Com o objetivo de monitorar o crescente número de trabalhadores potencialmente expostos à radiação de nêutrons, foi projetado e desenvolvido um dosímetro individual para campos mistos nêutron-gama. O dosímetro proposto foi caracterizado para o espectro de energia de uma fonte de Amerício-Berílio e para o intervalo de dose de interesse da proteção radiológica (até 20 mSv). Para tanto utilizou-se a dosimetria termoluminescente de albedo e a dosimetria de traços nucleares, técnicas consagradas na literatura internacional, empregando materiais de fabricação nacional e de baixo custo. Um policarbonato comercial, denominado SS-1, foi caracterizado para aplicação como detector sólido de traços nucleares. Os parâmetros para revelação química e ampliação dos traços, assim como a metodologia de avaliação dos detectores foram determinados. Estudou-se a resposta dos detectores TLD-600, TLD-700 e SS-1 em campos mistos nêutrongama de uma fonte de Amerício-Berílio e definiu-se um algoritmo para cálculo da dose de nêutrons e de radiação gama. A razão entre as respostas para nêutrons térmicos, de albedo e rápidos permite analisar o espectro ao qual o dosímetro foi submetido e corrigir a resposta do detector de traços para variações no ângulo de incidência da radiação. O novo dosímetro está pronto e apresenta desempenho para ser usado como dosímetro de nêutrons no Brasil. / An individual dosimeter for neutron-gamma mixed field dosimetry was design and developed aiming monitoring the increasing number of workers potentially exposed to neutrons. The proposed dosimeter was characterized to an Americium-Beryllium source spectrum and dose range of radiation protection interest (up to 20 mSv). Thermoluminescent albedo dosimetry and nuclear tracks dosimetry, traditional techniques found in the international literature, with materials of low cost and national production, were used. A commercial polycarbonate, named SS-1, was characterized for solid state tack detector application. The chemical etching parameters and the methodology of detectors evaluation were determined. The response of TLD-600, TLD-700 and SS-1 were studied and algorithms for dose calculation of neutron and gamma radiation of Americium- Beryllium sources were proposed. The ratio between thermal, albedo and fast neutrons responses, allows analyzing the spectrum to which the dosimeter was submitted and correcting the track detector response to variations in the radiation incidence angle. The new dosimeter is fully characterized, having sufficient performance to be applied as neutron dosimeter in Brazil.

A exposição da população em geral à radiação ionizante surge principalmente a partir de fontes naturais. A principal contribuição é decorrente da inalação do radônio (Rn-222), um gás que ocorre naturalmente (UNSCEAR, 2000). A concentração de Rn-222 num ambiente é controlada por fatores como a permeabilidade do solo e teor de água, a variabilidade meteorológica, características de construção da fundação e da pressão diferencial positivo habitual entre o solo e o ambiente interno. Estudos indicam que a concentração de radônio, apresenta uma variação significativa no subsolo, térreo e andares superiores das edificações. O objetivo deste estudo é determinar os níveis de radônio, nos subsolos, térreos e andares acima do nível do solo, em uma universidade na cidade de São Paulo e um edifício residencial na cidade de Peruíbe. As medidas de Rn-222 foram realizadas através do método passivo com detectores de traços nucleares de estado sólido (CR-39). Os ambientes estudados apresentam concentrações de Rn-222 bastante inferiores aos valores recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica, publicados no documento de 2009, de 300 Bq/m3 para residências e 1000 Bq/m3 para locais de trabalho. No edifício residencial na cidade de Peruíbe, analisaram-se ainda, as concentrações de Ra-266, Th-232 e K-40 em materiais de construção utilizados na construção do edifício, por meio de espectrometria gama. A dose efetiva total para o morador devido à exposição externa foi de 0,8 mSv a-1, inferior ao limite de dose anual para público em geral de 1 mSv a-1. / Exposure of the general population to ionizing radiation comes mainly from natural sources. The main contribution is due to inhalation of radon (Rn-222), a gas that occurs naturally (UNSCEAR, 2000). The Rn-222 concentration in the environment is controlled by factors such as soil permeability and water content, the weather variability, materials used in the foundation and the usual positive pressure differential between the soil and the internal environment. Studies indicate that the concentration of radon shows a wide variation in the basement, ground floor and upper floors of buildings. The objective of this study is to determine radon levels in basements, ground floor and floors above ground level, at a university in the city of São Paulo and in one residential building in the city of Peruíbe. Rn-222 measurements were performed using the method with nuclear track of solid state detectors (CR-39). The studied environments present Rn-222 concentration well below the values recommended by the International Commission on Radiological Protection, published in the 2009 document, of 300 Bq/m3 for homes and 1000 Bq/m3 for the workplace. In the residential building, the concentration of Ra-266, Th-232 and K-40 in the materials used in the building construction was also analyzed, by gamma spectrometry. The effective total dose for the resident due to external exposure was 0.8 mSv y-1, lower than the annual dose limit for the general public of 1 mSv y-1.

