The use of ionizing radiations, x-rays, are the services of hemodynamic which aim to perform the diagnosis and the therapy of many kinds of heart illnesses. In the Services of Hemodynamic the most preoccupying aspects concerning the levels of radiation exposure not only of the patients but of medical team as well, is the time of which exposure occurs. As means of reducing the time of total exposure which is extremely dependent on the behavior of the professionals during the procedure, it can be cited the reduction of the time of the total exposure the position of the team into the room, the use of equipments of individual protection, and the distance of the tube intensifier of the images concerning the patient, among other factors. The application of these means of reduction of the exposure is variable according to the medical teams. So, the proposal of this work is to reduce the levels of exposure of an independent form of that form the medical team are using these equipments. It is proposed the use of additional filters in the exit of the x-ray in the three equipments of different generations, HEMOCOR SM - Interventionist Cardiology, Heart Institute - ICOR and the University Hospital of Santa Maria-HUSM, with the main objective of reducing the radiation of low energy that increase the exposure of patients and medical team. The principal difficulty faced with the use of the filters is the reduction of the quality of the image, that is, the loss of information aiming to correct the diagnosis. In order to quantify the quality of the image, a simulator was mounted with plates of aluminum and with other devices overlapping them to make it possible to measure and to compare the obtained images. In order to avoid doubting the evaluation of the images produced among the observers (inter-observers) and even among the own observatory (intra-observer), methods of analyze of images (threshold, histogram, surface 3D) was used, where it is possible to measure the relation sign noise, the special resolution, the contrast and the definition of the area of the sign. It was used ionization chambers which were placed in the position of the entrance of the skin of the patient, in the entrance in the tube intensifier and in the position of the hemodynamic doctor in order to quantify the reduction of doses when the filters were added. After they chose of the ideal filter for every type of the equipment, it was measured the effective dose of hemodynamic , using personal dosimeters during the clinical procedures. These effective doses were compared with those obtained without the use of filters for the same clinical procedures. So, it was possible to quantify the real reduction of the exposure of the medical team. In the case of HUSM, in the fluoroscopy-type, the adding filtration of 0,29 mm of Cu more 1 mm of Al showed the better results, allowing a reduction in the Rate of Kerma in the Air in the Entrance of the Skin of the Patient of 55,89% and a reduction of Rate of Kerma in the Air at 70 cm of distance in the direction of the hemodynamic doctor of 38,8%. Already, in the pencil-type, the additional filtration of 0,29 mm of Cu plus 2 mm of Al showed better results, allowing a reduction in the Rate of Kerma in the Air in the Entrance of the Skin of the Patient at 80,3% and a reduction of Rate of Kerma in the Air at 70 cm of distance in the direction of the hemodynamic doctor of 68,55%. For the HEMOCOR, in the fluoroscopy-type the additional filtration of 0,29 mm de Cu plus 2 mm of Al presented better results, allowing a reduction in the Rate of Kerma in the Air in the Entrance of the Skin of the Patient of 48,81% and a reduction in the Rate of Kerma in the Air at 70 cm of distance in the direction of the hemodynamic doctor of 23,91%. Already in the pencil-type, the additional filtration of 0,29 mm de Cu more 2 mm of Al presented the better results, allowing a reduction in the Rate of Kerm in the Air in the Entrance of the Skin of the Patient of 72,53% and a reduction in the Rate of Kerma in the Air at 70 cm of distance in the direction of the hemodynamic doctor of 52,30%. For the ICOR, in the fluoroscopy-type, it was not possible to collect information, because the equipment does not produce images DICOM, nor it keeps the last image in the monitor. Already, in the pencil-type, the additional filtration of 0,58 mm of Cu plus 1 mm of Al presented better results, allowing a reduction in the Rate of Kerma in the Air in the Entrance of the Skin of the Patient of 82,27% and a reduction in the Rate of the Kerma in the air at 70 cm of distance in the direction of the hemodynamic doctor of 75%. In the analysis of the personal dosimeter held in the HUSM, it was possible to calculate a global reduction of dose of 55%. So, it can be said that, with the use of additional filters, the dose of radiation in the patient and medical team can be reduced without damage of the diagnosis. This reduction is still more significant for the professionals that work in more than one service of Hemodynamic. / No