Brazilian Journal of Radiation Sciences - BJRS ISSN 2319-0612 One way to impact radiation protection safety culture is by establishing adequate and proper communication processes among all the actors involved in radiation applications, in various fields such as industry, environmental conservation, analytical sciences, agriculture, medical diagnosis and therapy, and other areas. In this context, the BJRS as an open access journal, supported by the Brazilian Radiation Protection Society - SBPR, an IRPA associate society, aims to disseminate scientific articles on the major disciplines on radiation sciences, including: Brazilian Journal of Radiation Sciences - BJRS ISSN 2319-0612 Uma forma de sedimentar uma cultura de segurança e proteção radiológica é estabelecer processos de comunicação adequados e apropriados entre todos os atores envolvidos nas aplicações das radiações. Nesse contexto, o BJRS como periódico de acesso aberto, mantido pela Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica - SBPR, sociedade associada à IRPA, tem como objetivo divulgar artigos científicos nas principais disciplinas das ciências da radiação, incluindo: Efeitos Biológicos das Radiações e Impactos na Saúde Pública; Radiação Natural; Radioproteção Ambiental, Ocupacional, de Indivíduos do Público e dos Pacientes; Instrumentação Nuclear, Metrologia e Dosimetria das Radiações; Direito Nuclear, Recomendações e Regulamentos Internacionais; Treinamento, Educação e Formação de Recursos Humanos; Desenvolvimento de Tecnologias e Metodologias em Radioproteção; Comunicação com a Sociedade, Participação e Compromisso das Partes Interessadas; Cultura de Segurança e Percepção de Risco; Preparação e Resposta a Emergências Radiológicas e Nucleares; Gestão de Rejeitos Radioativos e Descomissionamento; Transporte Seguro de Materiais Radioativos; Segurança Nuclear, Salvaguardas e Segurança Física das Fontes de Radiação; Tecnologia de Reatores Nucleares: novos conceitos; Ciclo do Combustível Nuclear.
Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica
Declaro que o presente artigo é original, não tendo sido submetido à publicação em qualquer outro periódico nacional ou internacional, quer seja em parte ou em sua totalidade. Declaro, ainda, que uma vez publicado na revista Brazilian Journal of Radiation Sciences, editada pela Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, o mesmo jamais será submetido por mim ou por qualquer um dos demais co-autores a qualquer outro periódico. Através deste instrumento, em meu nome e em nome dos demais co-autores, porventura existentes, cedo os direitos autorais do referido artigo à Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, que está autorizada a publicá-lo em meio impresso, digital, ou outro existente, sem retribuição financeira para os autores. Licença Os artigos do BJRS são licenciados sob uma Creative Commons Atribuição 4.0 Licença Internacional, que permite o uso, compartilhamento, adaptação, distribuição e reprodução em qualquer meio ou formato, desde que você dê o devido crédito ao (s) autor (es) original (is) e à fonte, forneça um link para a licença Creative Commons, e indique se mudanças foram feitas. As imagens ou outro material de terceiros neste artigo estão incluídos na licença Creative Commons do artigo, a menos que indicado de outra forma em uma linha de crédito para o material. Se o material não estiver incluído no licença Creative Commons do artigo e seu uso pretendido não é permitido por regulamentação legal ou excede o uso permitido, você precisará obter permissão diretamente do detentor dos direitos autorais. Para visualizar uma cópia desta licença, visite http://creativecommons.org/licenses/by/4.0/
Estudo para Desenvolvimento de Biossensor Voltado à Interação-Resposta de Agentes Químicos de Guerra e Radiações Ionizantes
É conhecido há muito tempo que o setor nuclear é um ramo potencial capaz de solucionar grandes entraves pertinentes à sociedade moderna no que diz respeito às demandas energéticas. A tecnologia dessa esfera está associada às diversas possibilidades, incluindo áreas que precisam da multiprofissionalidade para seus respectivos avanços, como nas ciências médicas, segurança e defesa, autonomia e soberania nacional, geração de energia, tecnologia de alimentos, entre outros. Com desenvolvimento de tecnologias nanoestruturadas, altamente sensíveis, acessíveis, de fácil manuseio é possível inserir novas alternativas para que diminua o “gap” entre essas possibilidades dentro do setor, fazendo com que a área nuclear esteja mais visível a novos pesquisadores devido também a potencialidades de novas pesquisas a serem desenvolvidas. Com a perspectiva de inovação para o setor e com aporte tecnológico em ascensão, é necessário um olhar especial para questões instrumentais e de medidas, uma vez que é necessário também assegurar a qualidade da tecnologia nuclear para o desenvolvimento de qualquer sistema voltado a essa temática. Essa pesquisa apresenta uma combinação de diferentes áreas, evidenciando a multidisciplinaridade da construção, visando obter aporte necessário para criação de um dispositivo com capacidade de interagir com sistemas que representem ameaças químicas e radiológicas-nucleares. Por se tratar de um biossensor, apresenta uma interface biológica sensível a agentes químicos de guerra (organofosforados), neurotoxinas e a sofrer um processo análogo à radiólise, é o meio pelo qual é possível associar uma eletrônica ao sistema sendo capaz de transdução de informação numa forma de energia em outra, sendo possível quantificar e obter informações relevantes e proporcionais sobre a exposição desse sistema criado. Para o estudo in silico realizado as flutuações de energia tanto para as simulações químicas quanto para as simulações em MCNP foram norteadores no processo de verificação, uma vez que, menor o valor de energia, mais forte a interação química entre ligantes e enzimas.
The Meeting on Nuclear Applications (ENAN)
Direitos autorais (c) 2025 João Nilton da Conceição Bandeira, Fabiane Modenese Garbim, Joyce Sobreiro Francisco Diz De Almeida, Álvaro José Boareto Mendes, Fernando Manuel Araújo Moreira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliação do potencial antioxidante, citotóxico e radioprotetor da lectina WSMoL das sementes da Moringa oleífera Lam.
A WSMoL (lectina solúvel em água das sementes da Moringa oleífera Lam.) é amplamente conhecida por suas propriedades biológicas, principalmente por atividade inflamatória, imunomodulatória e antitumoral se apresentando como uma candidata promissora a radioprotetor de origem natural. Objetivos: Este estudo buscou avaliar o potencial antioxidante, citotóxico e o efeito radioprotetor da WSMoL em cultura de linfócitos humanos (PBMC). As concentrações analisadas foram de 850, 425, 212,5, 106,25 e 53,12µg/mL. Materiais e métodos: A atividade antioxidante foi testada através dos ensaios DPPH e ABTS. A viabilidade celular e citotoxicidade foram avaliadas pelo ensaio MTT em linfócitos PBMC. A radioproteção foi verificada pelos ensaios Cometa Alcalino e Micronúcleo com Bloqueio da Citocinese celular após exposição à radiação gama por Cobalto-60. Resultados: Pelo teste DPPH a WSMoL não foi capaz de capturar o radical. No ensaio ABTS o índice de inibição (I%) foi ≤10% e a IC50 igual a 71,42 g/L. A testagem MTT demonstrou que a lectina não foi citotóxica e a viabilidade celular encontrada foi superior a 79%, sendo máxima (≤125%) na concentração de 53,12 µg/mL. No ensaio Cometa Alcalino o Índice de Dano (DI) observado foi elevado nas concentrações de 850 e 53,12 µg/mL (≥170 ± 30). A Frequência de Dano (y) observada através do ensaio Micronúcleo foi de 0,260 para as duas concentrações analisadas, assemelhando-se à y do grupo controle irradiado. Conclusão: A WSMoL não apresentou atividade antioxidante significativa na testagem DPPH e ABTS. A lectina não exibiu perfil citotóxico, sendo recomendado seu uso concentração de 53,12µg/mL. A WSMoL não apresentou capacidade radioprotetora após exposição à radiação gama na dose de 2,5Gy.