Com o objetivo de monitorar o crescente número de trabalhadores potencialmente expostos à radiação de nêutrons, foi projetado e desenvolvido um dosímetro individual para campos mistos nêutron-gama. O dosímetro proposto foi caracterizado para o espectro de energia de uma fonte de Amerício-Berílio e para o intervalo de dose de interesse da proteção radiológica (até 20 mSv). Para tanto utilizou-se a dosimetria termoluminescente de albedo e a dosimetria de traços nucleares, técnicas consagradas na literatura internacional, empregando materiais de fabricação nacional e de baixo custo. Um policarbonato comercial, denominado SS-1, foi caracterizado para aplicação como detector sólido de traços nucleares. Os parâmetros para revelação química e ampliação dos traços, assim como a metodologia de avaliação dos detectores foram determinados. Estudou-se a resposta dos detectores TLD-600, TLD-700 e SS-1 em campos mistos nêutrongama de uma fonte de Amerício-Berílio e definiu-se um algoritmo para cálculo da dose de nêutrons e de radiação gama. A razão entre as respostas para nêutrons térmicos, de albedo e rápidos permite analisar o espectro ao qual o dosímetro foi submetido e corrigir a resposta do detector de traços para variações no ângulo de incidência da radiação. O novo dosímetro está pronto e apresenta desempenho para ser usado como dosímetro de nêutrons no Brasil. / An individual dosimeter for neutron-gamma mixed field dosimetry was design and developed aiming monitoring the increasing number of workers potentially exposed to neutrons. The proposed dosimeter was characterized to an Americium-Beryllium source spectrum and dose range of radiation protection interest (up to 20 mSv). Thermoluminescent albedo dosimetry and nuclear tracks dosimetry, traditional techniques found in the international literature, with materials of low cost and national production, were used. A commercial polycarbonate, named SS-1, was characterized for solid state tack detector application. The chemical etching parameters and the methodology of detectors evaluation were determined. The response of TLD-600, TLD-700 and SS-1 were studied and algorithms for dose calculation of neutron and gamma radiation of Americium- Beryllium sources were proposed. The ratio between thermal, albedo and fast neutrons responses, allows analyzing the spectrum to which the dosimeter was submitted and correcting the track detector response to variations in the radiation incidence angle. The new dosimeter is fully characterized, having sufficient performance to be applied as neutron dosimeter in Brazil.

A exposição da população em geral à radiação ionizante surge principalmente a partir de fontes naturais. A principal contribuição é decorrente da inalação do radônio (Rn-222), um gás que ocorre naturalmente (UNSCEAR, 2000). A concentração de Rn-222 num ambiente é controlada por fatores como a permeabilidade do solo e teor de água, a variabilidade meteorológica, características de construção da fundação e da pressão diferencial positivo habitual entre o solo e o ambiente interno. Estudos indicam que a concentração de radônio, apresenta uma variação significativa no subsolo, térreo e andares superiores das edificações. O objetivo deste estudo é determinar os níveis de radônio, nos subsolos, térreos e andares acima do nível do solo, em uma universidade na cidade de São Paulo e um edifício residencial na cidade de Peruíbe. As medidas de Rn-222 foram realizadas através do método passivo com detectores de traços nucleares de estado sólido (CR-39). Os ambientes estudados apresentam concentrações de Rn-222 bastante inferiores aos valores recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica, publicados no documento de 2009, de 300 Bq/m3 para residências e 1000 Bq/m3 para locais de trabalho. No edifício residencial na cidade de Peruíbe, analisaram-se ainda, as concentrações de Ra-266, Th-232 e K-40 em materiais de construção utilizados na construção do edifício, por meio de espectrometria gama. A dose efetiva total para o morador devido à exposição externa foi de 0,8 mSv a-1, inferior ao limite de dose anual para público em geral de 1 mSv a-1. / Exposure of the general population to ionizing radiation comes mainly from natural sources. The main contribution is due to inhalation of radon (Rn-222), a gas that occurs naturally (UNSCEAR, 2000). The Rn-222 concentration in the environment is controlled by factors such as soil permeability and water content, the weather variability, materials used in the foundation and the usual positive pressure differential between the soil and the internal environment. Studies indicate that the concentration of radon shows a wide variation in the basement, ground floor and upper floors of buildings. The objective of this study is to determine radon levels in basements, ground floor and floors above ground level, at a university in the city of São Paulo and in one residential building in the city of Peruíbe. Rn-222 measurements were performed using the method with nuclear track of solid state detectors (CR-39). The studied environments present Rn-222 concentration well below the values recommended by the International Commission on Radiological Protection, published in the 2009 document, of 300 Bq/m3 for homes and 1000 Bq/m3 for the workplace. In the residential building, the concentration of Ra-266, Th-232 and K-40 in the materials used in the building construction was also analyzed, by gamma spectrometry. The effective total dose for the resident due to external exposure was 0.8 mSv y-1, lower than the annual dose limit for the general public of 1 mSv y-1.

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.