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/
Simulador de PLA para Dosimetria em Resíduos de Saúde
Os resíduos de serviços de saúde (HCW) exigem tratamento eficiente antes do descarte para evitar a disseminação de patógenos e a contaminação ambiental. A irradiação ionizante surge como alternativa promissora à incineração, porém requer conhecimento das propriedades radiológicas do material para determinação precisa da dose. Este trabalho tem o objetivo de desenvolver um simulador físico para HCW visando auxiliar na avaliação dosimétrica de resíduos irradiados, com validações experimentais e computacionais. Foram utilizados dados do National Institute of Standards and Technology (NIST) e os programas XCOM e ESTAR para obter coeficientes de absorção de energia de massa para fótons e poder de freamento de massa para elétrons entre 0.1 e 20 MeV. Consideraram-se duas abordagens: um modelo completo com a composição típica dos HCW e um modelo simplificado baseado em Poliácido Lático (PLA), contendo apenas C, O e H, assumindo que o PLA reproduz adequadamente a fração elementar predominante dos resíduos. A validação dosimétrica consistiu na comparação dos coeficientes de atenuação mássica (μ) e de freamento (S) entre HCW e PLA. Simulações com PHITS avaliaram a distribuição espacial de dose para fótons e elétrons. Um simulador físico foi então produzido por impressão 3D em PLA, com densidade de 0.15 g/cm³ e geometria interna hexagonal para representar o empacotamento real dos resíduos. As comparações entre os coeficientes de atenuação mássico e poder de frenagem indicaram diferenças mínimas entre HCW e PLA, demonstrando equivalência radiológica. As simulações e análises confirmaram que o simulador reproduz adequadamente a distribuição espacial de dose, com boa homogeneidade e fidelidade ao comportamento real. O uso de PLA mostrou-se uma solução prática, econômica e tecnicamente consistente para construção de simuladores destinados ao aperfeiçoamento de processos dosimétricos em tratamento de resíduos por radiação ionizante, além de favorecer estudos reprodutíveis com elevado potencial de aplicação.
The Meeting on Nuclear Applications (ENAN)
Latin-American Congress on Solid State Dosimetry and Radiation Measurements (LASSD)
Semana Nacional de Engenharia Nuclear e da Energia e Ciências das Radiações (SENCIR)
Direitos autorais (c) 2026 Hugo Leonardo Lemos Silva, Noil Amorim de Menezes Cussiol, Tarcísio Passos Ribeiro de Campos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avanços do Modified Spectral Deterministic aplicado à solução de problemas bidimensional de blindagem de nêutrons considerando espalhamento linearmente anisotrópico
Este trabalho amplia a aplicação do método espectro-nodal MSD. cf., Modified Spectral Deterministics (MSD-CN) para resolver problemas de blindagem de nêutrons (fonte fixa) em geometria retangular cartesiana bidimensional, considerando problemas com espalhamento linearmente anisotrópico, na formulação das ordenadas discretas (<!-- [if gte msEquation 12]><m:oMath><m:sSub><m:sSubPr><m:ctrlPr></m:ctrlPr></m:sSubPr><m:e><m:r>S</m:r></m:e><m:sub><m:r>N</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: 3.0pt; mso-text-raise: -3.0pt; mso-ansi-language: PT-BR; mso-fareast-language: PT-BR; mso-bidi-language: AR-SA;"> ), usando aproximação constante para os termos de fuga transversal de nêutrons. O fundamental dessa metodologia é a utilização da solução analítica intranodal da equação de transporte de nêutrons e um processo iterativo que emprega o conceito de varredura espacial, semelhante a do método SI, c.f., Source Iteration, utilizado no método de malha fina DD, cf., Diamond Difference para a estimativa dos fluxos angulares de nêutrons emergentes nos nodos espaciais. Para a validação da metodologia, foi feita a simulação numérica de dois problemas-modelo, onde o MSD-CN foi capaz de gerar resultados com baixo desvio em relação aos obtidos usando o método de malha fina de referência, em conjunto com um teste de desempenho onde o tempo de exeução do algoritmo foi testado. Diamond Difference. Todos os métodos foram implementados em C++.
