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/
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
The Meeting on Nuclear Applications (ENAN)
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
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
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)
Semana Nacional de Engenharia Nuclear e da Energia e Ciências das Radiações (SENCIR)
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.
International Joint Conference Radio (RADIO)
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.
Congresso Brasileiro de Metrologia das Radiações Ionizantes (CBMRI)
International Radiation Protection Association (IRPA)
II Simpósio Internacional sobre Protección Radiologica, Cusco (SIPR)
Congresso de Proteção Contra Radiações da Comunidade dos Países de Língua Portuguesa (PCR-CPLP)
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
Monitoração In Vivo Em Emergência Radiológica: um Programa para Intercomparação da Eficiência de Detecção em Detectores Cintiladores Portáteis
A monitoração interna in vivo é uma técnica laboratorial usada para avaliar e quantificar a incorporação de radionuclídeos no corpo humano. A demanda para esse serviço pode aumentar significativamente em casos de emergência radiológica ou nuclear. Além dos laboratórios dedicados, pesquisadores têm proposto a calibração de detectores portáteis de radiação gama para uma rápida monitoração de indivíduos expostos e avaliação da dosimetria interna. Diversos exercícios internacionais de intercomparação têm sido conduzidos para avaliar as respostas de detectores usados em monitoração interna, incluindo, mais recentemente, detectores portáteis de NaI(Tl). Entretanto, esses exercícios experimentais de intercomparação incluem o transporte de fontes radioativas entre as instituições participantes. O objetivo deste estudo é propor uma metodologia simples para a determinação de um valor de referência para a eficiência do detector NaI(Tl), em 662 keV (137Cs), apoiando os esforços para os futuros exercícios. Este trabalhou empregou detectores cintiladores de NaI(Tl) e um simulador de torso. Foi possível determinar uma geometria de medição otimizada por meio de simulação utilizando o código matemático MCNPX, especialmente no que se refere às distâncias, e estimar valores de eficiência com intervalos de aceitação definidos para o exercício de intercomparação proposto.
Direitos autorais (c) 2025 MSc. Alexandre Barbosa Soares, Dr. José Ubiratan Delgado, Dr. Alfredo Lopes Ferreira Filho, Gabriel Flintz Fraga Marques https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Legislação e Normas relativas ao uso de radiações ionizantes em fitoterápicos no Brasil: Uma Análise Documental
Este estudo teve como objetivo realizar uma análise documental da legislação e regulamentação federais no Brasil sobre a irradiação de produtos fitoterápicos. A pesquisa foi realizada entre abril e junho de 2024, por meio da revisão de documentos oficiais, incluindo regulamentos, resoluções, emendas constitucionais e decretos publicados entre 1983 e 2018. Embora a análise tenha revelado a existência de normas e resoluções específicas relacionadas à irradiação de alimentos, não foi identificada nenhuma regulamentação direta sobre o uso de radiação ionizante em fitoterápicos no Brasil. A legislação nacional trata do uso da radiação ionizante em alimentos, especialmente para radioesterilização, com destaque para a RDC nº 21/2001, que pode ser aplicada de forma indireta às plantas medicinais. A Instrução Normativa nº 44/2014 apresenta as diretrizes mais relevantes quanto à aplicação da radiação ionizante em medicamentos. Em contraste, legislações internacionais — como as da FDA (EUA) e da FSSAI (Índia) — regulam explicitamente a radioesterilização de ervas e plantas medicinais. A análise documental evidencia a necessidade de ampliação, regulamentação e harmonização das normas e protocolos brasileiros para garantir a aplicação segura da radiação ionizante em produtos fitoterápicos.