Direitos autorais (c) 2025 Osana Diniz Ferreira, Andreza Lima Lourenço da Silva, Karine Lafaiete De Carvalho, Thaynara Maria Arantes, Vinícius Henrique Teixeira Morais, Dewson Rocha Dewson Rocha Pereira, Thiago Henrique Napoleão, Mércia Liane de Oliveira, Ana Maria Mendonça de Albuquerque Melo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Reações Teciduais (Efeitos Determinísticos) em Radiologia Diagnóstica e Intervencionista: Uma Revisão Integrativa da Literatura
Noventa e oito por cento da dose individual média global fornecida por fontes artificiais de radiação ionizante resulta da sua utilização em aplicações médicas, especialmente para fins de diagnóstico e intervencionismo. Embora os benefícios do uso da radiação em medicina sejam amplamente reconhecidos, a exposição a este agente pode causar efeitos danosos à saúde dos indivíduos expostos. As aplicações de radiação para fins diagnósticos são geralmente associadas a doses baixas, mas procedimentos intervencionistas podem envolver doses muito mais elevadas. Nas décadas de 2000 e 2010 diversas publicações descreveram a ocorrência de reações teciduais em pacientes e profissionais expostos durante procedimentos radiológicos intervencionistas. Este trabalho teve como objetivo realizar uma revisão da literatura sobre os relatos mais recentes (última década) sobre a ocorrência de reações teciduais após procedimentos radiológicos diagnósticos ou intervencionistas. Para buscar e selecionar publicações sobre o tema foi utilizada a ferramenta de busca PubMed – com auxílio de descritores e filtros específicos. Embora inicialmente tenham sido selecionados 826 artigos, apenas 5 apresentavam conteúdo relevante para o propósito desta revisão. O baixo número de artigos na seleção final pode ser resultado da metodologia utilizada ou da própria redução do número de indivíduos que apresentam esses efeitos nos últimos anos, devido à crescente preocupação com a proteção radiológica nessas práticas. Entre os artigos analisados, há relatos de lesões cutâneas, bem como afinamento ou queda de cabelo em pacientes expostos a doses (kerma no ar acumulado no ponto de referência) acima de 3,5 Gy. Contudo, estas reações são raras e não aparecem na maioria dos pacientes, mesmo naqueles que receberam doses mais elevadas. Foi relatada também uma frequência aumentada de opacidade do cristalino (catarata) em profissionais ocupacionalmente expostos. Uma avaliação adequada da ocorrência destes efeitos é essencial para tentar compreender suas causas e minimizar a frequência ou consequências da sua ocorrência. A realização de pesquisas como esta pode ajudar nessa tarefa.
Direitos autorais (c) 2025 Laisa Neves, Lucía Canevaro Lucía Viviana Canevaro, Ana Dovales Ana Cristina Murta Dovales https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Aplicação de Redes Neurais Profundas em espectroscopia gama para identificação de radionuclídeos
Este estudo apresenta os resultados do uso de um modelo de Rede Neural Convolucional Profunda na classificação do espectro gama para gerenciamento de resíduos radioativos. A abordagem usa uma versão modificada da arquitetura VGG-19, desenvolvida originalmente para reconhecimento de imagens com 1000 classes mutuamente exclusivas. A arquitetura VGG-19 modificada usa um espectro gama como entrada e classifica, de forma não exclusiva, dez classes que representam os dez radionuclídeos mais comuns no Departamento de Gerenciamento de Resíduos Radioativos do IPEN (Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210). Os espectros gama foram gerados por meio de simulações de Monte Carlo criadas com o PENELOPE/PenEasy, simulando um detector HPGe com fontes dentro de um tambor de aço preenchido com papel, representando o conteúdo comum dos tambores gerenciados pelo Departamento de Gerenciamento de Resíduos Radioativos do IPEN. O conjunto de dados foi aumentado pela mistura dessas simulações em novos espectros contendo até quatro radionuclídeos. Várias distâncias do detector ao tambor (41 cm, 46 cm, 51 cm e 56 cm) foram usadas para criar um conjunto de dados representativo. Os dados de 56 cm (originalmente 150 espectros após o processo de argumentação, 375 espectros) foram usados ​​para validação. Após 250 épocas de treinamento, o modelo obteve desempenho consistente no conjunto de treinamento, demonstrando a eficiência do método.
Direitos autorais (c) 2025 André Gomes Lamas Otero, Ademar José Potiens Júnior, Julio Takehiro Marumo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Biomonitoramento humano em residentes de uma área NORM utilizando o ensaio cometa, Pernambuco-Brasil
Pesquisas geológicas encontraram áreas de fosforito uranífero no Nordeste do Brasil. Esta região está localizada ao longo da costa dos estados da Paraíba e Pernambuco, Brasil. Sua distribuição em Pernambuco localiza-se na Região Metropolitana do Recife (RMR), abrangendo os municípios de Abreu e Lima e Olinda. Estudos foram realizados nesses municípios, verificando a presença de Material Radioativo de Ocorrência Natural (NORM) em diferentes matrizes: no solo, nas águas subterrâneas, no ar e em frutas. Diante destes fatos, surgiu a necessidade de realizar a biomonitorização humana (BHM) em moradores destes municípios. Portanto, este trabalho teve como objetivo avaliar possíveis danos no DNA dos moradores de Olinda e Abreu e Lima por meio do ensaio cometa utilizando linfócitos. Os resultados mostraram danos elevados de níveis 3 e 4 no DNA dos voluntários do grupo amostral que estão sob influência de NORM, demonstrando diferença estatística significativa no índice de dano quando comparado ao grupo controle. É sugerido que os resultados genotóxicos encontrados possam estar relacionados ao NORM presente no município de Abreu e Lima, influenciando assim na saúde dos seus residentes. A pesquisa torna-se relevante por ser pioneira na geração do conhecimento científico na área de estudo do fosforito uranífero utilizando a BHM.
Direitos autorais (c) 2025 Vinícius Henrique Teixeira Morais, Dewson Rocha Pereira, João Emanuel Firmo Pinto, Osana Diniz Ferreira, Ana Maria Mendonça de Albuquerque Melo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliações dos possíveis efeitos mutagênicos e genotóxicos dos 2-ACBs: subprodutos gerados a partir de alimentos irradiados
Este estudo investiga os possíveis efeitos mutagênicos e genotóxicos dos subprodutos 2-Alquilciclobutanonas (2-ACBs), formados em alimentos irradiados. As 2-ACBs são compostos derivados da irradiação de alimentos contendo gordura, com reconhecido potencial genotóxico. A pesquisa centrou-se nos compostos 2-dodecilciclobutanona (2-dDCB) e 2-tetradecilciclobutanona (2-tDCB), avaliando sua mutagenicidade por meio do ensaio de micronúcleo em linhagens celulares hepáticas (HepG2, BRL3A e HTC) e genotoxicidade através do ensaio de Ames utilizando cinco cepas bacterianas (TA-98, TA-100, TA-1535, TA-1537 e WP2uvrA). Os resultados do ensaio de Ames indicaram que 2-dDCB e 2-tDCB não aumentaram significativamente as taxas de reversão mutagênica, enquanto os ensaios de micronúcleo mostraram ausência de danos genotóxicos nas linhagens celulares testadas. Conclui-se que, nas concentrações avaliadas, os compostos 2-dDCB e 2-tDCB não apresentam potencial mutagênico ou genotóxico, corroborando a segurança dos alimentos irradiados. Contudo, recomenda-se a realização de pesquisas adicionais para avaliar os efeitos a longo prazo e sob diferentes condições de irradiação.