Meeting on Nuclear Reactor Physics and Thermal Hydraulics (ENFIR)
International Radiation Protection Association (IRPA)
Direitos autorais (c) 2026 Rafael Barbosa Libotte, Hermes Alves Filho, Fernando Carvalho da Silva https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise dos princípios da química verde na radioiodação da metaiodobenzilguanidina em comparação com os princípios já adotados para proteção radiológica
Questões ambientais vêm direcionando atenção especial para métodos que promovam tratamentos adequados de descarte, uso de reagentes menos tóxicos e condições mais brandas nas rotas de síntese. A metaiodobenzilguanidina radioiodada (MIBG) é um radiofármaco de destaque na cintilografia diagnóstica e na terapia de tumores da crista neural, como feocromocitoma e neuroblastoma, além de contribuir para o prognóstico da integridade neuronal simpática após insuficiência cardíaca. Reações de halogenação que evitam substâncias tóxicas e condições perigosas geram compostos fundamentais para a indústria farmacêutica. Nesse contexto, a radioiodação é um exemplo específico de halogenação, essencial na síntese de radiofármacos — compostos radioativos empregados no diagnóstico e tratamento de doenças humanas. Do ponto de vista da química verde, a produção de MIBG radioiodada apresenta o desafio de priorizar o uso de substâncias inofensivas e de otimizar processos que minimizem o impacto ambiental, respeitando simultaneamente regulamentações nucleares, de proteção radiológica e farmacêuticas, embora, até o momento, tais processos pouco considerem uma abordagem ecológica. Este trabalho apresenta um estudo quantitativo da aplicação dos princípios da química verde aos métodos de radioiodação da MIBG. A conformidade com esses princípios foi expressa em porcentagem. Complementarmente, propõe-se uma análise qualitativa do alinhamento entre os princípios da proteção radiológica e os da química verde. A Química Verde baseia-se em 12 princípios: Prevenção; Economia Atômica; Sínteses Químicas Menos Perigosas; Desenho de Produtos Químicos Mais Seguros; Solventes e Auxiliares Mais Seguros; Eficiência Energética; Matérias-primas Renováveis; Redução de Derivados; Catálise; Desenho para Degradação; Análise em Tempo Real para Prevenção da Poluição; e Química Inerentemente Mais Segura. Este trabalho discute como cada princípio se relaciona com a radioiodação da MIBG, abordando também aspectos aplicáveis a radiofármacos em geral. Embora a produção da MIBG atenda integralmente aos requisitos farmacêuticos, atualmente cerca de 68 % dos princípios da química verde são contemplados. A incorporação de práticas sustentáveis representa o próximo passo na produção e controle de qualidade de radiofármacos, aliando segurança, eficácia e responsabilidade ambiental.
International Joint Conference Radio (RADIO)
Direitos autorais (c) 2026 Antonio Pedro Junior, Eliene Bezerra Simão da Silva, Francisco José de Oliveira Ferreira, Rogerio Chaffin Nunes, Karine Rocha Ramos da Silva, Larissa Cunha Pinheiro, Fellipe Souza da Silva, Luciano Moreira Lima, Adriana Marques, Cintia Andrade Custódio, Luciana Carvalheira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Aplicação de Redes Neurais Feedforward na implementação de Sensores Virtuais em Reatores Nucleares
Este estudo dá continuidade a uma linha de pesquisa desenvolvida no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), focada no uso de Redes Neurais Artificiais (RNAs) para alcançar redundância de sensores em reatores nucleares. A metodologia proposta consiste em treinar uma Rede Neural Feedforward (FFNN) para estimar o valor de uma variável do reator com base em medições de outras variáveis. A viabilidade foi demonstrada utilizando dados do reator nuclear de pesquisa do IPEN e um modelo em escala. Enquanto trabalhos anteriores se basearam em dados de um único ciclo operacional do reator, este estudo avaliou o desempenho das redes utilizando dados de múltiplos ciclos com o objetivo de verificar a precisão, a generalização, e identificar deficiências no método. Um ciclo livre de falhas foi selecionado para treinamento e validação, enquanto outros cinco foram usados para testes, abrangendo diferentes eventos. Três variáveis de temperatura, três de radiação, uma medição de potência e a posição de uma barra de segurança foram escolhidas para as redes estimarem. O desempenho foi avaliado por meio do Mean Absolute Percentage Error (MAPE). Todas as redes apresentaram bons resultados durante o treinamento. No entanto, apenas as redes de duas variáveis de temperatura obtiveram precisão similar nos ciclos de teste, apresentando valores de MAPE abaixo de 3%. As demais tiveram desempenho insatisfatório, com casos de desvios persistentes ou falha em acompanhar a tendência geral dos sinais medidos. Os resultados destacam os desafios impostos por correlações fortes entre entradas e saídas, bem como a dificuldade em capturar toda a complexidade das relações funcionais entre as variáveis do reator.