Direitos autorais (c) 2025 Diniz, E. C., Neto, L. S. M., Silva, M. M., Amaral, A., Magnata, S. S. L. P., Araújo, L. A,, Netto, A. M., Silva, E. B. https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Uso de Imagens de Linfocintilografia em Medicina Nuclear para Obter a Distribuição de Fótons de 99mTc em Modelos Computacionais de Exposição
Este estudo tem como objetivo criar um catálogo de fontes para exames de Linfocintilografia de Membros Inferiores (MMII) em Medicina Nuclear, utilizando imagens reais de linfocintilografia de pacientes adultos do sexo masculino. O software DIP (Processamento Digital de Imagens), desenvolvido pelo Grupo de Pesquisa em Dosimetria Computacional e Sistemas Embarcados (GPDC&SE), foi utilizado para ajustar as imagens médicas anteroposteriores (AP) e posteroanteriores (PA) à seção frontal do fantoma antropomórfico MASH_sup (Male Adult meSH in supine position). As imagens foram somadas linha por linha, gerando um arquivo .SGI, o qual foi processado pelo software de Monte Carlo para produzir o catálogo de fontes armazenado no arquivo MSUPLC_TC99m.txt. Este arquivo contém informações para cada fatia, incluindo o número da fatia, a área dos pontos-fonte e o valor da função de distribuição acumulada (FDA) associada. Como resultado, foi gerado com sucesso um catálogo baseado em dados clínicos reais, que possibilita a substituição das fontes internas genéricas nos Modelos Computacionais de Exposição do GPDC&SE, permitindo simulações mais realistas dos exames de MMII. Futuramente, espera-se aplicar essa metodologia a pacientes do sexo feminino, outros tipos de fantomas e diferentes exames cintilográficos. Isso representa um avanço na dosimetria computacional e na medicina nuclear personalizada, permitindo simulações mais fiéis às características anatômicas e fisiológicas dos pacientes
Direitos autorais (c) 2025 Jorge Alexandre Gomes Lins, José Wilson Vieira, Fernando Roberto de Andrade Lima, Whoody Alem Wanderley Araripe Farias , Victor Hugo Farias Ferreira da Silva; João Mário da Silva; Ferdinand de Jesus Lopes Filho, Jefferson Melo Gonçalves Pena, Larissa Cristina Silva dos Santos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Detection of Cosmic Radiation at Low Doses: Integrative Review of Biodosimetric Methodologies with Proposition of Aerospace Evaluation Index
Galactic cosmic radiation (GCR) is the major risk in long-duration spaceflight when considering biological damage. Hence, monitoring the absorbed dose is required and biodosimetry will be considered an important tool especially in scenarios where physical dosimetry does not work. This integrative review tries to find, analyze, and compare different biodosimetric techniques capable of recording low doses of ionizing radiation (≤ 0.1 Gy) under simulation of spatial environments with respect to their operational applicability. The Aerospace Biodosimetric Performance Index is introduced to integrate the main parameters of the analysis. All results came from original articles in English available in open access published between 2019 and 2024 according to a PRISMA 2020 flowchart found in Scopus and PubMed databases and only eight studies were considered eligible for inclusion after performing a primary screening using Rayyan app. The major biodosimetric approaches recognized in the investigation are cytogenetic, molecular, and metabolic. The analysis time in the methodologies was between 2 and 70 hours, sample viability from 1 day to 2 years, and sensitivity as low as 0.05 Gy for the minimum detectable dose in some methods. The Yeast Metabolic Assay showed good applicability by combining high sensitivity with quick analysis and long viability. However, an absence of studies combining space radiation with microgravity constituted a major drawback. While many methodologies show detection capabilities at very low dose levels, few of them meet both the technical and operational requirements when considered together for prolonged space missions, hence a development challenge for hybridized yet more robust methods.
Direitos autorais (c) 2025 Paulo Sérgio de Abreu Junior, Ricardo Felipe Soares, Thaís Soares Costa, Felipe L. Frigi, Liana Kalczuk, Priscila Correia Fernandes, Claudio Antonio Federico https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Understanding and enhancing nuclear safety culture in nuclear power plants through a quantitative system dynamics model
This study presents a quantitative system dynamics model developed to understand and enhance nuclear safety culture and operational performance in nuclear power plants. The model employs causal loop diagrams and stock-and-flow diagrams, created using Vensim PLE+ software, to capture and simulate the complex interactions that define safety culture dynamics. Recognizing the fundamental role of organizational culture in maintaining nuclear safety, the model incorporates key elements such as leadership, risk perception, continuous improvement, internal communication, and the commitment of management and personnel. Through an extensive literature review and expert consultations, the research integrates critical variables into the model, grounded in frameworks from the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the World Association of Nuclear Operators (WANO). Simulating a decade of safety culture management dynamics, the model reveals the impact of management strategies, demonstrating the effectiveness of continuous improvement initiatives and proactive leadership in enhancing safety outcomes. Stress tests conducted under extreme scenarios validated the model's robustness, reaffirming its applicability in safeguarding safety culture under intensified production pressures. The findings provide actionable insights for nuclear safety professionals and decision-makers, promoting environments that support safety-focused practices. This model serves as a comprehensive tool to advance safety culture in nuclear operations, offering valuable perspectives for both theoretical discourse and practical nuclear safety management.
causal loop diagram and stock-and-flow diagrams
Direitos autorais (c) 2025 Santiago Gregorio Acuña, Marcelo Oscár Gim´enez, Mariela Grinberg, Ochuko Felix Orikpete, Warren Farr 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
Realidade dos exames radiológicos com pacientes com limitações físicas
Este artigo aborda os problemas enfrentados na prática hospitalar e clínica diária no Brasil, onde não há protocolos de exames ou bibliografias que os profissionais possam utilizar como base para a realização de exames radiológicos em pacientes com limitações de movimento e condições clínicas, como paraplegia e tetraplegia. O objetivo deste estudo foi desenvolver uma cartilha de adaptações de posições radiológicas para pacientes com mobilidade reduzida. Este material pode melhorar e otimizar os serviços prestados na área, oferecendo maior segurança radiológica tanto ao profissional quanto ao paciente durante a realização dos exames. A metodologia utilizada envolveu revisões bibliográficas nacionais, visitas técnicas e acompanhamento hospitalar, além de discussões com profissionais especialistas na área de radiologia, a fim de consolidar uma base mais concreta e específica para o conteúdo estudado. A partir desses dados, foi possível formalizar uma cartilha simplificada, nas versões em português e inglês, acessada por meio de QR Codes específicos. A cartilha contempla algumas adaptações de posições de exames radiológicos para pacientes com limitações físicas ou mobilidade reduzida. A cartilha contém uma estrutura didática para consulta rápida para melhor orientar o profissional quanto à realização dos exames. Contém capa, apresentação, resumo, introdução, resumo de exames convencionais, adaptação de exames, conclusão e, por fim, as referências bibliográficas. A conclusão do estudo ressalta a importância da ampliação de pesquisas voltadas à adaptação de exames radiológicos para pacientes com limitações físicas ou mobilidade reduzida. Essas adaptações visam não somente o bem-estar do paciente, mas também a saúde, a proteção radiológica e a segurança ergonômica dos profissionais, evitando lesões durante a realização do exame ou sua repetição. Espera-se que este material possa proporcionar um ambiente mais humanizado tanto para pacientes quanto para profissionais.
Adaptações de exames radiológicos para pacientes com mobilidade reduzida
Cartilha para pacientes com limitações físicas
Adaptations des examens radiologiques pour les patients à mobilité réduite
Adaptaciones de las exploraciones radiológicas para pacientes con movilidad reducida
Adaptations of radiological examinations for patients with reduced mobility
Direitos autorais (c) 2025 Dra. Kátia Elisa Prus Pinho , Dra. Rita Zanlorensi Visneck Costa , Roberta Aumann, Dr. João Henrique Hamann https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Extrato comum de cebola (Allium cepa): radioprotetor ou radiossensibilizante?
Atualmente, a radiação ionizante tem sido amplamente utilizada em diferentes áreas do conhecimento. No entanto, apesar da existência de diversas normas de radioproteção para trabalhadores, pacientes e membros do público, essas medidas não são suficientes para limitar completamente os possíveis efeitos nocivos da radiação ionizante. Por esse motivo, há um interesse crescente na busca por substâncias radiomodificadoras com atividade radioprotetora ou radiomitigadora. Portanto, como forma de radioproteção, o uso de compostos radioprotetores é essencial para preservar células saudáveis dos danos induzidos pela radiação. Entre esses agentes, a literatura destaca compostos e extratos naturais, sendo um deles o Allium cepa, conhecido popularmente como “cebola” — uma planta com potencial medicinal, além de propriedades antitumorais e antioxidantes. No entanto, nenhum estudo relatou a aplicação do extrato de cebola como agente antioxidante e radioprotetor em células de mamíferos. Assim, é necessário confirmar as capacidades antioxidante e radioprotetora do extrato de A. cepa em linfócitos humanos, especialmente para exposições planejadas à radiação ionizante. Para isso, o extrato aquoso dos bulbos de A. cepa foi submetido a testes de viabilidade celular (ensaio MTT) e avaliação da capacidade antioxidante (ensaios ABTS e DPPH). Em seguida, na presença do extrato, realizou-se o ensaio de micronúcleo em linfócitos expostos a três doses absorvidas de radiação (variando de 0.5 a 4 Gy). Os resultados demonstraram que, dependendo da dose de radiação e da concentração do extrato, o extrato de A. cepa influencia a formação de micronúcleos. Na dose de 0.5 Gy, não foi observada diferença estatisticamente significativa entre os grupos irradiados tratados ou não com o extrato. A 2 Gy, observou-se um aumento na frequência de micronúcleos na presença do extrato, enquanto a 4 Gy, foi notado o efeito oposto. Nossos achados sugerem que o extrato de A. cepa é um composto com potenciais aplicações na área de exposição à radiação relacionada à saúde, apresentando comportamento duplo dependendo da sua concentração e da dose de radiação. Esses resultados abrem caminho para novas investigações, envolvendo diferentes concentrações do extrato, diferentes doses absorvidas de radiação e variabilidade individual.
Direitos autorais (c) 2025 Dra. Raquel Cordeiro de Oliveira, Evelin Mirelle Lima Araújo, Dr. Osana Diniz Ferreira, Dra. Suy Ferreira Hwang, Dra. Ana Maria Mendonça Albuquerque de Melo, Dra. Mariana Esposito Mendes, Dr. Thiago Henrique Napoleão, Dra. Fabiana Farias de Lima https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análise da relação dose absorvida e seu efeito em materiais vegetais: uma revisão de literatura
A radiação gama tem sido amplamente explorada como um agente físico capaz de modificar o metabolismo vegetal. Seu efeito sobre a biossíntese de metabólitos secundários, essenciais para a defesa, adaptação e ação terapêutica das plantas, tem despertado crescente interesse nas pesquisas fitoquímicas e farmacológicas. Este estudo teve como objetivo revisar sistematicamente os efeitos da radiação gama sobre os metabólitos secundários de origem vegetal, destacando as relações dose-resposta e suas possíveis aplicações biotecnológicas. Foi realizada uma revisão da literatura nas bases de dados PubMed, SciELO e BVS, considerando estudos publicados entre 2019 e 2024. Utilizaram-se os descritores "radiação gama", "metabólitos secundários" e "materiais vegetais". Após aplicação dos critérios de elegibilidade, foram selecionados 23 estudos. Os estudos analisados demonstraram que a radiação gama influencia a produção de diversos metabólitos secundários, como fenóis, flavonoides, terpenos, alcaloides e saponinas. A maioria dos resultados indica que doses de (5–100 Gy) promovem o aumento da síntese de compostos bioativos com propriedades antioxidantes, antimicrobianas e anticancerígenas. Por outro lado, doses mais elevadas tendem a apresentar efeitos inibitórios ou tóxicos. As respostas variaram significativamente entre espécies vegetais e classes de compostos. A radiação gama apresenta potencial promissor para otimizar a produção de fitocompostos de alto valor terapêutico. No entanto, a ausência de perfis dose-resposta padronizados e a compreensão limitada dos mecanismos moleculares envolvidos reforçam a necessidade de mais pesquisas multidisciplinares para aplicação segura e eficaz dessa tecnologia no desenvolvimento de fitoterápicos.