âmbito do uso das radiações ionizantes, raios X, estão os Serviços de Hemodinâmica que tem como objetivo realizar o diagnóstico e a terapia de diversos tipos de doenças cardiovasculares. Nos Serviços de Hemodinâmica, os aspectos mais preocupantes em relação aos níveis de exposição às radiações, tanto do paciente quanto da equipe médica, é o longo tempo de exposição. Como meios de reduzir os níveis de radiação, que são extremamente dependentes do comportamento dos profissionais durante o procedimento, pode-se citar a redução do tempo de exposição total, a melhor posição da equipe dentro da sala, o uso dos equipamentos de proteção individual, a menor distância do tubo intensificador de imagens em relação ao paciente, dentre outros fatores. A aplicação destes meios de redução das exposições é variável de acordo com as equipes médicas. Assim, a proposta deste trabalho é reduzir os níveis de exposição de uma forma independente da equipe médica que esteja utilizando estes equipamentos. Propõese o uso de filtros adicionais na saída do tubo de raios X em três equipamentos de diferentes gerações, HEMOCOR SM Cardiologia Intervencionista, Instituto do Coração de Santa Maria ICOR e Hospital Universitário de Santa Maria - HUSM, com o objetivo principal de reduzir as radiações de baixa energia que aumentam a exposição do paciente e da equipe médica. A principal dificuldade a ser enfrentada com o uso dos filtros é a redução da qualidade da imagem, ou seja, a perda de informação visando o correto diagnóstico. Para quantificar-se a qualidade da imagem montou-se um simulador com placas de alumínio e com outros dispositivos nelas sobrepostos que possibilitam mensurar e comparar as imagens adquiridas. Para evitar-se dúvidas da avaliação das imagens geradas entre observadores (interobservadores) e mesmo entre o próprio observador (intra-observador), utilizouse métodos de análise de imagens (threshold, histograma, superfície 3D), onde pode-se medir a relação sinal ruído, a resolução espacial, o contraste e a definição da área do sinal. Utilizaram-se câmaras de ionização dispostas na posição da entrada da pele do paciente, na entrada do tubo intensificador de imagens e na posição do médico hemodinamicista para quantificar-se a redução das doses ao adicionar-se os filtros. Após a escolha do filtro ideal para cada tipo de equipamento mediu-se a dose efetiva do médico hemodinamicista, utilizando-se dosímetros pessoais durante os procedimentos clínicos. Estas doses efetivas foram comparadas com as obtidas sem o uso de filtros para os mesmos procedimentos clínicos. Desta forma pode-se quantificar a redução real da exposição da equipe médica. No caso do HUSM, no modo fluoroscopia a filtração adicional de 0,29 mm de Cu mais 1 mm de Al apresentou os melhores resultados, permitindo uma redução na Taxa de Kerma no Ar na Entrada da Pele do Paciente de 55,89% e uma redução da Taxa de Kerma no Ar a 70 cm de distância na direção do médico hemodinamicista de 38,8%. Já, no modo grafia, a filtração adicional de 0,29 mm de Cu mais 2 mm de Al apresentou os melhores resultados, permitindo uma redução na Taxa de Kerma no Ar na Entrada da Pele do Paciente de 80,3% e uma redução da Taxa de Kerma no Ar a 70 cm de distância na direção do médico hemodinamicista de 68,55%. Para o HEMOCOR, no modo fluoroscopia a filtração adicional de 0,29 mm de Cu mais 2 mm de Al apresentou os melhores resultados, permitindo uma redução na Taxa de Kerma no Ar na Entrada da Pele do Paciente de 48,81% e uma redução da Taxa de Kerma no Ar a 70 cm de distância na direção do médico hemodinamicista de 23,91%. Já, no modo grafia, a filtração adicional de 0,29 mm de Cu mais 2 mm de Al apresentou os melhores resultados, permitindo uma redução na Taxa de Kerma no Ar na Entrada da Pele do Paciente de 72,53% e uma redução da Taxa de Kerma no Ar a 70 cm de distância na direção do médico hemodinamicista de 52,30%. Para o ICOR, no modo fluoroscopia não foi possível coletar informações, pois o equipamento não gera imagens DICOM, nem mantém a última imagem no monitor. Já, no modo grafia, a filtração adicional de 0,58 mm de Cu mais 1 mm de Al apresentou os melhores resultados, permitindo uma redução na Taxa de Kerma no Ar na Entrada da Pele do Paciente de 87,27% e uma redução da Taxa de Kerma no Ar a 70 cm de distância na direção do médico hemodinamicista de 75%. Na análise da dosimetria pessoal realizada no HUSM, foi possível calcular uma redução global de dose de 55%. Desta forma pode-se afirmar que, com o uso dos filtros adicionais, a dose de radiação no paciente e equipes médicas pode ser reduzida sem prejuízo do diagnóstico. Esta redução é ainda mais significativa para os profissionais que trabalham em mais de um Serviço de Hemodinâmica.