Este trabalho realizou uma compara????o entre alguns dos principais c??digos de transporte que empregam a abordagem estoc??stica de Monte Carlo para aplica????o em c??lculos dosim??tricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos f??sicos e num??ricos utilizados pelo c??digo MCNP5 em rela????o c??digos como Penelope e EGS. A identifica????o de suas potencialidades e limita????es para solu????o de problemas microdosim??tricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida caracter??stica do m??todo das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o n??mero de colis??es ao longo da trajet??ria do el??tron quanto do n??mero de part??culas secund??rias criadas. O uso de c??digos de transporte como Penelope e MCNP em escalas microm??tricas recebeu especial aten????o neste trabalho. C??digos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de el??trons, que s??o de especial import??ncia em dosimetria. Espera-se que a avalia????o das metodologias dispon??veis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais c??digos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.Dissertacao (Mestrado)IPEN/DInstituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP