Abstract: De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos.

Palavras-Chave: nuclear power plants; environmental impacts; icrp critical group; personnel; radioactive effluents; radioactive wastes; radioisotopes; uranium hexafluoride; radiation monitoring; radiation protection

FERREIRA, NELSON L.D. Aplicação dos conceitos de indivíduo representativo e de grupo crítico para o controle ambiental de instalações nucleares no Brasil. Orientador: Barbara Paci Mazzilli. 2014. 135 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-06102014-084721. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11805. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O início das atividades para implantação e operacionalização do Sistema de Gestão Ambiental do IPEN teve inicio em meados de 2011/2012 com o processo de regularização ambiental do IPEN/CNEN, por intermédio de seu Termo de Compromisso de Ajustamento de Conduta TCAC (IBAMA/IPEN/CNEN) demostrando as intenções do IPEN/CNEN em adequar-se ambientalmente segundo as diretrizes do IBAMA, respaldado nos aspectos legais em vigor. Esta operacionalização do SGA vem complementar as ações de licenciamento nuclear, em atendimento aos requisitos legais da Resolução CNEN Nº 112/2011, que dispõe sobre o licenciamento de instalações radiativas que utilizam fontes seladas, fontes não seladas, equipamentos geradores de radiação ionizante e instalações radiativas para produção de radioisótopos. O desenvolvimento prático da política ambiental da instituição foi o resultado do conjunto das ações dos programas institucionais, entre eles o Programa de monitoração Químico Ambiental PMQA. As informações associadas a esse Programa visam prover o IPEN de documentação técnica necessária para atendimento às legislações ambientais vigentes e ao atendimento as solicitações do TAC IBAMA referente às suas instalações localizadas na Av. Professor Lineu Prestes, nº 2.242, Cidade Universitária, Butantã, São Paulo, Capital. O Programa Monitoração Ambiental dos Compostos Químicos Estáveis do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN - PMA-Q do IPEN, executado pelo Centro de Química e Meio Ambiente CQMA, desde 2006 estabelece os requisitos básicos para a proteção da vida e da propriedade nas suas dependências, onde são manuseados produtos químicos, biológicos e radioativos e equipamentos e, contempla avaliação da qualidade dos recursos hídricos subterrâneos assim como a caracterização do efluente líquido liberado na rede coletora de esgoto do instituto. Esse Programa contempla a caracterização bimestral da qualidade da água subterrânea em nove poços de monitoramento, avaliando compostos estáveis e radioativos. As análises dos compostos estáveis são realizadas no Laboratório de Análises Químicas e Ambientais LAQA do CQMA. Um sistema de monitoramento tem o papel de acusar a influência de uma determinada fonte de poluição na qualidade da água subterrânea. A localização estratégica e a utilização racional dos poços de monitoramento, aliadas a métodos eficientes de coleta, acondicionamento e análise de amostras, permitem resultados bastante precisos sobre a influência, na qualidade da água subterrânea. A composição natural e a verificação de indícios de poluição ou contaminação das águas podem ser avaliadas por meio de parâmetros físicos, químicos e microbiológicos. Esta avaliação é fundamental para determinação da adequabilidade das águas em função do uso requerido. Desta forma, a proposta do trabalho está alinhada ao Programa de Monitoramento Ambiental dos Compostos Químicos Estáveis do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN, propondo uma caracterização hidroquímica das águas subterrâneas com o objetivo de conhecer as principais características qualitativas desse recurso. Esse conhecimento é fundamental para subsidiar as ações de controle da poluição ambiental. Com os resultados da rede de monitoramento de qualidade, obtidos nos poços tubulares, possibilitarão o estabelecimento de Valores de Referência de Qualidade VRQs para os poços de monitoramento do IPEN.