Direitos autorais (c) 2025 Angélica Bueno Barbezan, Ana Carolina de Araújo Bispo, Bruno Melo Mendes, Daniel Perez Vieira, Luma Ramirez de Carvalho, Glaucia Maria Machado-Santelli, Anna Lúcia Casaas Haasis Villavicencio https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Evaluation of Public Exposure to Gamma Radiation in Cotonou, Southern Benin
The objective of this study is to assess public exposure to natural background gamma radiation in Cotonou, southern Benin, in West Africa. This is a cross-sectional study with both descriptive and analytical aims, conducted from July to December 2024. The methodology involved continuous, georeferenced measurement of the ambient gamma dose rate at a height of one meter (1 m) above ground level using a spectrometer. The study sites included city streets and selected markets, including Dantokpa, an open-air market, and eight indoor markets. A total of 341,991 data points were recorded along the streets and 16,202 were recorded within the markets. The ambient gamma dose equivalent rate along the streets ranged from 4.67 to 136.84 nSv·h– 1, with an average of 25.11 ± 12.72 nSv·h– 1. The highest average rate was observed in District 5, which hosts a cement manufacturing plant. The average dose rates were 23.71 ± 12.90 nSv·h– 1 at the Dantokpa market and 69.72 ± 21.96 nSv·h– 1 in the indoor markets. In the latter, the dose rates were higher than those recorded in their respective districts. The estimated external annual effective doses were 0.04 ± 0.02 mSv for streets, 0.10 ± 0.06 mSv for Dantokpa, and 0.30 ± 0.09 mSv for indoor markets. These values remain below the worldwide average of 0.87 mSv, as recognized by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation for public exposure to natural radiation of terrestrial and cosmic origin. Overall, ambient gamma radiation exposure in Cotonou is low, though higher in enclosed market environments. These values may serve as baseline references for future studies in Cotonou and other African cities.
Direitos autorais (c) 2025 Dr Gilles David Houndetoungan, Dr Olatoundé Herbert Fachinan, Dr Mahougnon Boniface Zinsou, Dr Sonia Mahussi Gwladys Adjadohoun, Dr Gibril Abogbo, Dr Bonaventure Awede, Dr Martial Zoungrana, Dr Kuassi Marcellin Amoussou-Guenou https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise Termo-Hidráulica de um Acidente de Perda Lenta de Vazão no Reator Nuclear IEA-R1 utilizando RELAP e CFD
Entre os acidentes mais críticos para o reator IEA-R1, destaca-se o Acidente de Perda de Vazão (LOFA) no qual uma parada abrupta e repentina da bomba do primário causa a falta de vazão. Tradicionalmente, este tipo de acidente é analisado por códigos termo-hidráulicos de sistemas. Entretanto, este tipo de código pode superestimar a temperatura do fluido e do combustível durante o acidente em até 20%. Mais ainda, os códigos termo-hidráulicos de sistemas não são capazes de captar fenômenos tridimensionais. Por outro lado, a análise de Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD) têm apresentado bons resultados em análises de acidentes de reatores de piscina mesmo em situações com inversão térmica de escoamento. Este trabalho apresenta uma análise termo-hidráulica de um Acidente de Perda Lenta de Vazão (SLOFA) no reator IEA-R1 usando o código RELAP5 e o código de CFD Ansys CFX®. O objetivo foi combinar as vantagens dos dois tipos de códigos. O código de sistemas foi usado para encontrar as condições de contorno para um modelo de CFD. O código de CFD resolveu detalhadamente o escoamento em um quarto de canal combustível. Os resultados numéricos mostraram boa concordância comparado com os dados de benchmark. Os picos de temperatura foram superestimados em aproximadamente 1,8 °C no fluido e 3,0 °C no revestimento.
Direitos autorais (c) 2025 Franklin Cândido Costa, Antônio Belchior Júnior, Walmir Maximo Torres, Pedro Esnesto Umbehaun, Delvonei Alves D. Andrade https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Influência da taxa de dose no tratamento radioterápico da linhagem celular U87MG através da viabilidade celular
O Glioblastoma multiforme é um tumor que afeta as glias e comum em humanos, sendo mais agressivos dos gliomas. O paciente, após o diagnostico, possui uma média de sobrevivência de pouco mais de um ano, mesmo submetido ao tratamento padrão. Tendo em vista a baixa sobrevida estimada dos pacientes com esse tipo de tumor, o objetivo do trabalho é estudar a contribuição da taxa de dose no tratamento radioterápico usando uma linhagem celular humana de glioblastoma chamada U87MG, por meio do ensaio de viabilidade celular chamado MTT (brometo de 3-[4,5-dimetiltiazol-2-il]-2,5-difenil tetrazólio). Foram estudadas três taxas de dose, dentre elas 400 cGy/min que é usada clinicamente em pacientes, bem como 1.400 e 3.300 cGy/min de um acelerador linear clínico. Placas de cultura estéril com células U87MG foram irradiadas, então, manipuladas em laboratório para execução do ensaio de viabilidade celular. As placas irradiadas mostraram menor viabilidade celular que grupo não irradiado, mas não houve diferença significativa na viabilidade entre as diferentes taxas de dose.
Déborah Assis de Almeida Carneiro Carneiro
Direitos autorais (c) 2025 Arthur Rocha, Ruy Rayol Neto, Debora Assis Carneiro, Delano Valdivino Batista, Luiz Antonio Ribeiro da Rosa, Mariana Paranhos Stelling, Simone Coutinho Cardoso https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliação da Lixiviação de Radionuclídeos e Exposição Externa em Materiais de Construção Contendo Resíduos NORM
A produção de dióxido de titânio no Brasil gera aproximadamente 30.000 toneladas de resíduos anualmente, conhecido como resíduo de minério não reagido (UOW), que atualmente são descartados em aterros industriais. Este resíduo é enriquecido com radionuclídeos naturais da série de decaimento de urânio e tório e é classificado como Material Radioativo de Ocorrência Natural (NORM). A reutilização de resíduos NORM em materiais de construção só é permitida se as concentrações de atividade dos radionuclídeos no produto final não representarem qualquer risco adicional de exposição para os indivíduos. A exposição à radiação de tais materiais pode ser classificada como externa - devido à irradiação gama direta - ou interna - resultante da inalação de radônio (222Rn) e seus produtos de decaimento de curta duração. Em um estudo anterior, os autores avaliaram a exposição indoor associada à incorporação de até 23% de UOW em cimento e blocos intertravados. Este estudo avaliou a viabilidade do uso desses materiais em aplicações externas, com ênfase particular no potencial de lixiviação de radionuclídeos e exposição radiológica externa. Blocos de cimento e intertravados contendo proporções variadas de rejeito de minério não reagido (0%, 3,5% e 23%) foram submetidos ao intemperismo por 60 dias. As concentrações de atividade de 238U, 226Ra, 210Pb, 232Th, 228Ra, e 40K no lixiviado foram medidas por espectrometria gama e espectrofotometria. Não foi observado aumento significativo nas concentrações de radionuclídeos no lixiviado de blocos contendo 3,5% e 23% de UOW em comparação com aqueles sem nenhum resíduo. A exposição à radiação gama permaneceu consistentemente abaixo de 0,1 mSv, e nenhuma mudança significativa foi detectada nas concentrações de radônio nas proximidades do experimento. Os resultados indicam que a incorporação de até 23% de UOW em blocos de cimento e de intertravados é segura e está em conformidade com os limites regulatórios relacionados à contaminação das águas subterrâneas e à exposição humana ao usar esses materiais em ambiente ao ar livre.