Direitos autorais (c) 2025 Mario Mardone da Silva, Ewerton Clementino Diniz, Luiz da Silva Maia Neto, Liderlanio de Almeida Araújo, Simey de Souza Leão Pereira Magnata, Ademir de Jesus Amaral, Andre Maciel Netto, Edvane Borges da Silva https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Mapa Radiométrico bidimensional do nível de radiação ambiental em um serviço de medicina nuclear
A Medicina Nuclear no Brasil tem apresentado crescimento significativo, com cerca de 2 milhões de procedimentos realizados anualmente em 436 unidades. Garantir que a exposição à radiação permaneça dentro dos limites seguros é fundamental para proteger pacientes e profissionais, tornando os levantamentos radiométricos uma ferramenta essencial para a segurança. Este estudo investigou a distribuição da radiação em um serviço de medicina nuclear em Florianópolis, Santa Catarina, por meio de medições quinzenais realizadas entre 2021 e 2023. Foram coletadas 2.000 amostras em 40 pontos utilizando um detector Geiger-Müller. Os dados foram analisados e mapeados na planta baixa da instalação, usando os softwares Paint e Excel, para gerar um mapa radiométrico. Os resultados permitiram identificar áreas com níveis elevados de radiação e diferenças regionais significativas. As maiores taxas de exposição foram encontradas principalmente na radiofarmácia — onde os materiais radioativos são manuseados, armazenados e preparados — e nas salas de administração de radiofármacos. O mapa radiométrico mostrou-se eficaz para orientar medidas de proteção radiológica e destaca a importância do monitoramento contínuo da radiação em ambientes clínicos de medicina nuclear.
Direitos autorais (c) 2025 Maria Eduarda Santos, Tatiane Sabriela Camozzato, Lucas Faconi Camargo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Caracterização isotópica do Óleo Essencial de Cumaru (Dipteryx odorata) para validação da autenticidade e qualidade
O óleo de cumaru (Dipteryx odorata) possui propriedades químicas que o torna insumo desejado nas indústrias de cosméticos, perfumaria, medicina alternativa e alimentos. A valorização desses óleos essenciais, assim como de outras plantas nativas, não apenas reforça a posição do Brasil como líder na produção e exportação de produtos naturais, mas também fortalece sua identidade no cenário internacional, promovendo sustentabilidade e preservação ambiental. Para as análises de carbono-13 (δ¹³C), oxigênio-18 (δ¹⁸O) e deutério (δD) do óleo essencial extraído de sementes de cumaru (Dipteryx odorata), foi utilizado espectrometria de massa de razão isotópica (IRMS) com o objetivo de determinar autenticidade e qualidade de óleo de Cumaru. Os resultados obtidos permitiram validar a metodologia empregada tanto na análise como na extração do óleo essencial, que utilizou solventes como etanol e acetato de etila, e demonstraram sua capacidade em distinguir produtos genuínos de fraudes.
