permits to evaluate whether criteria and actions previously established by Radiological Protection Service are effectively implemented and remain appropriate as time goes by. The results of auditing procedures help to detect deficiencies in the process, enabling conclusions and recommendations, avoiding possible triggers of undue exposures. Through systematic examinations of activities in each type of monitoring, auditing attempt to ensure the process, supporting the employee in performing task-related monitoring and support the facility that choose responsible actions towards safety. Furthermore, regarding potential exposures, only two publications of ICRP develop expressively the issue. Even though these publications provide the fundamental theory, they are incomplete in their examples. There is still lack of knowledge of failure probabilities, which currently constitutes a broad research field in radiological protection. This research work proposes the development of fault trees, suggesting paths to quantify probabilistically the occurrence of potential exposures, as well as probabilities to reach a certain level of dose. We believe that the potential of ICT shall contribute greatly to provide information where it is needed, stimulating development in this large country where it is a strong challenge to ensure access to information to as many people as possible, minimizing costs and optimizing results.

Um programa de monitoramento para fins de proteção radiológica deve mostrar como ele auxilia na obtenção e demonstração de um grau de proteção adequado e comprovar que as condições de trabalho continuam satisfatórias com o transcorrer do tempo. Para o controle operacional das exposições à radiação ionizante em qualquer local de trabalho, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR) recomenda um programa de proteção radiológica operacional, proporcional ao grau de risco, para garantir o gerenciamento efetivo das medidas necessárias para se satisfazer o principio da otimização. O presente trabalho de pesquisa tem como premissa o potencial das Tecnologias da Informação e Comunicação (TIC) como ferramenta para a comunicação e disseminação do conhecimento em Proteção Radiológica. O trabalho inclui a informatização da filosofia e técnica do monitoramento e sua otimização, unificando e inter-relacionando informações advindas de diversas publicações nacionais e internacionais, oferecendo às instalações radiativas brasileiras um veículo completo para informação e pesquisa, que permite dimensionar os esforços de otimização tornando-os eficazes e justificados. O sistema oferece ainda tópicos de discussões no intuito de ampliar o repertório dos profissionais do campo da proteção radiológica, suscitando novas reflexões a favor da segurança. Trata-se dos temas desenvolvidos nesta tese, a saber: a necessidade de um monitoramento auditor e discussões mais aprofundadas sobre as exposições potenciais. As reflexões propostas na presente tese vêm ao encontro das novas exigências internacionais, propondo ações passíveis de serem incorporadas na prática laboral. Dentro dos princípios da proteção radiológica, a implementação de um programa de monitoramento auditor permite avaliar se os critérios e ações previamente estabelecidas pelo Serviço de Proteção Radiológica são ou não atendidos, se foram implementados com eficácia e se permanecem adequados. Os fatos resultantes dos procedimentos de auditoria auxiliam a detectar deficiências no processo, possibilitando conclusões e recomendações diante de possíveis fatores desencadeadores de exposições indevidas. Por meio de exames sistemáticos das atividades realizadas em cada tipo de monitoramento, a auditoria infere segurança ao processo, respaldando o trabalhador na realização do monitoramento relacionado com a tarefa e respaldando a instalação, que empreende ações responsáveis a favor da segurança. Em relação às exposições potenciais, somente duas publicações da CIPR são expressivas e desenvolvem o assunto. Entretanto, ainda que forneçam a fundamentação teórica, são incompletas em seus exemplos. Há uma grande falta de conhecimento das probabilidades de falhas, o que atualmente constitui um vasto campo de pesquisa da proteção radiológica. A presente tese propõe, a partir de árvores de falhas, caminhos que auxiliam a quantificar probabilisticamente a ocorrência das exposições potenciais e a probabilidade de se atingir um determinado valor da dose. Acreditamos que o potencial das TIC contribuirá largamente para a disseminação da informação para as instalações radiativas, estimulando o desenvolvimento neste país de grandes extensões territoriais, onde permanece um desafio oferecer o acesso à informação ao maior número de pessoas possível, minimizando custos e maximizando resultados. / A monitoring program for the purposes of radiological protection should demonstrate an adequate protection degree and prove that working conditions remain appropriate as time goes by. For operational control of exposures to ionizing radiation in any workplace, the International Comission on Radiation Protection (ICRP) recommends establishing a program of operational