Direitos autorais (c) 2025 Barbara Paci Mazzilli, Fenanda Yuri Muta, Lara Vitória Santos Couto, Antonio Luis Silva Costa, Vilmar Pedreira Oliveira, André Luis Batista Cabral https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliação da Radioatividade Natural em uma Residência de Belo Horizonte
A radioatividade natural provém de radionuclídeos naturais presentes em rochas e solos e de raios cósmicos. Além dos radionuclídeos emissores gama, destaca-se o radônio, que é um gás cancerígeno. Na natureza, o radônio ocorre como radioisótopos: 222Rn (tempo de meia-vida, t1/2, de 3,83 d), 219Rn (t1/2 = 3,92 s) e 220Rn (ou tório, t1/2 = 54,5 s). A Organização Mundial da Saúde (OMS) recomenda que seja medida em residências, sendo o limite recomendado de 100 Bq/m3 e o limite máximo de 300 Bq/m3. Este trabalho avalia a origem da radiação natural em uma residência em Belo Horizonte, Minas Gerais, Brasil, na qual foram observadas concentrações de radônio acima dos limites estabelecidos pela OMS. Os detectores utilizados foram: detectores de traços nucleares tipo CR-39, eletretos (E-PERM), AlphaGUARD (AG) e o detector RS-230. O resultado da concentração de 222Rn medida nos eletretos nos cômodos da residência variou de 14,8 Bq/m3 a 932 Bq/m3. Neste ponto mais alto, o resultado da concentração média do AlphaGUARD foi de 4,78 kB/m3, com valor máximo de 8,5 kBq/m3. A concentração de 220Rn variou de Bq/m3 Bq/m3. Por se tratar de um cômodo do tipo subsolo, foi investigado o quarto ao lado, no qual se destaca que a concentração de radônio do detector CR-39 foi de 445 Bq/m3, AG de 198,2 Bq/m3 com valor máximo de 350 Bq/m3, e eletreto de 29,6 Bq/m3. A varredura gama com o RS-230 indica contagens mais altas em paredes não revestidas. As medições de radônio na água mostraram concentrações de fundo. Conclui-se que a ventilação deficiente do local deve ser o maior contribuinte para a alta concentração de 222Rn, que se origina principalmente do solo. A concentração de torônio foi maior em materiais de construção devido ao método de medição. A instrumentação usada permite um estudo completo e comparativo entre detectores para encontrar a origem dos radionuclídeos naturais e, posteriormente, sugerir medidas de mitigação apropriadas. Em estudos futuros, a concentração de radônio no solo e a progênie de radônio serão medidas.
Direitos autorais (c) 2024 Sueli da Conceição Teixeira Coelho, T.O. Santos, L. C. Takahashi, I. N. S. Ferreira, R. G. Passos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise dos parâmetros dosimétricos do TG-43 para uma fonte de braquiterapia HDR Ir-192 usando o kit de ferramentas Geant4
Este estudo avaliou os parâmetros dosimétricos da fonte de braquiterapia de alta taxa de dose Buchler G089 192Ir usando o formalismo TG-43 e simulações de Monte Carlo com o kit de ferramentas Geant4. A função de radial de dos e a função de anisotropia foram obtidas para esta fonte. Para a função radial de dose, uma pequena discrepância pôde ser observada para raios maiores. A constante de taxa de dose (Λ) também foi calculada neste estudo (1,114 cGy·h⁻¹·U⁻¹) mostrando uma diferença relativa máxima de 0,45% quando comparada com valores de referência (1,119 e 1,115 cGy·h⁻¹·U⁻¹). As doses absorvidas foram obtidas posicionando a fonte no vooxel mais baixo da próstata do simulador masculino da ICRP e comparadas com estudos anteriores. Como critério de comparação a fonte Amersham 6711-Oncoseed de 125I foi também foi modelada e inserida na mesma posição da próstata. Adicionalmente, foi analisado o efeito de aumento de dose devido à presença de nanopartículas de ouro (GNPs) para fonte de 192Ir, considerando uma concentração homogênea de 30 mg·g⁻¹ em uma região tumoral simulada na zona periférica da próstata. Observou-se um aumento de aproximadamente 18.5% na dose absorvida nessa região, em concordância com resultados de estudos anteriores.
Direitos autorais (c) 2025 Alice Albuquerque, Dr. Luiz Antônio Ribeiro da Rosa, Dr. Denison S. Santos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise computacional do desempenho de atenuação de raios gama e neutrões rápidos de alguns compostos de tório e urânio
A avaliação da eficácia da proteção contra a radiação de alguns compostos, incluindo Fe, Th, Y, Nb, Ta, Ti e U, foi calculada para a absorção de energia e interação total na gama de energia dos fotões de 0,015 a 15 MeV. O número atómico efetivo (Zeff) destes compostos foi determinado através dos coeficientes de atenuação de massa (µ/ρ, cm2/g) e de absorção de energia de massa (µ/ρ, cm2/g). Por conseguinte, os valores de Zeff foram calculados para a interação total dos fotões (ZIeff) e a absorção de energia (ZAeff) utilizando os códigos Py-MLBUF e Phy-X/PSD. Além disso, a secção transversal de remoção efectiva para neutrões rápidos (ΣR, cm-1) e os comprimentos de atenuação foram calculados para investigar as caraterísticas de atenuação de neutrões rápidos. Os resultados apresentados mostraram que, Zeff de S1 (UO2) e S2 (ThSiO4) são comparativamente mais elevados do que os Zeff dos restantes compostos, enquanto S7 (Fe(UO2)2(PO4)2.8(H2O)) possui os valores mais baixos de Zeff. Os resultados obtidos também mostram que ZAeff deve ser usado em vez de ZIeff quando a quantidade em questão é a dissipação de energia. Além disso, os valores calculados de ΣR para os compostos testados foram encontrados próximos e variaram de 0,079 cm-1 para S4 a 0,146 cm-1 para S1. Além disso, a comparação dos valores calculados para diferentes parâmetros de proteção revelou uma boa concordância entre os métodos propostos. Por último, este estudo poderá ser útil para aplicações destes compostos em requisitos de proteção contra raios gama e neutrões rápidos em diferentes domínios, tais como os ciclos do combustível nuclear e a proteção médica em ambientes de manuseamento de urânio.
International Radiation Protection Association (IRPA)
Direitos autorais (c) 2025 A. M. Osman https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Caracterização do Fosfogesso de Cartagena e Huelva, Espanha
O fosfogesso (PG), subproduto da produção de ácido fosfórico, é reconhecido como um Material Radioativo Naturalmente Ocorrente com Tecnologia Aprimorada (TENORM) devido ao seu enriquecimento em radionuclídeos da série do urânio. Na Espanha, particularmente em Huelva e Cartagena, grandes pilhas de PG levantam crescentes preocupações ambientais relacionadas à contaminação do solo e da água subterrânea. Este estudo apresenta uma avaliação mineralógica e ambiental preliminar de amostras de PG dessas regiões, utilizando difração de raios X (DRX) e fluorescência de raios X por energia dispersiva (EDXRF). O gesso (CaSO4 · 2 H2O) foi identificado como a fase cristalina dominante em todas as amostras. Variações na intensidade dos picos e na orientação preferencial sugerem heterogeneidade mineralógica ligada às propriedades da rocha de origem e às condições de processamento. Deslocamentos sutis e alargamento dos picos indicam cohidratação com H₂O e D₂O, consistente com fracionamento isotópico durante a cristalização. A análise por EDXRF também revelou a presença de metais pesados como cromo (Cr), níquel (Ni), chumbo (Pb) e zinco (Zn), além de elementos-traço como estrôncio (Sr) e bário (Ba), que podem influenciar o risco ambiental. Nenhuma fase discreta de urânio, tório ou rádio foi detectada por DRX, corroborando sua provável incorporação em níveis traço por substituição ou adsorção, confirmação obtida pela análise elementar por EDXRF. Os dados mineralógicos e químicos obtidos constituem uma base de referência essencial para subsidiar etapas futuras de caracterização mais detalhada e abrangente do material, nas quais serão integradas a espectrometria gama, o ICP-MS e o SEM, com o objetivo de avaliar a especiação química e o risco ambiental associado ao fosfogesso (PG). Segundo dados da Web of Science, mais de 300 artigos revisados por pares sobre PG foram publicados globalmente entre 2020 e 2025, com China, Marrocos e Brasil liderando a produção científica. O crescente interesse na pesquisa destaca a relevância estratégica da caracterização detalhada do PG para orientar o reuso seguro, decisões regulatórias e aplicações na economia circular.