Direitos autorais (c) 2025 Sarah Andresa Bonfim, Hervé Casabianca, Arno Heeren Oliveira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Participação social eficaz na proteção radiológica: uma abordagem necessária para os programas de radônio indoor no Brasil
O envolvimento social eficaz na ciência nuclear e na proteção radiológica permanece um desafio, especialmente no que diz respeito à gestão da exposição à radiação natural, como o gás radônio – o principal responsável pela exposição humana proveniente de fontes naturais. Este artigo examina a primeira tentativa brasileira de envolver ativamente o público em uma campanha de monitoramento de radônio em ambientes internos, com duração de seis meses, realizada em Poços de Caldas, uma região de alta radioatividade natural. O estudo teve como objetivo sensibilizar a população e fomentar a participação voluntária por meio de uma campanha de comunicação, que combinou conteúdo educativo, mensagens estratégicas e formas de engajamento tanto virtuais quanto presenciais. Embora a taxa de participação voluntária tenha sido modesta, com 17%, o estudo revelou um forte comprometimento por parte dos participantes, demonstrando a eficácia das parcerias locais, ferramentas digitais e iniciativas comunitárias. Os resultados destacam a relevância de estratégias de comunicação sob medida e de um engajamento colaborativo para superar barreiras em iniciativas de saúde pública, sugerindo a necessidade de abordagens culturalmente apropriadas para a gestão do risco de radônio no Brasil. Trabalhos futuros devem priorizar o aprimoramento das estratégias de engajamento e a avaliação dos impactos a longo prazo, a fim de garantir a participação pública sustentável no controle da exposição ao radônio.
Latin-American Congress on Solid State Dosimetry and Radiation Measurements (LASSD)
Direitos autorais (c) 2025 Danila Carrijo da Silva Dias, Wanilson Luiz Silva, Nivaldo Carlos da Silva, Paloma França Machado, Adriano Mota Ferreira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Determinação da concentração de atividade dede radônio (222Rn) no Instituto de Radioproteção e Dosimetria, Rio de Janeiro, Brasil
Radônio é um elemento radioativo natural responsável por cerca de 40% da dose anual devido a fontes naturais de radiação. É considerado a segunda maior causa de câncer de pulmão pelo UNSCEAR. Por estes motivos, é importante determinar a concentração de radônio em ambientes construídos. Este trabalho teve como objetivo quantificar a concentração de radônio nas dependências do Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD/CNEN). A medição da concentração de radônio foi realizada com detectores de traços nucleares de estado sólido CR-39, expostos por 90 dias em 20 prédios do Instituto, incluindo salas, escritórios, banheiros e laboratórios. Os trabalhos laboratoriais foram conduzidos no Laboratório de Radônio da Divisão de Radioproteção Ambiental e Ocupacional (DIRAD) do IRD/CNEN. As incertezas estatísticas foram fornecidas pelo software do fabricante do equipamento e os cálculos da dose efetiva seguiram rigorosamente as referências bibliográficas adequadas. A concentração média de radônio encontrada foi de 86,4 Bq/m³, variando entre 6,5 Bq/m³ e 285,4 Bq/m³, demonstrando a conformidade com a regulamentação nacional. No que se refere à dose efetiva anual máxima, para uma jornada de trabalho de 5 horas, os valores variaram entre 0,13 mSv/ano e 1,33 mSv/ano. Para uma jornada de 8 horas, os valores ficaram entre 0,21 mSv/ano e 2,14 mSv/ano. A partir das concentrações obtidas, foi possível verificar se as instalações do Instituto atendem às exigências da norma CNEN NN 3.01, assim como calcular a dose efetivida anual máxima para dois cenários: 5 horas e 8 horas de trabalho por dia.