Palavras-Chave: groundwater recharge; aquifers; environmental exposure pathway; water pollution monitors; quality control; radiation monitoring; radiation protection; qualitative chemical analysis; quantitative chemical analysis; environmental policy; safety standards

SOARES, SABRINA M.V. Avaliação da qualidade da água subterrânea no campus do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. Orientador: Marycel Elena Barboza Cotrim. 2018. 90 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-10052018-151953. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29635. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A principal contribuição para a exposição externa aos seres humanos provem da radioatividade natural presente em solos, principalmente do 40K e das séries do 238U e 232Th. No presente trabalho foram determinadas as concentrações de atividade de 226Ra (série do 238U) , 232Th e 40K em amostras superficiais de areia coletadas mensalmente em 11 locais ao longo da Praia de Camburi durante o ano de 2011, selecionados para cobrir toda a extensão da praia. As amostras seladas foram medidas por espectrometria gama, após um tempo de espera de aproximadamente 30 dias, para que fosse atingido o equilíbrio radioativo nas séries do 238U e 232Th. A concentração de atividade do 226Ra foi determinada pela média ponderada das concentrações do 214Pb e do 214Bi, a concentração de atividade do 232Th pela média ponderada das concentrações do 212Pb, do 212Bi e do 228Ac. A atividade do 40K foi determinada pela sua única transição gama de 1460,8 keV. Para todas as amostras, as concentrações foram corrigidas pelos fatores de autoatenuação gama. A partir destas concentrações foram avaliados os índices radiológicos, atividade equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama externo (Hext), índice de risco à exposição gama interno (Hint), taxa de dose gama absorvida no ar (D) em nGy.h-1 e dose efetiva anual (E) em mSv.a-1. No local estudado foi realizada uma avaliação da correlação das concentrações de atividade de 226Ra, 232Th e 40K com os fatores geológicos, geográficos, climatológicos (precipitação pluviométrica e temperatura) e oceanográficos (variação da altura das marés). Devido à presença forte de monazita, a concentração de 232Th é mais elevada do que a concentração de 226Ra e 40K. As concentrações de atividade encontradas variaram de 4 Bq.kg-1 a 1380 Bq.kg-1 para o 226Ra, de 9 Bq.kg-1 a 7453 Bq.kg-1 para o 232Th e de 6 Bq.kg-1 a 504 Bq.kg-1 para o 40K. A variação encontrada para o Raeq foi de 20 Bq.kg-1 a 12077 Bq.kg-1 , para o Iγ foi de 0,07 a 42,08, para o Hext foi de 0,05 a 32,61, para o Hint foi de 0,06 a 36,34 e para a taxa de dose absorvida no ar foi de 9 nGy.h-1 a 5160 nGy.h-1. As baixas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K em todos os pontos no mês de abril estão possivelmente relacionadas aos valores máximos da variação da altura das marés e da precipitação pluviométrica. A temperatura média de Vitória durante o ano de 2011 não interfere diretamente nas variações observadas nas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K das areias. Foi realizada uma avaliação da dose efetiva anual para um indivíduo do público que frequenta a Praia de Camburi durante 8 horas diárias em 1 mês, em janeiro ou em julho, e todas as doses encontradas estão abaixo do limite de 1 mSv.a-1, recomendado pela ICRP 60 para público em geral.

Palavras-Chave: gamma dosimetry; gamma spectroscopy; natural radioactivity; monazites; sand; contamination; radiation monitoring; potassium 40; uranium 238; thorium 232; radium 226; lead; soils; brazil