Direitos autorais (c) 2025 Carla Ricardo, Cristina Trull-Hernandis, Belen Juste, Gumersindo Verdú, Claubia Pereira, Arno Heeren https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estimativa de Valores Típicos (DRL) em Angioplastias Realizadas em um Serviço de Radiologia em um Hospital no Sul do Brasil
A radiologia intervencionista consiste em intervenções diagnósticas e terapêuticas através da utilização de equipamentos emissores de raios X e devido às doses elevadas de radiação administradas nos pacientes durante os procedimentos, em muitas situações, é possível ocasionar reações teciduais graves decorrentes dos longos períodos de exposição. Para prevenir doses elevadas desnecessárias durante essas exposições aos pacientes, a International Commission on Radiological Protection recomenda o uso de Níveis de Referência em Diagnóstico (DRLs) como uma ferramenta eficaz que contribui com a otimização em procedimentos realizados nos serviços de radiologia diagnóstica ou intervencionista. Este estudo teve como objetivo estimar os DRLs (valores típicos) decorrentes de procedimentos de radiologia intervencionista realizados em um hospital público do Sul do Brasil. Para isso, foi desenvolvida uma base de dados que possibilita a coleta de informações referentes às exposições realizadas durante os procedimentos intervencionistas, que por sua vez, permite estabelecer os DRLs de uma única instalação, conhecidos como valores típicos. Os dados dos pacientes e dos procedimentos foram coletados e tabulados, por intermédio do Serviço de Proteção Radiológica (SPR) do hospital, mediante consulta ao livro de registros do serviço de radiologia intervencionista ou, se necessário, do Sistema de Informação Estadual de Risco e Benefício Potencial (SIERBP) e posteriormente, sendo aplicados critérios de exclusão. Após a coleta dos dados, foram estimados, por meio de estatística descritiva simples, os valores das doses tipicamente recebidas pelos pacientes adultos, submetidos a esses procedimentos, por meio do valor da mediana da distribuição dos dados e do desvio padrão. Os resultados obtidos permitem um melhor entendimento sobre quais ações são necessárias, otimização ou revisão de protocolos, para garantir a proteção radiológica dos pacientes, podendo assim, trazer benefícios não só aos pacientes, como a toda equipe profissional envolvida em um serviço de radiologia intervencionista.
Estimation of Diagnostic Reference Levels
Direitos autorais (c) 2025 Fernando Rockembach Mazuim, Isadora Tomanqueves Costa, Florencia Agustina Gutierrez Perez, Cristiny Tretto Lemes Pereira Dutra, Marcos Araquem Scopel, Tiago Trindade Hahn, Catia Simone Griebler Gomes, Daiane Cristini Barbosa Souza https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Aplicação de dosímetros TLD (CaSO4:Dy e LiF:Mg,Ti) para avaliação ambiental de H*(10) em estudos de campo
O uso crescente da radiação ionizante em diversos setores da sociedade evidencia a necessidade de um monitoramento eficaz de indivíduos ocupacionalmente expostos (IOEs), do público em geral e do meio ambiente. Nesse contexto, os programas de proteção radiológica ambiental adotam a grandeza operacional equivalente de dose ambiente H*(10), conforme definida pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e recomendada pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA), devido à sua adequação para estimar o risco de exposição externa em condições de campo. Este estudo avaliou o equivalente de dose ambiente H*(10) por meio de uma pesquisa de campo realizada ao redor do perímetro das instalações do IPEN. Oito pontos de monitoramento foram selecionados próximos a treze estações de amostragem ambiental já existentes, cobrindo aproximadamente 60% da área. O monitoramento foi estruturado em três etapas: (i) uma análise comparativa entre medições mensais e trimestrais utilizando detectores termoluminescentes (TLDs) de CaSO₄:Dy, que apresentaram respostas proporcionais; (ii) uma comparação entre medições trimestrais com TLDs de CaSO₄:Dy e LiF:Mg,Ti, que demonstraram resultados equivalentes; e (iii) uma comparação entre os dados trimestrais de CaSO₄:Dy deste estudo e aqueles obtidos no Programa de Monitoramento Radiológico Ambiental do Centro de Metrologia das Radiações Ionizantes do IPEN (PMRA/CEMRI-IPEN), que indicaram resultados consistentes e satisfatórios, confirmando a confiabilidade do uso de H*(10) no sistema de monitoramento aplicado. As análises estatísticas e de incerteza confirmaram a robustez do monitoramento ambiental com dosímetros termoluminescentes. A seleção adequada do detector permanece essencial para garantir precisão, reduzir a variabilidade e fortalecer os programas de monitoramento radiológico ambiental.
International Joint Conference Radio (RADIO)
Direitos autorais (c) 2025 Ms. Teresa Soares, Dra. Linda Caldas, V. P. Campos, L. L. Campos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudos preliminares sobre a distribuição de Pb estável e Pb-210 nas porções materna e fetal de placentas humanas
O crescimento e a sobrevivência do feto dependem exclusivamente da placenta, portanto a caracterização de elementos tóxicos neste tecido pode fornecer informações importantes sobre sua exposição durante a gestação. Chumbo estável e Pb-210 são elementos tóxicos de interesse durante a gestação. O Pb estável pode estar associado a alterações no desenvolvimento da criança, enquanto o Pb-210, por ser um elemento radioativo emissor de radiação beta com meia-vida de 22,3 anos, quando presente em excesso no organismo pode induzir câncer, especialmente sarcomas ósseos. A entrada de chumbo estável e Pb-210 na placenta pode ocorrer pela ingestão de alimentos e água e pela inalação de ar, neste caso hábitos de fumar e/ou poluição do ar são fatores importantes. De acordo com pesquisas recentes, mesmo baixos níveis de produtos químicos ambientais, particularmente elementos potencialmente tóxicos, podem perturbar consideravelmente a homeostase placentária. O objetivo deste estudo é determinar a concentração de Pb e Pb-210 estáveis ​​nas porções materna e fetal da placenta, de oito parturientes que deram à luz no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo. Concentrações variando de 5.7 ± 1.2 ng g-1 até 210.3 ± 2.4 ng g-1 e de 31.5 ± 2.9 Bq kg-1 até 43.3 ± 3.1 Bq kg-1 foram obtidas para Pb estável e Pb-210, respectivamente. Os resultados obtidos para a concentração desses elementos ​​nas porções materna e fetal mostram que eles podem atravessar a barreira placentária e atingir o compartimento fetal, embora em concentrações menores.