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:49Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8634_1.pdf: 1784772 bytes, checksum: 8fd517fc2d3fb09302f697d0aba20ae8 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2008 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Em Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET), os profissionais de saúde estão expostos a fótons de 511 keV, resultante do processo de aniquilação pósitron-elétron. Este valor é cerca de quatro vezes superior à energia média dos fótons com 140 keV, normalmente emitida em ambiente envolvendo Tomografia por Emissão de Fóton Único (SPECT). Apesar disso, aventais equivalentes a 0,5 mm de chumbo que já vem sendo utilizados em tarefas envolvendo a SPECT são empregados, também, na PET, independentemente da energia dos fótons emitidos. Neste contexto, este trabalho teve como objetivo avaliar a eficácia dos aventais equivalentes a 0,5 mm de chumbo na radioproteção individual de profissionais envolvidos em procedimentos para exames por PET. Para tanto, a energia média depositada por partícula foi calculada utilizando o método Monte Carlo, com auxílio do código MCNP4C, nas regiões correspondentes às grandezas operacionais Hp(10) e Hp(0,07), em duas situações de exposição individual: com e sem o uso do avental. Os resultados obtidos indicam que na região Hp(10) a dose absorvida com avental é estatisticamente igual a sem o uso do avental. Em relação à região Hp(0,07), o uso do avental acarreta um aumento de até 26% para a dose absorvida. Com base neste trabalho, aventais equivalentes a 0,5 mm de chumbo não oferecem proteção adequada aos profissionais de saúde envolvidos em procedimentos com Tomografia por Emissão de Pósitrons

A dose resultante da contaminação interna pode ser estimada por meio de modelos biocinéticos em conjunto com os resultados experimentais obtidos de medidas de bioanálise e do conhecimento do momento da incorporação. Os modelos biocinéticos são representados por um conjunto de compartimentos que expressam o transporte, a retenção e a eliminação dos radionuclídeos do organismo. As publicações 66, 78 e 100 da ICRP apresentam modelos compartimentais para o trato respiratório, trato gastrointestinal e de distribuição sistêmica para diversos radionuclídeos de interesse para a proteção radiológica. O objetivo deste trabalho é desenvolver um código computacional para utilização em Dosimetria Interna considerando os principais radionuclídeos de interesse do IPEN do ponto de vista das exposições ocupacionais, tanto em situações rotineiras como também em casos acidentais, de modo a servir de ferramenta ágil e eficiente na construção, visualização e resolução de modelos compartimentais de qualquer natureza. A arquitetura do sistema foi concebida contendo dois programas independentes: CBT - responsável pela criação e manipulação dos modelos, e SSID - responsável pela resolução matemática dos mesmos. São oferecidas quatro técnicas diferentes para a resolução do sistema de equações incluindo métodos semi-analíticos e numéricos, onde se pode comparar a precisão e o desempenho destas. O desenvolvimento foi feito na linguagem de programação C#, utilizando um banco de dados Microsoft Access e o padrão XML para a troca de arquivos com outros aplicativos. Para a validação do programa CBT foram construídos os modelos de compartimentos para os radionuclídeos urânio, tório e iodo. Com o programa SSID os modelos foram resolvidos e os resultados comparados com os valores publicados pela ICRP 78. Em todos os casos, o sistema desenvolvido conseguiu reproduzir os valores publicados pela ICRP. / The dose resulting from internal contamination can be estimated with the use of biokinetic models combined with experimental results obtained from bioanalysis and assessment of the time of incorporation. The biokinetics models are represented by a set of compartments expressing the transportation, retention and elimination of radionuclides from the body. The ICRP publications, number 66, 78 and 100, present compartmental models for the respiratory tract, gastrointestinal tract and for systemic distribution for an array of radionuclides of interest for the radiological protection. The objective of this work is to develop a computational code for the internal doses assessment of the main radionuclides of occupational exposure at IPEN. Consequently serving as a agile and efficient tool for the designing, visualization and resolution of compartmental models of any nature. The architecture of the system was conceived containing two independent software: CBT responsible for the setup and manipulation of models and SSID responsible for the mathematical solution of the models. Four different techniques are offered for the resolution of system of equations, including semi-analytical and numerical methods, allowing for comparison of precision and performance of both. The software was developed in C# programming, using a Microsoft Access database and XML standards for file exchange with other applications. Compartmental models for uranium, thorium and iodine radionuclides were generated for the validation of the CBT software. The models were subsequently solved via SSID software and the results compared with the values published in the issue 78 of ICRP. In all cases the system replicated the values published by ICRP.