Direitos autorais (c) 2026 Frederico Emidio Wu, Thadeu das Neves Conti https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Dose Efetiva Comprometida por Ingestão de Alimentos Cultivados no Parque Estadual da Pedra Branca
Os radionuclídeos podem ser incorporados por meio da ingestão e no corpo humano, tornam-se uma fonte de exposição interna. Por conseguinte, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nos alimentos é um passo importante na monitorização ambiental e na proteção radiológica. Nesta perspectiva, as concentrações de atividade de 40K, 226Ra, 228Ra e 228Th foram calculadas para seis amostras de cultivo orgânico: abacate, couve, cenoura, caqui, abacaxi e cebola, do Parque Estadual da Pedra Branca (PEPB), Unidade de Conservação. A análise dos radionuclídeos foi realizada por espectrometria gama com o uso de um detetor de germânio de alta pureza (HPGe) em conjunto com o pacote de software Genie 2000. As concentrações de atividade dos radionuclídeos foram calculadas com base em eficiências de deteção simuladas. A concentração de atividade mais elevada de 40K foi obtida para a cenoura (101.83 ± 15.47) Bq.kg-1 e o valor mais elevado de dose efetiva, 1.64 µSv.ano-1, foi obtido para o abacate. A concentração de atividade do 226 Ra ficou abaixo da atividade mínima detectável para todas as amostras. Concentrações de atividade do 228 Ra foram encontradas somente na couve e na cenoura. Concentrações de atividade de 228Th foram detectadas em todas as amostras, embora em baixos níveis. As doses estimadas por ingestão estão dentro dos limites estabelecidos pela ICRP 119. Portanto, o consumo desses alimentos orgânicos cultivados no PEPB é radiologicamente seguro.
Direitos autorais (c) 2026 Nadia Rodrigues dos Santos, Alessandro Mariano Domingues, Izabella Soares de Souza, Carlos Omar Pastrana Orejuela, Rosa Jimenez Bermudez, Ademir Xavier da Silva, Edmilson Monteiro de Souza, Inayá Corrêa Barbosa Lima 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.
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
Re-caracterização da posição da estação pneumática para irradiações curtas do reator IEA-R1 para uso no método k0
Este trabalho apresenta a re-caracterização da posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização no método k0-INAA. A razão do fluxo de nêutrons térmicos-epitérmicos e o fator da distribuição de fluxo de nêutrons epitérmicos do reator IEA-R1 do IPEN foram determinados na estação pneumática de irradiação. Para obter esses valores, foi utilizado o método “bare triple monitor” com 198Au–97Zr–95Zr. Para avaliar sua reprodutibilidade, foi analisada a variação temporal desses parâmetros, sendo a validação efetuada por meio de irradiações de materiais de referência de origem geológica G-S-N (granito) e biológica INCT-MPH-2 (mix de ervas). Os resultados obtidos para α e f mostram que tais valores são reprodutíveis e são compatíveis entre si, segundo a distribuição normal gaussiana para até 1 desvio padrão de confiança. Os resultados obtidos para os elementos detectados nas amostras concordam com os valores recomendados, com erros relativos (bias) menores que 10%, exceto no caso do Mn no G-S-N(16,3%). Estes resultados indicam que é possível viabilizar o uso desse método de forma rotineira para os pesquisadores do LAN-IPEN, para análise de amostras geológicas e biológicas.
k0-INAA, método de ativação neutrônica, fluxo de nêutrons.