Direitos autorais (c) 2025 Laíssa A. Bonifacio, Nathália V. dos Santos, Naomi Akiba, Maciel S. Luz, Rossana P. V. Francisco, Barbara P. Mazzilli https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Influência da Radiação Ionizante na Manufatura Aditiva de ABS
Este trabalho apresenta uma análise sobre o comportamento do acrilonitrila-butadieno-estireno (ABS), um material amplamente utilizado na impressão 3D, frente à exposição contínua à radiação ionizante. Propõe-se, portanto, uma investigação detalhada das alterações em suas propriedades mecânicas. Para tal, foram confeccionados corpos de prova especificamente destinados a cada ensaio, impressos em duas configurações distintas: sólidos e com preenchimento de 20%. Os ensaios foram direcionados à avaliação da resposta mecânica do material após a irradiação, comparando-se amostras irradiadas e não irradiadas. Foram realizados testes de tração, dureza, compressão, balístico e densidade. A etapa de irradiação ocorreu no Instituto de Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear (IDQBRN), em colaboração com o Instituto Militar de Engenharia (IME). O objetivo central da pesquisa consiste em avaliar a durabilidade do ABS após determinado período de exposição à radiação. Os resultados evidenciam que a radiação exerce influência positiva sobre o desempenho mecânico do material, com destaque para os ensaios de tração e compressão, que apresentaram melhorias significativas. Já os ensaios de dureza, balístico e densidade indicaram incrementos mais modestos, porém ainda relevantes. Em síntese, este estudo contribui para a compreensão dos efeitos da radiação ionizante sobre o ABS e aponta potenciais aplicações em contextos industriais e comerciais que demandem maior resistência mecânica.
Congresso Brasileiro de Metrologia das Radiações Ionizantes (CBMRI)
Latin-American Congress on Solid State Dosimetry and Radiation Measurements (LASSD)
II Simpósio Internacional sobre Protección Radiologica, Cusco (SIPR)
Congresso de Proteção Contra Radiações da Comunidade dos Países de Língua Portuguesa (PCR-CPLP)
Semana Nacional de Engenharia Nuclear e da Energia e Ciências das Radiações (SENCIR)
Direitos autorais (c) 2025 Karine L. Carvalho, Wallace V. Nunes, Ary M. de Azevedo, Paulo C. R. Silveira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Calibration Of The Short Irradiation Facility For k0 - NAA Implementation At The IEA-R1 Reactor
The short irradiation facility of the IEA-R1 nuclear research reactor at IPEN, São Paulo, Brazil, has been used for short irradiation of samples for the purpose of determining the concentration of elements of these samples through the use of the instrumental neutron activation analysis technique. With the aim of implementing the k0-NAA method at the Neutron Activation Analysis Laboratory (LAN), the reactor parameters a and f were obtained using the bare triple method. In this method, a set of three neutron flux monitors were irradiated without Cd-cover. The efficiency curve of the gamma-ray spectrometer used was determined by measuring calibrated radioactive sources at the commonly used counting geometries. The results for the parameters a and f were respectively 0.0384±0.0016 and 35.67±0.26. This value of f shows that the neutrons in the irradiation position are well thermalized.The variation of these parameters was studied with time and the reproducibility was verified.
The Meeting on Nuclear Applications (ENAN) 2019
Direitos autorais (c) 2021 Brazilian Journal of Radiation Sciences https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Fabricação e avaliação dosimétrica de um protótipo de aplicador cilíndrico multicanal impresso em 3D para braquiterapia ginecológica HDR
A braquiterapia de alta taxa de dose (HDR) é amplamente utilizada no tratamento de cânceres ginecológicos, porém a disponibilidade de aplicadores multicanais ainda é limitada em muitos centros de radioterapia. A impressão 3D surgiu como uma alternativa viável para a fabricação de dispositivos personalizados, permitindo uma distribuição de dose otimizada e menor exposição aos órgãos de risco. Este estudo teve como objetivo desenvolver e avaliar um aplicador cilíndrico multicanal impresso em 3D para braquiterapia ginecológica. O material de impressão foi selecionado com base em suas propriedades físicas, seguido por uma análise dos valores de Unidades Hounsfield (HU) para diferentes porcentagens de preenchimento e padrões de impressão. O aplicador foi impresso utilizando ácido polilático (PLA) e submetido a diferentes testes físicos e de imagem. As distribuições de dose obtidas com o aplicador multicanal impresso em 3D e com um aplicador de canal único foram comparadas, com foco na cobertura do volume alvo e na exposição aos órgãos de risco. A avaliação dosimétrica foi realizada utilizando filme Gafchromic® EBT4. Os resultados demonstraram que o aplicador multicanal proporcionou melhor conformidade da dose, reduzindo a exposição retal em comparação ao aplicador de canal único, mantendo a cobertura do alvo. A análise gama confirmou a precisão da distribuição de dose calculada. A impressão 3D mostra-se uma alternativa viável para a produção de aplicadores personalizados, com potencial para expandir as opções terapêuticas na braquiterapia ginecológica. No entanto, estudos futuros devem investigar a biocompatibilidade do material e a viabilidade clínica do aplicador.
Direitos autorais (c) 2025 Patrícia Vieira Guimarães, Saulo Santos Fortes, Delano Valdivino Santos Batista, Rechele Grazziotin Reisner https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
O panorama brasileiro para a calibração de microesferas de Y-90
As abordagens com a terapia combinada estão ganhando popularidade, principalmente a terapia radiofarmacêutica com radioterapia externa, imunoterapia ou ambas. A radioembolização usando microesferas de ítrio-90, SIR-Spheres e TheraSphere tem sido usada clinicamente no tratamento de carcinomas hepáticos localmente avançados e irressecáveis. De acordo com a literatura, a padronização das microesferas ainda não está bem estabelecida. Tendo em vista a prática do 90Y em terapias no Brasil, é fundamental o desenvolvimento de padrões sólidos para sua medição, a fim de verificar a dose de radiação absorvida e sua administração ao paciente. Este trabalho propõe um estudo da infraestrutura de padronização existente para as microesferas de 90Y por meio de uma revisão da literatura e análise dos instrumentos de medição disponíveis no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes, foi feita uma análise geral dos métodos de espectrometria e calibração disponíveis no Brasil, especificamente no LNMRI, avaliando os adequados para uso na padronização das microesferas de ítrio. Os resultados mostraram que, no período de 2000 a 2024, o 90Y foi amplamente citado no tratamento por radioembolização com microesferas, avaliação qualitativa e quantitativa da quantidade de atividade em exames de PET/CT e sua caracterização metrológica envolvendo testes de proficiência, estudo de impurezas, padronização por métodos primários e secundários
Y-90 microspheres, Radioembolization, Standardization.
Direitos autorais (c) 2025 Thamyra Cybelle Vieira dos Santos, Ms Dayana Azeredo da Conceição, Dr José Ubiratan Delgado https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Automated dose-effect calibration curve for X-rays using the cytokinesis-block micronucleus assay
This article shows the development of a dose–effect calibration curve for X-ray exposures ranging from 0 to 4 Gy using the cytokinesis-block micronucleus assay and automated analysis—the first effort of its kind reported in Latin America. This work establishes a regional benchmark for high-throughput methodologies in cytogenetic biodosimetry, highlighting their potential to improve operational efficiency and reduce response times in radiological emergencies. Methods: Blood samples from six healthy donors were irradiated with X-rays at seven dose levels (0–4 Gy) using a calibrated 6 MV linear accelerator. Two blind samples (1.5 and 3 Gy) were included for validation. The CBMN assay was performed following IAEA protocols, DAPI-stained slides were analyzed using a AxioImager.Z2 automated microscope integrated with MetaSystems Metafer4 and the MNScoreX classifier software. A negative binomial regression model (NB1) was used for model fitting, accounting for overdispersion in micronucleus (MN) frequency. Results: Automated scoring of binucleated lymphocytes showed a dose-dependent increase in MN frequency. The fitted model followed a linear–quadratic relationship: Y = 0.0545 + 0.0448·D + 0.0145·D², with all coefficients statistically significant (p < 0.001). Dose estimates for blinded samples (1.5 and 3 Gy) matched the true doses within 95% confidence intervals, with all z-scores < |3|. Conclusions: The resulting linear–quadratic dose–response curve enabled accurate estimation of blinded sample doses, with all z-scores falling within acceptable fitness-for-purpose thresholds. These results underscore the value of combining automated microscopy with robust statistical modeling to achieve reliable dose assessment, particularly in high-throughput settings and radiological emergency scenarios.