Direitos autorais (c) 2025 Lucas Rezende, Dr. Paulo Roberto Rocha Ferreira, Dr. Fernando Carlos Araujo Ribeiro https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Determinação dos fatores de correção temporal para uma câmara de ionização dedicada à radioproteção em radiologia
O levantamento radiométrico é essencial para avaliar os níveis de radiação em instalações que utilizam radiação ionizante, garantindo que as exposições individuais não excedam os limites de dose estabelecidos pela legislação. As câmaras de ionização (CIs) são ferramentas cruciais nessa avaliação, e compreender suas limitações operacionais – particularmente os efeitos da dependência temporal – é fundamental para garantir medições precisas. Este estudo teve como objetivo verificar a dependência temporal da CI Fluke Victoreen (349 cm³, modelo 451B-RYR) analisando a taxa de equivalente de dose ambiente H*(10) em intervalos curtos de exposição em seus dois modos operacionais: Integrado (Modo A) e Taxa (Modo B). As medições foram realizadas utilizando qualidades de radiação N60, N80 e N100 para feixes estreitos de raios X definidos pela ISO 4037-1:2019 e caracterizados no Laboratório de Ciências Radiológicas (LCR). Os resultados revelaram dependência temporal para tempos menores que 0,8 s para N60 e N80, e menores que 1,5 s para N100 em ambos os modos operacionais. Fatores de correção foram calculados para ajustar os valores de H*(10), reduzindo as incertezas e permitindo a definição de tempos de corte para cada qualidade radiométrica e modo de câmara. O Modo A apresentou tempos de corte menores para N60 e N100 (0,3 s e 0,4 s, respectivamente), enquanto o Modo B se mostrou mais adequado para N80 (0,2 s). As maiores incertezas relativas combinadas antes da estabilização foram observadas da seguinte forma: para N60, 26% no Modo A e 50% no Modo B (ambos em 0,1 s); para N80, 31% no Modo A e 17% no Modo B (ambos em 0,5 s); e para N100, 49% no Modo A (0,2 s) e 15% no Modo B (0,6 s). O estudo conclui que a aplicação de fatores de correção e tempos de corte melhora a precisão das medições de H*(10) em intervalos curtos de exposição, contribuindo para levantamentos radiométricos mais confiáveis em contextos de proteção radiológica.
Direitos autorais (c) 2025 Ellen Vilarinho da Silva, Vitoria de Lima Ribeiro Baptista, Leonardo de Castro Pacífico, Luis Alexandre Gonçalves Magalhães https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Padronização Primária do Radionuclídeo 123I
Radionuclídeos de meia-vida curta são essenciais para a Medicina Nuclear. Esses radionuclídeos geralmente se ligam a uma estrutura molecular ou celular mais complexa e com características farmacológicas; esse conjunto é chamado de "radiofármaco" e tem sido aplicado no diagnóstico e terapia de doenças. O uso de radiofármacos envolve exposição à radiação ionizante, que, embora cuidadosamente controlada, apresenta riscos potenciais à saúde de pacientes e profissionais de saúde. Desse modo, para minimizar esses riscos e manter os benefícios do uso de radiofármacos, a dose administrada deve ser determinada com alta exatidão e precisão. Essa necessidade impõe aos Institutos Nacionais de Metrologia (INMs) o requisito de aprimorar as técnicas de padronização primária desses radionuclídeos, de modo que a calibração dos medidores de atividade em hospitais e clínicas de medicina nuclear tenha a maior acurácia e precisão possível. O iodo-123 é utilizado para diversas aplicações em radiodiagnóstico, sendo as principais o diagnóstico de patologias e tumores da tireoide. Neste trabalho apresenta-se a padronização primária do 123I realizada por contagem em anticoincidência 4παβ(LS)‑γ(NaI(Tl)) em tempo vivo, na qual impurezas radionuclídicas significativas não foram detectadas por espectrometria de raios gama de alta resolução. Com esse trabalho o LMNRI/IRD preparou-se para a comparação-chave da série K4 do BIPM utilizando o instrumento SIRTI.