RESUMO O objetivo deste estudo foi obter as densidades radiográficas de diferentes filmes periapicais por meio de um programa computadorizado que utiliza a imagem equivalente em alumínio (alumínio-equivalente). Avaliaram-se os filmes Agfa Dentus M2 “Comfort", Kodak InSight, Kodak Ektaspeed Plus, Kodak Ultra-speed e Kodak D. Todos foram expostos aos raios X juntamente com um escalímetro de Alumínio, variando-se o tempo de exposição (0,1 a 1 segundo). Após a leitura das densidades radiográficas construiu-se um gráfico para compararmos as propriedades sensitométricas dos filmes. O filmes mais sensíveis foram o Agfa Dentus M2 “Comfort" e o Kodak InSight, e os menos sensíveis o Kodak Ultra-speed e o Kodak D. Os filmes Agfa Dentus M2 “Comfort" e Kodak InSight apresentaram os maiores contrastes. Os resultados obtidos por este método indicam que deve-se utilizar os filmes Agfa Dentus M2 “Comfort" e Kodak InSight para reduzir a dose de radiação recebida pelo paciente. / ABSTRACT The aim of this study was to obtain radiographic densities from different dental intraoral x-ray films through a software using aluminium-equivalent image. The densities had been measured in order to compare dental x-ray films in terms of speed, base plus fog, and contrast. Agfa Dentus M2 “Comfort", Kodak InSight, Kodak Ektaspeed Plus, Kodak Ultra-speed and Kodak D-speed films were evaluated. All films were exposed together with aluminium wedge, at times ranging from 0,1-1 second. By plotting a graphic of density against exposure, sensitometric properties were compared. Agfa Dentus M2 “Comfort" and Kodak InSight films obtained the highest film speed; Kodak Ultra-speed and Kodak D-speed films exhibited the lowest sensitivity. Agfa Dentus M2 “Comfort" and Kodak InSight films had presented valuesm to contrast superior to other films. Therefore, Agfa Dentus M2 “Comfort" and Kodak InSight films must be recommended to minimize the radiation dose to the patient.

Em 1958 a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR) propôs a primeira filosofia do sistema de limitação de dose, introduzindo os Limites Anuais Máximos Permissíveis (LAMP). O grande avanço da era nuclear nas últimas décadas impôs novos paradigmas e a necessidade de atualização da filosofia em questão. O presente trabalho tem por objetivo apresentar uma análise da evolução da filosofia do sistema de limitação de dose, desde a década de 50 até os dias atuais. A primeira mudança de paradigma se deu com a criação dos Limites Anuais Máximos Admissíveis (LAMA), ainda vigentes. Por meio de um cuidadoso estudo das publicações do Organismo Internacional de Energia Atômica (OIEA) e das recomendações da CIPR, foi possível evidenciar e detalhar o processo de evolução dos LAMA ao longo das últimas décadas. A pesquisa aborda momentos-chaves que impulsionaram mudanças na filosofia do sistema de limitações de dose como, por exemplo, a crise internacional do petróleo e suas implicações no desenvolvimento da área nuclear. A comparação entre as diversas publicações das duas entidades (OIEA e CIPR) permitiu um estudo aprofundado desde o surgimento dessas filosofias até suas últimas publicações. Os resultados deste estudo apontam importantes informações que constam em publicações da CIPR, hoje consideradas \"superseded\", que não são encontradas nas publicações atuais. O OIEA, que elabora suas recomendações baseado na filosofia da CIPR, também não aborda as referidas informações. Por meio da presente pesquisa, foi possível evidenciar e detalhar valiosas informações que se perderam durante o processo de atualização das publicações e edição de recomendações de ambas as entidades. Este trabalho se propõe a apresentar essas informações, que foram estudadas em profundidade, discutindo seu real valor, propondo à comunidade internacional novas reflexões sobre a importância e a possibilidade de reintroduzir as informações perdidas em futuras publicações. / In 1958 the International Commission on Radiological Protection (ICRP) first proposed the philosophy of the dose limitation system by introducing the Permissible Maximum Annual Limits (PMAL). The breakthrough of the nuclear age in recent decades has imposed new paradigms and the need to update the philosophy in question. This work aims to present an analysis about the philosophy evolution of the dose limitation system, from the 50\'s to the present day. The first paradigm shift occurred with the