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.