Direitos autorais (c) 2026 João Pedro Oliveira Flores, Renato Semmler, Marina F. Koskinas, Denise Simões Moreira, Ione Makiko Yamazaki, Paulo Sérgio Cardoso da Silva, Vera Akiko Maihara https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Uso de Dosímetros por Luminescência Opticamente Estimulada na Avaliação do Software Dose Map na Radiologia Intervencionista
A radiologia intervencionista possui diversas aplicações, no entanto, a complexidade e a duração de certos procedimentos podem resultar em exposição significativa à radiação para os pacientes. Este estudo apresenta uma comparação entre um método comercial de mapa de doses utilizado em radiologia intervencionista, o Dose Map, e dosimetria por luminescência opticamente estimulada, utilizando uma matriz construída com esses dosímetros. O material dosimétrico foi obtido a partir de um rolo de fita Landauer Luxel® e calibrado em um angiógrafo GE® Innova 4100 IQ, utilizando uma câmara de ionização como referência. A calibração resultou em uma relação linear entre o sinal de leitura e o kerma no ar. Foram realizados experimentos com objetos simuladores homogêneos de polimetilmetacrilato, bem como um acompanhamento clínico de pacientes. A máxima diferença entre os valores de kerma medidos pelos dosímetros e os estimados pelo Dose Map foi de 14%. A comparação entre a matriz de dosímetros, o filme radiocrômico e o Dose Map demonstrou boa concordância geométrica, tanto nos estudos com objetos simuladores quanto no acompanhamento de pacientes. Os resultados confirmam a aplicabilidade do Dose Map para o monitoramento da distribuição de doses na pele em tempo real, contribuindo para a segurança dos pacientes na radiologia intervencionista.
Direitos autorais (c) 2026 Eduardo Souza Santos, Denise Yanikian Nersissian, Elisabeth Mateus Yoshimura 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
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
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
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.
Direitos autorais (c) 2025 Natália Rocha Pinheiro, Francisco Bruno Souza Oliveira, Hermes Alves Filho https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Detecção de vazamentos e medição da taxa de vazamento em célula quente para produção de radiofármacos em um laboratório BPF
Células quentes são sistemas de contenção utilizados na produção de radiofármacos, projetadas para garantir a proteção radiológica e a qualidade do produto. A realização de testes de estanqueidade é um requisito obrigatório segundo a norma CNEN NN 6.13, pois impacta diretamente a segurança dos trabalhadores, na proteção ambiental e na integridade do produto. Este estudo teve como objetivo realizar um teste prático de estanqueidade em uma hot cell utilizada para a produção de radiofármacos, de acordo com as normas técnicas aplicáveis. O método da mudança de pressão foi aplicado, utilizando pressões entre 1,6 e 2,5 vezes a pressão de trabalho por 15 minutos. O método demonstrou ser prático, não exigindo equipamentos altamente especializados, embora sua sensibilidade à temperatura recomende o uso de termômetros de alta precisão. Os resultados mostraram que, embora o método seja adequado para conformidade com Classe 2, ele pode não ser apropriado para Classe 1 devido ao risco de resultados matematicamente imprecisos provenientes principalmente de variações de temperatura. Foram necessárias múltiplas rodadas de detecção e reparo de vazamentos para alcançar o nível de contenção exigido. No geral, as câmaras DC, RIC, CIC e Solid Waste atenderam aos requisitos de estanqueidade da Classe 2, estando adequadas para utilização em instalações de radiofarmácia.