creation of Allowable Maximum Annual Limits (AMAL), still in force. Through a careful study of the International Atomic Energy Agency (IAEA) publications and the ICRP recommendations, it was possible to highlight and detail the process of evolution of AMAL over the past decades. The research addresses key moments that have driven change in the philosophy of the dose limitation system, for example, the international oil crisis and its implications in the development of nuclear area. The comparison of the various publications of the two entities (IAEA and ICRP) allowed a thorough study since the emergence of these philosophies to their latest publications. The results of this study indicate important information contained in ICRP publications, now considered \"superseded\", which are not found in current publications. The IAEA, which prepares its recommendations based on the philosophy of the ICRP, also does not address such information. Through this research, it was possible clear and detail valuable information that was lost during the process of updating publications and editing recommendations of both entities. This study aims to present this information, which were studied in depth, discussing their real value, proposing to the new international community reflections on the importance and the possibility of reintroducing the lost information in future publications.

O presente trabalho tratou do estudo dos riscos apresentados pelos radioisótopos após serem submetidos aos efeitos da detonação de um artefato explosivo. O estudo permitiu a obtenção de dados baseados em pesquisas bibliográficas, documentais, cálculos e softwares, possibilitando análises das consequências resultantes de artefatos explosivos contendo radioisótopos. O objetivo deste trabalho foi a obtenção de conhecimentos quanto à potencialidade destrutiva do explosivo denominado emulsão, composto principalmente por nitrato de amônia, bem como das propriedades do cobalto, iodo e do irídio que farão parte da carga destes explosivos. Supomos que à emulsão fossem acrescentadas as atividades de 1,5.102 TBq de cobalto-60, 3,7.10-3 TBq de iodo-131 e 3,7 TBq de irídio-192 que são suas atividades representativas em radioterapia, medicina nuclear e gamagrafia respectivamente. Avaliamos a progressão da pluma radioativa a partir do epicentro da explosão, possibilitando análises dos valores das doses, da distribuição e do alcance, a partir do epicentro, dos radioisótopos estudados. A simulação da progressão da pluma radioativa foi realizada por cálculos e simulação computacional fazendo uso dos programas Blast/FX Explosive Effects Analysis Software e The HotSpot Health Physics Codes - Version 2.07.2. No trabalho só foram estudadas as doses resultantes da exposição externa considerando que todo material radioativo volatizou. Foi deixado para estudos futuros calcular as doses internas e no pulmão bem como as doses resultantes de estilhaços radioativos produzidos na explosão. / This job devotes to the study of the radioisotopes risks, after the effects of an explosion of an explosive device. This study developes data based on bibliographies, documents, calculation and also software, and as a result, could provide analysis of an explosive device blast with radioisotopes. The purpose of this work is to provide knowlegde about the potencial destructive result of a blast of an explosive called emulsion, made with ammonia nitrate, and also with cobalt properties, iodine and iridium of a explosive charge. To this emulsion were added activities of 1,5.102 TBq of Cobalt-60, 3,7.10-3 TBq of iodine-131 and 3,7 TBq of iridium-192. Such activities are seen in radioterapy, nuclear medicine and gamagraphy. It could consider the radioative plume progress from the blast epicenter, in order to analyse the value of the dose, the distribution and the distance from the epicenter of the radioisotope studied. The simulation of the radioative plume progress was made with calculation and computer software, such as Blast/FX Explosive effects analysis software and The Hotspot health physics Codes version 2.07.2. In this study was only possible to check the doses from the external effects, to consider the fact that all radioative material result in volatization. It´s important to say that we left for future studies the calculation of the internal doses and inside the lung, and also the doses of the radioative shrapnel from the blast.