BARROS, LIVIA F. Avaliação da variação da radioatividade natural em areias da Praia de Camburi-Vitória-Espírito Santo com fatores climatológicos e geológicos da região. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2013. 127 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-18022014-141741. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10591. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Irradiadores comerciais de grande porte são projetados para processarem grandes quantidades de produtos com altas doses, por exposição à radiação gama. A irradiação em escala industrial é efetuada de forma dinâmica, em que os produtos percorrem um caminho em torno de uma fonte de radiação, geralmente de 60Co, cuja atividade é da ordem de TBq a PBq (kCi a MCi). A dose será diretamente proporcional ao tempo transcorrido pelo material para percorrer este trajeto em torno da fonte. Entretanto, em algumas situações, principalmente para pesquisas ou processos de validação de clientes seguindo a norma ISO 11137, se faz necessário irradiar pequenas amostras com doses fracionadas na posição de irradiação estática. Nesta posição as amostras são colocadas dentro da sala de irradiação a uma distância fixa da fonte e as doses recebidas são determinadas utilizando-se dosímetros. Portanto, a dose somente será conhecida depois da irradiação, pela leitura dos mesmos. Entretanto, em irradiadores industriais, diferentes tipos de produtos com diferentes densidades atravessam o caminho entre a fonte e a posição de irradiação estática, onde estão as amostras. Conseqüentemente, a taxa de dose variará dependendo da densidade do produto, que está sendo irradiado dinamicamente. Uma metodologia adequada seria monitorar a dose recebida pelas amostras em tempo real, medindo a dose por meio de um detector de radiação, com uma melhor precisão e exatidão. Neste trabalho foi desenvolvida uma câmara de ionização cilíndrica de 0.9 cm3, para monitorar as altas doses recebidas por amostras em tempo real, na posição de irradiação estática de um irradiador gama de 60Co. Os gases de nitrogênio e de argônio a pressão de 10exp5 Pa (1 bar) foram utilizados para preencherem a câmara de ionização e determinar uma configuração de trabalho apropriada, para o detector ser utilizado em medidas de altas doses. Cabos de isolação mineral foram soldados diretamente ao corpo da câmara de ionização, para a transmissão do sinal gerado pelo detector até a eletrônica associada, distante cerca de 20 m. O sinal obtido foi cerca de 100 vezes maior do que o ruído de fundo. Este sistema dosimétrico foi testado em um irradiador gama de categoria I e na posição de irradiação estática de um irradiador de grande porte, em que diferentes taxas de dose foram obtidas utilizando materiais absorvedores. Foi encontrada uma boa linearidade do detector entre a dose e a carga, independentemente das diferentes taxas de dose. As incertezas de todas as curvas ficaram abaixo dos +/- 5 %, valor de incerteza máxima recomendada para um sistema dosimétrico de rotina. A câmara de ionização desenvolvida se mostrou adequada para ser utilizada como um dosímetro em tempo real, independente da degradação do espectro causada pela absorção dos fótons da fonte de 60Co, pelo material em irradiação dinâmica.

Palavras-Chave: ionization chambers; dose rates; gamma radiation; cobalt 60; dosimetry; acute irradiation; avalanche quenching; industrial plants; irradiation devices; irradiation plants; irradiation procedures; radiation sources; radiation detectors; radiation monitoring

RODRIGUES JUNIOR, ARY de A. Câmara de ionização aplicada a medidas de altas taxas de dose. Orientador: Margarida Mizue Hamada. 2005. 121 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2005.tde-24032006-164913. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11352. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Esse trabalho tem como objetivo determinar a idade de conchas e sedimentos de diferentes camadas do Sambaqui Santa Marta II, localizado na região de Laguna, Santa Catarina, Brasil. Foram coletadas amostras de conchas e sedimentos de camadas com diferentes profundidades, até o ponto mais próximo ao centro do sambaqui. Os sedimentos foram datados pelo método da Termoluminescência (TL). As conchas foram datadas pelo método de Ressonância Paramagnética Eletrônica (EPR), no laboratório de EPR - Universidade de Palermo, Itália, e duas amostras de conchas foram datadas por Radiocarbono, através da técnica de espectrometria de massa do acelerador (AMS) no laboratório Beta Analytic. Para reconstrução da dose acumulada, nas técnicas de TL e EPR, foi utilizado o método aditivo. A dose anual dos sedimentos de cada camada foi obtida através da técnica de espectroscopia gama, os resultados apresentaram valores entre 1,17 e 2,11 mGy/ano. As idades das conchas através do método EPR e Radiocarbono, considerando as incertezas, são aproximadamente de mesma ordem de grandeza, em torno de 3,3 mil anos. Apesar da profundidade estratigráfica dos sedimentos não ser diretamente proporcional às idades obtidas, provavelmente por conta do alto índice de destruição do Sambaqui, as idades obtidas são entre 2,0 e 4,0 mil. Os resultados das idades das conchas e sedimentos coletados na camada mais próxima ao centro do sambaqui são 3,8 e 4,1 mil anos respectivamente. É estimado que essa seja a idade inicial de construção do Sambaqui Santa Marta II.

Palavras-Chave: thermodynamic cycles; thermoluminescent dosemeters; electron spin resonance; optical pumping; equivalent radiation doses; radiation monitoring; radiation sources; isotope dating; age estimation; sample preparation; sediments; shell models; deposits

OLIVEIRA, LETICIA M. de. Datação de conchas e sedimentos do Sambaqui Gigante Santa Marta II, Laguna, Santa Catarina. Orientador: Shigueo Watanabe. 2019. 91 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-27122019-115928. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32730. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes.