Direitos autorais (c) 2025 Fabio Andrés Chaves-Campos, Fernando Ortíz-Morales, Anthony Cordero-Ramírez, Julián Alonso Gómez-Castro, Jorge Ernesto González-Mesa https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise de EDXRF para monitorar Anemia por Deficiência de Ferro
A Anemia por Deficiência de Ferro é um problema global significativo, especialmente afetando mulheres grávidas e crianças pequenas. Métodos tradicionais de diagnóstico da anemia ferropriva geralmente requerem procedimentos laboratoriais extensivos e custosos. Este estudo explora a viabilidade do uso da tecnologia portátil de Fluorescência de Raios X por Dispersão de Energia (EDXRF) para a avaliação da concentração de ferro em amostras de sangue total de indivíduos diagnosticados com anemia ferropriva. Os resultados indicaram uma diminuição acentuada nos níveis de ferro nas amostras de sangue dos pacientes com anemia em comparação com o grupo controle. A técnica de EDXRF demonstrou várias vantagens, incluindo simplicidade na coleta de amostras, tempo rápido de medição e baixo custo. Este método é particularmente promissor para uso em situações onde o material biológico é limitado, como em práticas pediátricas para recém-nascidos. O estudo conclui que a tecnologia portátil EDXRF é uma ferramenta eficaz e eficiente para o diagnóstico da anemia por deficiência de ferro, potencialmente melhorando a acessibilidade e os resultados diagnósticos.
Direitos autorais (c) 2025 Maria Paula de Oliveira Goes, Cibele Bugno Zamboni, Maria Gabriela Miquelino Benedito, Maria Regina Andrade Azevedo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Determinação da capacidade de retenção total de 99Mo em agente extrator aniônico
O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN-CNEN/SP está desenvolvendo um projeto de pesquisa voltado ao estudo de técnicas analíticas para determinação de impurezas radioativas, emissoras de partículas alfa e beta. Este projeto teve início com a determinação de impurezas presentes no 99Mo, utilizado para obtenção do radiofármaco 99mTc, por meio de separação radioquímica em gerador de 99Mo/99mTc. Este trabalho apresenta o estudo do agente extrator aniônico Strata X-A, amplamente utilizado em análises qualitativas, a fim de validar sua capacidade de troca total para 99Mo, utilizando curva de breakthrough. O ponto de ruptura foi determinado em (2,75 +/- 0,14) mL, mostrando que apenas um cartucho Strata X-A de 0,5 g é suficiente para reter uma solução de 1,0 mL de (Na2MoO4+ 99Mo) em uma concentração de 2,42 g L- 1.
Direitos autorais (c) 2025 Ione Makiko Yamazaki, Denise Simoes Moreira, Mauro da Silva Dias, José Antonio Seneda, Marina Fallone Koskinas https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Simulação de Monte Carlo de um acelerador linear clínico Varian Trilogy de 6 MV usando Geant4 para análise dosimétrica em campos pequenos
Nas últimas décadas a radioterapia se desenvolveu bastante em função do surgimento de aceleradores lineares clínicos avançados, permitindo tratamentos mais seguros e rápidos, com redução de efeitos colaterais. Neste estudo, apresentamos uma simulação de Monte Carlo de um acelerador linear clínico Varian Trilogy de 6 MV utilizando a ferramenta Geant4 para analisar parâmetros dosimétricos, com foco em campos pequenos de fótons. A simulação modela os arquivos de espaço de fase em estágios chaves de modificação do feixe. A validação foi realizada comparando curvas simuladas de dose em profundidade (PDD) e perfis de dose com medições experimentais para o feixe de fótons de 6 MV, empregando o índice gama (critérios de 3%/3 mm) para quantificar o grau de concordância nos PDD’s. Os resultados concordaram em até 2% de diferença, com mais de 95% dos pontos passando na análise gama para um campo de 10 x 10 cm2. A estrutura desenvolvida permite calcular fatores de correção para dosimetria de campos pequenos, abordando desafios como a perda de equilíbrio eletrônico lateral em feixes de alta energia de 6 MV e compará-los com os valores estabelecidos na literatura. Essas capacidades são particularmente importantes para medidas de campos pequenos utilizados em técnicas avançadas de radioterapia, incluindo Radiocirurgia (SRS) e Radioterapia Estereotáxica Corporal (SBRT), nas quais a alta precisão na deposição da dose é essencial. De modo geral, este trabalho estabelece uma plataforma robusta e flexível baseada no Geant4 para simulação de aceleradores lineares clínicos, contribuindo para o desenvolvimento de protocolos dosimétricos mais precisos na terapia com fótons de altas energias em campos pequenos. Observações preliminares sugerem discrepâncias notáveis no fator de saída em campos de fótons pequenos (<3x3cm2), indicando a potencial necessidade de fatores de correção específicos para cada detector. Análises em andamento visam confirmar essas tendências.
Direitos autorais (c) 2025 Andre Luiz de Carvalho Ribeiro, Alex Cristóvão Holanda de Oliveira, Leonardo Peres da Silva, Eduardo De Paiva https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliação do Balanço de Material Nuclear por Análise Estatística de Material Não Contabilizado
A avaliação do balanço de material nuclear é uma ferramenta essencial utilizada para avaliar a validade das declarações do operador quanto às quantidades existentes de material nuclear de uma instalação e para verificar o cumprimento dos acordos de salvaguardas, quando existentes. Em resumo, a avaliação do balanço de material e as atividades de salvaguardas associadas a esta fornecem à autoridade regulatória nacional a capacidade de detectar desvios de material nuclear. Uma estratégia específica utilizada para detectar potenciais desvios na avaliação do balanço de materiais é conhecida como "desvio para o MUF", onde MUF se refere ao parâmetro Material Não Contabilizado. MUF é a diferença entre o inventário de livro e o inventário físico final ao fim do período de balanço de materiais. Essa avaliação é realizada por meio de análise estatística utilizando o desvio padrão do parâmetro MUF (σMUF), utilizando uma instalação brasileira anônima como estudo de caso. O objetivo final e valioso é a implementação desta análise no sistema brasileiro de controle e contabilidade, chamado e-Gamma. Assim, esta análise poderá ser realizada automaticamente pelo sistema para todas as instalações do país, por período contábil. Este estudo estatístico pode ser o preditor mais poderoso de desvio, utilizando o parâmetro σMUF como um recurso valioso. É possível implementar essa avaliação em sistemas de controle e contabilidade para aumentar a eficiência na identificação e resolução de discrepâncias/anomalias, o que é de fundamental importância para melhorar a confiabilidade de um sistema de controle em termos do cenário nacional. E tendo em vista o cenário internacional, um país que aumenta sua capacidade de verificação da contabilidade do material nuclear sob sua custódia tenderá a ocupar uma posição de autonomia no contexto de seus pares.