Direitos autorais (c) 2025 Regio dos Santos Gomes, Dr. Carlos José da Silva, Dr. José Ubiratan Delgado, Monica Aguiar Leobino da Silva, R.L. da Silva, Johnny de Almeida Rangel, Dr. Luis Alberto Pereira Dias, Alfredo Lopes Ferreira Filho, Octavio Trindade Filho https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Processo de Construção por Monte Carlo de um Sistema Moderado por Chumbo com ²⁴¹Am-Be para Simular o Espectro de Nêutrons do ²⁵²Cf
Ao longo dos anos, com a expansão do uso do radionuclídeo ²⁵²Cf em diversas áreas, sua disponibilidade diminuiu e seu custo aumentou exponencialmente, tornando-o o segundo material mais caro do mundo, depois da antimatéria. Em contrapartida, a fonte de ²⁴¹Am-Be é altamente acessível, significativamente mais barata e possui uma longa meia-vida. A modificação de campos de nêutrons pode ser realizada utilizando materiais absorvedores e moderadores. Este estudo apresenta o processo de simulação de Monte Carlo para o desenvolvimento de um sistema baseado em chumbo, capaz de produzir um campo de nêutrons similar ao do ²⁵²Cf a partir de uma fonte moderada de ²⁴¹Am-Be. Para corresponder à energia de 2,13 MeV do ²⁵²Cf, foi selecionada uma geometria esférica de chumbo com raio de 12,56 cm. As simulações resultaram em uma energia média de nêutrons de 2,13 ± 0,11 MeV, com coeficientes de conversão H*(10) e Hp(10;0) diferindo em apenas 4-6% dos valores de referência do ²⁵²Cf. O sistema moderador de chumbo de baixo custo é adequado para procedimentos de calibração e irradiações de rotina em laboratórios de metrologia de nêutrons.
Direitos autorais (c) 2025 Angela Souza Gonçalves, Lunia Coelho de Almeida de Lima, Antônio Carlos Ferreira, Marcelo Marques Martins, Walsan Wagner Pereira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Um novo método de voxelização de fantomas mesh através de imagens transversais
Modelos Computacionais de Exposição (MCEs) utilizam algoritmos de fontes de radiação ionizante e códigos Monte Carlo (MC) para simular o transporte da radiação, sua interação com a matéria e avaliar a energia depositada em volumes de interesse (VOIs) representados por um fantoma. O GDN (Grupo de Pesquisa em Dosimetria Numérica) (CRCN-NE) e Grupo de Pesquisa em Dosimetria Computacional e Sistemas Embarcados (IFPE)) têm desenvolvido técnicas e softwares para criar fantomas antropomórficos Boundary Representation (BREP), os quais normalmente são construídos por malhas poligonais devido a melhor representação anatômica de órgãos e tecidos. Para acoplar os fantomas BREP aos códigos MC, o GDN desenvolveu um método que converte malhas poligonais em voxels. Esse processo é realizado por meio do software in-house DIP (Digital Image Processing), que converte arquivos mesh.obj em voxels.sgi (simulações gráficas interativas). Neste estudo é apresentada uma nova técnica de voxelização a partir de imagens coronais geradas de um fantoma mesh utilizando o aplicativo Blender e os softwares in-house DIP e PHAntoms Manufacturing. Essencialmente, o método consiste em usar um plano para seccionar o volume que contém o fantoma no sentido anteroposterior, salvando a imagem de cada corte. O total de imagens geradas é ajustado para reproduzir a altura do fantoma de 176 cm, visando voxels cúbicos com arestas de 0,12 cm, o que correspondeu a 272 imagens. As imagens produzidas representam uma coleção de VOIs segmentados com identificadores unívocos empilhadas no DIP, criando um arquivo SGI. O resultado dessa voxelização foi comparado com o método anterior do GDN para análises dosimétricas das radiações ionizantes.
Direitos autorais (c) 2025 Raniele Costa de Matos dos Santos, Whoody Alem Wanderley Araripe Farias, José Wilson Vieira, Pedro Henrique Avelino de Andrade, Jefferson Melo Gonçalves Pena, Vanildo Júnior de Melo Lima, Fernando Roberto de Andrade Lima https://creativecommons.org/licenses/by/4.0