radiation protection, proportional to the risk, to ensure the effective management of all necessary measures to satisfy the principle of optimization. This research work focus on the potential value of Information and Communication Technologies (ICTs) to enhance communication and education on Radiological Protection throughout Brazil. The work includes the informatization of the monitoring policy and techniques, interrelating information currently scattered in several documents, providing Brazilian radioactive facilities a complete repository for research, consultation and information, which allows to size optimization efforts by technology, enabling them to be effective and justified. The content of monitoring programs involves not only the collection and interrelationship of existing information in the publications, but also new approaches from some recommendations, presenting some initiatives towards safety. In this sense, the two contents researched and expanded are: the need for an auditor monitoring and discussions on potential exposures. The recommendations proposed in this thesis meet the new international requirements stablished by the International Agency of Nuclear Energy (IAEA) and propose appropriate actions to be incorporated into labor practice. Respecting the scope of the principles of radiological protection, an auditing program permits to evaluate whether criteria and actions previously established by Radiological Protection Service are effectively implemented and remain appropriate as time goes by. The results of auditing procedures help to detect deficiencies in the process, enabling conclusions and recommendations, avoiding possible triggers of undue exposures. Through systematic examinations of activities in each type of monitoring, auditing attempt to ensure the process, supporting the employee in performing task-related monitoring and support the facility that choose responsible actions towards safety. Furthermore, regarding potential exposures, only two publications of ICRP develop expressively the issue. Even though these publications provide the fundamental theory, they are incomplete in their examples. There is still lack of knowledge of failure probabilities, which currently constitutes a broad research field in radiological protection. This research work proposes the development of fault trees, suggesting paths to quantify probabilistically the occurrence of potential exposures, as well as probabilities to reach a certain level of dose. We believe that the potential of ICT shall contribute greatly to provide information where it is needed, stimulating development in this large country where it is a strong challenge to ensure access to information to as many people as possible, minimizing costs and optimizing results.

O uso e a aplicação cada vez mais constante da tecnologia nuclear consistente em áreas relacionadas à saúde, energia, industrial, bélica, agrícola, entre outras, faz com que haja a necessidade de uma regulamentação de acordo com os padrões de segurança e proteção radiológica internacionais. Dessa forma, utilizando-se de conceitos provenientes do Direito Constitucional, do Direito Ambiental e do Direito do Trabalho, o enfoque da presente pesquisa foi investigar a difícil questão da competência nuclear e a competência ambiental, a impossibilidade de legislar dos Estados, bem como a falta de regulamentação sobre Rejeitos radioativos. Para tanto, foram atualizados e revisados critérios e métodos de interpretação constitucional para solucionar possíveis antinomias jurídicas advindas de múltipla positivação de normas pelos entes federados que dificultam tanto o asseguramento quanto o aprimoramento da Proteção radiológica do trabalhador e do meio ambiente. Finalmente, a hipótese considerada demonstrou que as mudanças na estrutura legislativa nas três esferas de poderes são necessárias, visando à aplicabilidade de responsabilidade legal na esfera nuclear, principalmente no que se refere às entidades administrativas e estatais. / The use and increasingly steady application of consistent nuclear technology in areas related to health, energy, industrial, war, agriculture, among others, means that there is a need for regulation in accordance with the safety standards and international radiological protection . Thus, using concepts from the Constitutional Law, Environmental Law and Labor Law, the focus of this research was to investigate the difficult issue of nuclear competence and environmental responsibility, the impossibility of legislating states, as well as the lack of regulation on radioactive waste. Therefore, it has been updated and revised criteria and methods of constitutional interpretation to solve possible legal antinomies arising from multiple positivation of the federal entities rules that hinder both the assurance and the improvement of radiation protection of workers and the environment. Finally, the working hypothesis has shown that changes in the legislative framework in the three spheres of power is needed in order to applicability of legal liability in the nuclear sphere, especially with regard to administrative and state entities