Palavras-Chave: nuclear medicine; diagnosis; ionization chambers; sealed sources; resins; polymerization; standard model; barium 133; cesium 137; cobalt 57; mechanical properties; thermodynamic properties; radiation dose units; radiation monitoring; comparative evaluations; radiation detectors

TIEZZI, RODRIGO. Desenvolvimento de fontes radioativas seladas imobilizadas em resina epóxi para verificação de detectores utilizados em medicina nuclear. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. 2016. 66 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07032016-140958. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26370. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O propósito geral da monitoração interna é verificar e documentar que o trabalhador está protegido adequadamente contra os riscos de incorporação de radionuclídeos e que esta proteção obedece as exigências legais. Portanto, um programa de proteção radiológica inicia-se com a identificação de situações de trabalho nas quais há um risco de contaminação interna de trabalhadores, além de quantificar a provável incorporação de material radioativo e a dose efetiva comprometida resultante. Como parte de uma melhoria contínua do programa de monitoração para os trabalhadores ocupacionalmente expostos no IPEN, está sendo proposto um sistema baseado na Web para acessar a base de dados da dosimetria interna. O sistema é baseado na linguagem de programação Hypertext Preprocessor, PHP e a base de dados PostgreSQL. Este sistema introduzirá um novo paradigma na rotina do serviço de dosimetria interna, proporcionando um acesso rápido à informação entre os laboratórios de medida, grupo de cálculo de dose e supervisores de radioproteção. A base de dados mantém informação sobre a identificação do trabalhador, características físicas e químicas do radionuclídeo, tipo de monitoração, dados de medida e a dose. Além disso, esta informação estará prontamente disponível para prover apoio aos órgãos reguladores e às exigências de controle de qualidade.

Palavras-Chave: internal irradiation; radiation monitoring; programming; occupational exposure; radiation doses; radiation protection

LIMA, VANESSA R. de. Desenvolvimento de um sistema baseado na WEB para suporte ao programa de monitoração individual interna do IPEN. Orientador: Alberto Saburo Todo. 2007. 97 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2007.tde-17062008-163640. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11506. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho.

Palavras-Chave: radioactive waste management; inspection; identification systems; physical protection devices; safeguards; security; fuel cycle; nuclear fuels; calibration; radiation monitoring; ge semiconductor detectors; high-purity ge detectors; drum walls; waste disposal; pvc; tubes; gamma spectroscopy; monte carlo method

LIMA, JOSENILSON B. DE. Desenvolvimento de uma metodologia para a caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Orientador: Ademar José Potiens Junior. 2016. 62 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-12122016-122949. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27131. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A incorporação de novas tecnologias nos últimos anos proporcionou um aumento expressivo no número de exames de tomografia computadorizada (TC) realizados no mundo e no Brasil e consequentemente seus efeitos deletérios relacionados à radiação ionizante. O objetivo foi verificar as doses dos exames de tomografia computadorizada do abdome realizados em um serviço de radiologia e diagnóstico por imagem, para determinar as ações técnicas que visam diminuí-las, bem como suas consequências. Foram analisados os relatórios de dose (emitidos automaticamente pelo próprio aparelho) dos exames de TC de abdome realizados no ano de 2018. As doses estimadas dos exames foram correlacionadas com a indicação clínica, de acordo com o pedido médico, anexado ao cadastro do paciente e ao número de fases realizadas em cada exame. Os resultados dos indicadores avaliados dos exames estavam dentro dos níveis de referência recomendados pela American College of Radiology. Em todas as indicações clínicas foi possível observar uma variabilidade grande no número de fases executadas. Foi possível observar a urgente necessidade de se readequar e padronizar os protocolos de exames dirigidos para a suspeita clínica, permitindo o uso racional com imediata redução no número de fases realizadas e consequentemente minimizar a dose que os pacientes recebem na realização destes exames.

Palavras-Chave: interactions; compton effect; photoelectric cells; scattering; computerized tomography; image processing; diagnostic techniques; abdomen; biological radiation effects; equivalent radiation doses; radiation monitoring; dosimetry

ALVES, FABRICIO M.T. Determinação da dose em pacientes submetidos a exames de tomografia computadorizada de abdome em um serviço de radiologia e diagnóstico por imagem. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2020. 75 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-16092020-133045. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31501. Acesso em: $DATA.

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