Direitos autorais (c) 2026 Rodrigo da Silveira Santos, Carlos Leonel Zapparoli, Joel Mendes dos Santos, Gabriela Franco da Rosa Caetano, Marcelo de Gusmão Paraíso Cavalcanti, Delvonei Alves de Andrade https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Braquiterapia eletronica: protocolo de calibração em termos da dose absorvida na água
Novas técnicas de radioterapia têm sido inovadoras nas últimas décadas com o objetivo de maximizar a dose no tecido tumoral e reduzir a dose no tecido sádio. Uma das modalidades que tem ganhado destaque, utilizando de feixes de baixa energia, é a radioterapia intraoperatória (IORT), por ser um método baseado em alta dose de radiação (10–20 Gy) administrada no leito tumoral imediatamente após a excisão cirúrgica. A IORT pode ser obtida por meio de tratamento com feixes de raios X de baixa energia com alguns aparelhos disponíveis no mercado. No entanto, tais aparelhos fornecem pouca informação dosimétrica e carecem de um protocolo de calibração. De acordo com as recomendações recentemente atualizadas da norma TRS 398 (2024), para o uso de feixes de baixa energia, o ideal é utilizar uma câmara de ionização de placas paralelas calibrada em termos de dose absorvida em água. Com base na TRS 398, este trabalho estabeleceu um protocolo de calibração para dosímetros de placas paralelas em termos de dose absorvida em água no Centro de Metrologia de Radiações Ionizantes (CEMRI) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN).
intraoperative radiotherapy, radiation metrology, dosimeter calibration
Direitos autorais (c) 2026 Fábio Dias, Orlando Rodrigues Jr, Maria da Penha Albuquerque Potiens https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudo comparativo de fluxo de nêutrons térmicos a partir da ativação de folhas de ouro
Resumo: O fluxo de nêutrons térmicos TNF2 no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI/IRD) foi previamente validado por meio de experimentos utilizando uma configuração cuidadosamente projetada com quatro fontes de nêutrons 241Am-Be. Essas fontes são estrategicamente posicionadas nos vértices de um cubo de grafite/parafina, criando uma geometria de referência estável e confiável para a calibração de dosímetros pessoais. Este estudo tem como objetivo principal aprimorar as técnicas de medição e simulação do fluxo de nêutrons por meio da utilização de folhas de ouro externas como materiais-alvo. Ao posicionar essas folhas de ouro fora da geometria convencional, buscamos realizar medições experimentais precisas e simulações do fluxo de nêutrons utilizando métodos computacionais de Monte Carlo. Essa abordagem inovadora permite uma comparação rigorosa entre a ativação experimentalmente observada das folhas de ouro e as previsões do fluxo de nêutrons fornecidas pelas simulações. Os resultados deste estudo são esperados para contribuir significativamente para o aprimoramento das técnicas de medição do fluxo de nêutrons, aumentando a precisão e a confiabilidade do processo de calibração dos dosímetros usados para proteção radiológica. Além disso, a utilização de folhas de ouro externas como alvos traz uma nova dimensão à análise, permitindo uma avaliação mais detalhada e comparativa entre dados experimentais e simulações computacionais. Com isso, espera-se que o estudo avance o estado da arte na medição de fluxos de nêutrons, oferecendo uma metodologia mais robusta para aplicações em metrologia de radiações ionizantes. Este trabalho, portanto, não apenas valida métodos existentes, mas também propõe melhorias significativas que podem ser aplicadas a uma ampla gama de cenários de calibração e proteção radiológica, fortalecendo a base metrológica para o uso seguro de radiações ionizantes.
Metrologia, Nêutrons , Ativação , Folha de ouro.
