O ser humano está constantemente exposto a diversas fontes de radiação. Dentre elas, destacam-se as fontes naturais, que atingem a população mundial a uma taxa relativamente constante durante um longo período de tempo. Estima-se que a dose anual média recebida pela população devido às fontes naturais seja de 2,4 mSv a-1. Alguns balneários e spas encontrados pelo mundo são de grande importância quando se consideram os aspectos de proteção radiológica, pois concentram concentrações significativas de radionuclídeos, como por exemplo, o gás 222Rn. Embasado nisto, foi realizada a dosimetria de Rn222 no ar para trabalhadores e indivíduos do público em dois balneários brasileiros, o balneário municipal de Águas de Lindóia no estado de São Paulo e o balneário Thermas Antônio Carlos, na cidade de Poços de Caldas, estado de Minas Gerais. Utilizou-se o método de detecção passiva, com o uso de detectores sólidos de traços do tipo CR-39® (Columbia Resin) inseridos em câmaras de difusão do tipo NRBP® (National Radiological Protection Board). As concentrações de Rn222 no ar variaram de 27 ± 4 Bq m-3 a 16451 ± 298 Bq m-3 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 35 ± 3 Bq m-3 a 156 ± 4 Bq m-3 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Foram considerados três cenários de exposição para a avaliação de dose nos dois balneários. O primeiro cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que aplicam os banhos termais nos usuários, o segundo cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que realizam manutenções nas fontes termais e o terceiro cenário abrange os frequentadores assíduos dos banhos termais. Os valores de dose efetiva encontrados no balneário municipal de Águas de Lindóia e no balneário Thermas Antônio Carlos, respectivamente, considerando o 1° cenário variam de 0,10 a 0,34 mSv a-1 e 0,17 a 0,33 mSv a-1. Os valores encontrados, considerando o 2° cenário variam de 0,24 a 9,9 mSv a-1 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 0,03 a 0,09 mSv a-1 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Considerando o 3° cenário, os valores de dose encontrados variam de 0,01 a 0,02 mSv a-1 para ambos balneários. / Human beings are constantly exposed to different sources of radiation. Among them, the natural sources, which reach the world\'s population at a relatively constant rate for a long period of time, are highlighted. It is estimated that the average annual dose received by the population due to natural sources is 2.4 mSv y-1. Some bathhouses and spas found around the world are of great importance when considering the aspects of radiological protection, because they concentrate significant concentrations of radionuclides, for instance, the 222Rn gas. Based on this, the dosimetry of 222Rn in the air was performed for workers and individuals of the public in two brazilian bathhouses; Águas de Lindóia municipal bathhouse in the state of São Paulo and Thermas Antônio Carlos bathhouse in the city of Poços de Caldas, state of Minas Gerais. The passive detection method was used, with the use of solid detectors of type CR-39® (Columbia Resin) inserted in diffusion chambers of the type NRBP® (National Radiological Protection Board). The concentrations of 222Rn in the air ranged from 27 ± 4 Bq m-3 to 16451 ± 298 Bq m-3 for the Águas de Lindóia Municipal bathhouse and 35 ± 3 Bq m-3 to 156 ± 4 Bq m-3 for the Thermas Antônio Carlos bathhouse. Three exposure scenarios were considered for the dose assessment in both bathhouses. The first scenario corresponds to the exposure of workers who apply thermal baths to users, the second scenario corresponds to the exposure of workers who perform maintenance in the hot springs and the third scenario covers the assiduous regulars of the thermal baths. The effective dose values found in the Águas de Lindóia Municipal bathhouse and in the Thermas Antônio Carlos bathhouse, respectively, considering the first scenario range from 0.10 to 0.34 mSv y-1 and 0.17 to 0.33 mSv y-1. The value found, considering the second scenario range from 0.24 to 9.9 mSv y-1 to the Águas de Lindóia bathhouse and from 0.03 to 0.09 mSv y-1 to the Thermas Antônio Carlos bathhouse. Considering the third scenario, the dose values found range from 0.01 to 0.02 mSv y-1 for both bathhouses.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.