O presente trabalho tratou do estudo dos riscos apresentados pelos radioisótopos após serem submetidos aos efeitos da detonação de um artefato explosivo. O estudo permitiu a obtenção de dados baseados em pesquisas bibliográficas, documentais, cálculos e softwares, possibilitando análises das consequências resultantes de artefatos explosivos contendo radioisótopos. O objetivo deste trabalho foi a obtenção de conhecimentos quanto à potencialidade destrutiva do explosivo denominado emulsão, composto principalmente por nitrato de amônia, bem como das propriedades do cobalto, iodo e do irídio que farão parte da carga destes explosivos. Supomos que à emulsão fossem acrescentadas as atividades de 1,5.102 TBq de cobalto-60, 3,7.10-3 TBq de iodo-131 e 3,7 TBq de irídio-192 que são suas atividades representativas em radioterapia, medicina nuclear e gamagrafia respectivamente. Avaliamos a progressão da pluma radioativa a partir do epicentro da explosão, possibilitando análises dos valores das doses, da distribuição e do alcance, a partir do epicentro, dos radioisótopos estudados. A simulação da progressão da pluma radioativa foi realizada por cálculos e simulação computacional fazendo uso dos programas Blast/FX Explosive Effects Analysis Software e The HotSpot Health Physics Codes - Version 2.07.2. No trabalho só foram estudadas as doses resultantes da exposição externa considerando que todo material radioativo volatizou. Foi deixado para estudos futuros calcular as doses internas e no pulmão bem como as doses resultantes de estilhaços radioativos produzidos na explosão. / This job devotes to the study of the radioisotopes risks, after the effects of an explosion of an explosive device. This study developes data based on bibliographies, documents, calculation and also software, and as a result, could provide analysis of an explosive device blast with radioisotopes. The purpose of this work is to provide knowlegde about the potencial destructive result of a blast of an explosive called emulsion, made with ammonia nitrate, and also with cobalt properties, iodine and iridium of a explosive charge. To this emulsion were added activities of 1,5.102 TBq of Cobalt-60, 3,7.10-3 TBq of iodine-131 and 3,7 TBq of iridium-192. Such activities are seen in radioterapy, nuclear medicine and gamagraphy. It could consider the radioative plume progress from the blast epicenter, in order to analyse the value of the dose, the distribution and the distance from the epicenter of the radioisotope studied. The simulation of the radioative plume progress was made with calculation and computer software, such as Blast/FX Explosive effects analysis software and The Hotspot health physics Codes version 2.07.2. In this study was only possible to check the doses from the external effects, to consider the fact that all radioative material result in volatization. It´s important to say that we left for future studies the calculation of the internal doses and inside the lung, and also the doses of the radioative shrapnel from the blast.

Em 1958 a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR) propôs a primeira filosofia do sistema de limitação de dose, introduzindo os Limites Anuais Máximos Permissíveis (LAMP). O grande avanço da era nuclear nas últimas décadas impôs novos paradigmas e a necessidade de atualização da filosofia em questão. O presente trabalho tem por objetivo apresentar uma análise da evolução da filosofia do sistema de limitação de dose, desde a década de 50 até os dias atuais. A primeira mudança de paradigma se deu com a criação dos Limites Anuais Máximos Admissíveis (LAMA), ainda vigentes. Por meio de um cuidadoso estudo das publicações do Organismo Internacional de Energia Atômica (OIEA) e das recomendações da CIPR, foi possível evidenciar e detalhar o processo de evolução dos LAMA ao longo das últimas décadas. A pesquisa aborda momentos-chaves que impulsionaram mudanças na filosofia do sistema de limitações de dose como, por exemplo, a crise internacional do petróleo e suas implicações no desenvolvimento da área nuclear. A comparação entre as diversas publicações das duas entidades (OIEA e CIPR) permitiu um estudo aprofundado desde o surgimento dessas filosofias até suas últimas publicações. Os resultados deste estudo apontam importantes informações que constam em publicações da CIPR, hoje consideradas \"superseded\", que não são encontradas nas publicações atuais. O OIEA, que elabora suas recomendações baseado na filosofia da CIPR, também não aborda as referidas informações. Por meio da presente pesquisa, foi possível evidenciar e detalhar valiosas informações que se perderam durante o processo de atualização das publicações e edição de recomendações de ambas as entidades. Este trabalho se propõe a apresentar essas informações, que foram estudadas em profundidade, discutindo seu real valor, propondo à comunidade internacional novas reflexões sobre a importância e a possibilidade de reintroduzir as informações perdidas em futuras publicações. / In 1958 the International Commission on Radiological Protection (ICRP) first proposed the philosophy of the dose limitation system by introducing the Permissible Maximum Annual Limits (PMAL). The breakthrough of the nuclear age in recent decades has imposed new paradigms and the need to update the philosophy in question. This work aims to present an analysis about the philosophy evolution of the dose limitation system, from the 50\'s to the present day. The first paradigm shift occurred with the creation of Allowable Maximum Annual Limits (AMAL), still in force. Through a careful study of the International Atomic Energy Agency (IAEA) publications and the ICRP recommendations, it was possible to highlight and detail the process of evolution of AMAL over the past decades. The research addresses key moments that have driven change in the philosophy of the dose limitation system, for example, the international oil crisis and its implications in the development of nuclear area. The comparison of the various publications of the two entities (IAEA and ICRP) allowed a thorough study since the emergence of these philosophies to their latest publications. The results of this study indicate important information contained in ICRP publications, now considered \"superseded\", which are not found in current publications. The IAEA, which prepares its recommendations based on the philosophy of the ICRP, also does not address such information. Through this research, it was possible clear and detail valuable information that was lost during the process of updating publications and editing recommendations of both entities. This study aims to present this information, which were studied in depth, discussing their real value, proposing to the new international community reflections on the importance and the possibility of reintroducing the lost information in future publications.

Este estudo foi desenvolvido no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN mais especificamente, no Centro de Radiofarmácia - CR que realiza pesquisa e processamento de radiosótopos como o 99Mo, 131I, 123I, 67Ga, 201Tl, 18F, 177Lu e 153Sm para uso em medicina nuclear. Os radioisótopos são produzidos em escala industrial e a instalação foi projetada para atender aos padrões de segurança radiológica e às exigências da Garantia de qualidade. No CR há profissionais qualificados que realizam as tarefas de manutenção dos equipamentos e instrumentos, instalados nas celas de processamento de radiofármacos, sem os quais não é possível conduzir a produção com segurança e qualidade. Neste estudo foi realizada uma pesquisa denominada Pesquisa de Variáveis, baseada nas operações de manutenções e intervenções em áreas restritas do CR e no levantamento da distribuição de doses nessas tarefas no período de 2005 a 2011. Esta pesquisa tem por objetivo identificar e determinar as principais variáveis que tem impacto sobre a dose do trabalhador. Os resultados obtidos foram apresentados para variável Indivíduo Ocupacionalmente Exposto - IOE, variável Operação, variável Área/Cela, variável Tipo de Tarefa e variável Duração de Operação, em função da variável Dose. O objetivo deste trabalho foi contribuir com melhorias nas operações em áreas restritas que possam resultar em doses individuais mais baixas sem causar alterações significativas na rotina de trabalho. A análise dos resultados mostrou que a Pesquisa a Variáveis identificou os fatores que mais impactam com a dose recebida. São eles variável Operação, variável Área/Cela e variável Tipo de Tarefa. / This study was developed at IPEN - Institute of Energy and Nuclear Research more specifically in CR - Center of Radiopharmacy that conducts research and processing of radiopharmaceuticals such as 99Mo, 131I, 123I, 67Ga, 201Tl, 18F, 177Lu and 153Sm for use in nuclear medicine. The radioisotopes are produced on industrial scale and the facility was designed to meet the standards of radiation safety requirements and quality control. To ensure the production, there are qualified professionals who perform the maintenance tasks of the equipments and instruments, in the radiopharmaceuticals processing cells, to conduct the work with quality and safety. This study were based in a research called \"Search of Variables\", for the operations carried out in restricted areas of CR, taking into account the doses distribution data for these tasks, from 2005 to 2011. This research aims to identify and determine the key variables that impact on the worker\'s dose. The results were presented for the following variables: Individual occupationally exposed - IOE, operation variable, Area/Cell, Type of Task and Duration of Operation, which depend on the variable Dose. The main objective is to contribute to the improvements in operations in restricted areas that may result in lower individual doses without causing significant changes in the working routine. The results have shown the variable that most affect the dose of the workers, which are: the variable Operation, the variable Area/Cell and the variable Type of Task.

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.