The activation of gold foil through thermal neutron bombardment
Direitos autorais (c) 2026 Watila Lins Silva, Max Ramos, Regio Santos Gomes, Achiles Astuto, Walsan Wagner Pereira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudos Patológicos em Úteros por Microtomografia de Raios X
A microtomografia computadorizada por raios X (microCT) é uma técnica avançada de avaliação de materiais que utiliza o princípio da atenuação de raios X para formar imagens bidimensionais e tridimensionais em alta resolução. Esta técnica permite a visualização detalhada das microestruturas de amostras biológicas através da combinação digital de centenas de cortes transversais. Por ser uma técnica não destrutiva, a microCT requer mínimas preparações das amostras e não causa danos ao material analisado. Este trabalho tem como objetivo utilizar a microCT para obter imagens de alta resolução do útero ex-vivo, demonstrando a possibilidade de visualizar microestruturas, detalhar tecidos e contribuir para o estudo anatômico e patológico desses órgãos. A pesquisa também destaca a relevância e a utilidade da microCT como uma técnica moderna e eficaz para a análise não destrutiva de amostras biológicas, enfatizando seu potencial em diversas áreas da ciência e da medicina. Além disso, busca-se validar a microCT como uma ferramenta essencial para a pesquisa médica, proporcionando um entendimento mais profundo das estruturas internas dos órgãos e suas possíveis patologias.
Direitos autorais (c) 2026 Larissa M. Gonçalves, Olga M. O. Araujo, Alessandra S. Machado, Pedro Castro, Ricardo T. Lopes https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Desenvolvimento de Esferoides em Co- Cultura de Tumor Prostático com Fibroblastos Humanos, Usando a Técnica de Gota Suspensa com Inversão de Placa para Análise de Irradiação GammaCell 220 com Co-60
O desenvolvimento de esferoides tumorais em co-cultura com fibroblastos humanos é uma abordagem inovadora para modelar o microambiente do câncer prostático e avaliar os efeitos da radiação. Neste estudo, utilizamos a técnica de "hanging drop" combinada com a inversão de placas para formar esferoides tridimensionais de células tumorais prostáticas (linha LNCAP) co-cultivadas com fibroblastos humanos. Esta abordagem visa criar um modelo mais representativo do ambiente tumoral in vivo, permitindo uma análise detalhada das interações entre células tumorais e fibroblastos em condições 3D. Os esferoides formados foram expostos a radiação gama utilizando um irradiador GammaCell 220 com Co-60, com o objetivo de investigar os efeitos da radiação nas células fibroblásticas e tumorais. A radiação gama é conhecida por induzir morte celular, e este estudo analisa como esses danos influenciam a morfologia no microambiente dos esferoides.
Direitos autorais (c) 2026 Thais Monteiro, Alex Alves Rodrigues, Giovana Dias da Silva, Esther Carolina dos Santos, Patricia Lima Falcão, Suleyna Ribeiro Prudente, Mayelle Maria Paz, Daniel Perez Vieira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Retrospective study of radiation exposures during interventional cardiology procedures performed at the University Cardiovascular Center of Uruguay
The number of interventional cardiology procedures has increased rapidly during the last decades. Fluoroscopic X-ray procedures, such as coronary angiography and percutaneous transluminal coronary angioplasty, are considered the largest source of medical occupational exposure, either for patients or operators, causing deleterious health effects. In this respect, several modifications in classical interventional cardiology procedures as well as the incorporation of radiation protection protocols for reducing radiation exposure have been developed. To adequately know the success in the application of these changes, the reference values of radiation exposure for different interventional cardiology procedures should be established. For this purpose, a retrospective, cross-sectional and descriptive study was carried out at the University Cardiovascular Center from the Faculty of Medicine (University of the Republic) of Uruguay between 2018 and 2020, with the aim to know the frequency of procedures performed as well as the average of delivered radiation dose, the fluoroscopy time and the Kerma-rea product for every interventional procedure. Urgent angioplasty procedure was the most frequent interventional procedure performed, producing the highest exposure level of occupational radiation workers and patients. It was established for the first time in Uruguay reference levels for the three most frequent interventional cardiology procedures using the third quartile of radiation exposure parameters employed (Total dose delivered, Kerma-area product and fluoroscopy time). Reference values obtained were in agreement with the ones found at international level.
percutaneous transluminal coronary angioplasty
Direitos autorais (c) 2026 Rafael Mila, Fredy Hernandez, Jaime J. Cordon, Ariel Duran, Wilner Martínez-López https://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.
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
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
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
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
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 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.
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.
Direitos autorais (c) 2025 Ms. Teresa Soares, Dra. Linda Caldas, V. P. Campos, L. L. Campos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0