Direitos autorais (c) 2025 Larissa R. P. Xavier, Luiz Antônio Mello, José Carlos C. Amorim, Jakler Nichele, Edson Ramos Andrade https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Desenvolvimento de uma metodologia nodal semi-analítica para problemas unidimensionais de autovalor baseado na teoria de transporte multigrupo de nêutrons usando a formulação das ordenadas discretas
Uma metodologia nodal semi-analítica é descrita neste artigo para a obtenção da solução numérica de problemas de autovalor baseada na teoria de transporte de nêutrons, em geometria slab, com espalhamento isotrópico, usando a formulação das ordenadas discretas e multigrupo de energia. Esta nova proposta faz uma aproximação polinomial quadrática apenas no termo de fissão da equação de transporte, o que justifica o método ser semi-analítico. A solução numérica é obtida por meio de dois processos iterativos interligados: o processo iterativo externo, que utiliza o método das potências para obter sucessivas estimativas para a fonte de fissão e o fator de multiplicação efetivo (<!-- [if gte msEquation 12]><m:oMath><m:sSub><m:sSubPr><m:ctrlPr></m:ctrlPr></m:sSubPr><m:e><m:r>k</m:r></m:e><m:sub><m:r>eff</m:r></m:sub></m:sSub></m:oMath><![endif]--> <span style="font-size: 11.0pt; line-height: 107%; font-family: 'Calibri',sans-serif; mso-ascii-theme-font: minor-latin; mso-fareast-font-family: 'Times New Roman'; mso-fareast-theme-font: minor-fareast; mso-hansi-theme-font: minor-latin; mso-bidi-font-family: 'Times New Roman'; mso-bidi-theme-font: minor-bidi; position: relative; top: 4.0pt; mso-text-raise: -4.0pt; mso-ansi-language: PT-BR; mso-fareast-language: PT-BR; mso-bidi-language: AR-SA;"> ), e o processo iterativo interno, que visa obter sucessivas estimativas dos fluxos angulares de nêutrons emergentes das regiões homogêneas em todo domínio espacial. Uma vez calculados os autovalores, para cada iteração externa de potência estima-se os fluxos angulares emergentes nas faces dos nodos e na direção da varredura do processo iterativo interno. Estes são os fluxos incidentes nas faces dos nodos adjacentes, o que garante a continuidade da solução numérica. Os algoritmos computacionais foram implementados em linguagem MATLAB. Resultados numéricos para um problema de benchmark típico, considerando um modelo do tipo ADS, c.f., Accelerator-Driven Subcritical Reactor, são fornecidos para ilustrar a precisão das soluções numéricas convergidas em cálculos de malha grossa. Apesar do método não ser livre de erro de truncamento espacial, os resultados do problema de benchmark foram considerados satisfatórios com um nodo por região e o refinamento do domínio espacial não demandou alto custo computacional no que tange o tempo de resposta, aproximando seus resultados aos das soluções analíticas.
Meeting on Nuclear Reactor Physics and Thermal Hydraulics (ENFIR)
Direitos autorais (c) 2025 Natália Rocha Pinheiro, Francisco Bruno Souza Oliveira, Hermes Alves Filho https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Ginkgo biloba Extract: A Preliminary Study on Its Radiomitigative Potential Using the Conventional Dicentric Chromosome Assay
Radioprotetores e radiomitigadores podem ser substâncias de origem natural ou sintética que, uma vez administradas ao corpo humano, são capazes de prevenir, proteger ou reduzir danos causados ​​pela radiação. Este estudo teve como objetivo avaliar o potencial radiomitigador do extrato de Ginkgo biloba examinando a frequência de cromossomos dicêntricos em linfócitos humanos irradiados. Amostras de sangue foram obtidas de um voluntário saudável. Uma amostra foi deixada no laboratório como controle, e as outras foram irradiadas em uma fonte de 60Co na dose de 2 Gy e incubadas em concentrações de teste do extrato de Ginkgo biloba (0,025 e 0,05 μg/ml) de acordo com um protocolo padrão. Metáfases completas foram analisadas, e as frequências de alterações foram avaliadas estatisticamente para verificar o potencial radiomitigador do extrato de Ginkgo biloba. Os testes ANOVA e Tukey indicaram diferença estatística entre os grupos tratados e não tratados com Ginkgo biloba expostos a 2 Gy de radiação (p < 0,05), demonstrando que ambas as concentrações testadas foram capazes de reduzir os danos. Neste estudo in vitro, o extrato de Ginkgo biloba foi capaz de reduzir a frequência de cromossomos dicêntricos em linfócitos humanos irradiados, com destaque para a concentração de 0,025 μg/ml.
Direitos autorais (c) 2025 Julio Cesar Gomes da Silva, CAIO C. V. B. G, MENDES M. E., LOPES I. M. S. S., MELO A. M. M. A, LIMA F. F. https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Otimização dos Parâmetros de Voo para Detecção e Mapeamento de Radiação Gama utilizando Drones
A utilização de drones para levantamentos radiométricos tem se mostrado uma abordagem promissora, especialmente em áreas de difícil acesso, pois possibilita a geração de mapas detalhados da distribuição da radiação. No entanto, a qualidade dos resultados depende diretamente da estratégia de voo adotada. Este trabalho teve como objetivo investigar como a variação de diferentes parâmetros de voo, como velocidade de voo e espaçamento entre os pontos de medições, influenciam na qualidade do mapeamento de radiação gama, buscando otimizar a relação entre a precisão das medições e a eficiência operacional, como o tempo de voo e cobertura de mapeamento. Para isso, foram conduzidos dois voos experimentais com um drone equipado com um detector Geiger-Müller, utilizando uma fonte de Cs-137 como referência. A metodologia adotada baseou-se em medições contínuas durante o voo, com coleta de dados em pontos específicos predefinidos, via coordenadas de GPS. Esses pontos foram organizados em uma grade estruturada, permitindo a criação de um modelo tridimensional da distribuição da dose de radiação gama. A análise comparativa dos dois voos, cada um com configurações distintas, permitiu avaliar como os parâmetros de voo afetam a eficiência da detecção radiométrica da distribuição da taxa de dose utilizando drones. Os resultados sugerem que o mapeamento da taxa de dose de radiação tende a obter maior resolução quando a velocidade de voo do drone for reduzida e quando os pontos de coleta de dados forem mais densamente distribuídas pela área do voo de interesse.
Direitos autorais (c) 2025 Felipe Mamed, Alessandra Vaz, Ary Machado, Jonathan Oliveira, Leandro Silva, Paulo Barreto, Paulo Iack, Paulo Silveira, Rodrigo Curzio, Rodrigo Souza, Wallace Vallory https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Qualidade de imagem e otimização da dose em cateterismo e angioplastia: efeitos da implementação e análise dos valores típicos de dose
Este estudo teve como objetivo avaliar o impacto de estratégias de otimização de dose na exposição à radiação durante procedimentos de cateterismo e angioplastia cardíaca. A investigação foi conduzida em um centro de referência de alta complexidade, utilizando dados retrospectivos, ajustes em protocolos clínicos e avaliações da qualidade da imagem com simuladores dedicados. As medidas implementadas incluíram a redução da dose por quadro na cinefluoroscopia e a ativação de filtros de pós-processamento, resultando em reduções de até 39% na dose no ponto de referência e 25% na intensidade de ruído em condições de baixa dose. Ao todo, foram analisados 714 procedimentos realizados ao longo de cinco semestres. Níveis de referência diagnóstica (NRDs) foram determinados e comparados com dados da literatura nacional e internacional. Observou-se uma redução estatisticamente significativa no DAP (16,3%) e na dose no ponto de referência (12,8%) nos procedimentos de cateterismo (p < 0,05). Embora os procedimentos de angioplastia tenham apresentado tendência semelhante, a variabilidade dos casos limitou a significância estatística. Os resultados demonstram a eficácia das intervenções técnicas e do monitoramento contínuo na redução dos níveis de exposição, sem comprometer a qualidade da imagem diagnóstica.
Direitos autorais (c) 2025 Murilo Felisberto Morais de Assunção, Emerson Nobuyuki Itikawa, Jonas Oliveira da Silva, Guilherme Custódio Cândido Silva https://creativecommons.org/licenses/by/4.0