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/
Reatores Modulares Pequenos: Uma Proposta Inovadora para a Transição Energética do Brasil
Os Reatores Modulares Pequenos (SMRs) representam uma inovação tecnológica promissora para a transição energética, oferecendo maior segurança, flexibilidade operacional e modularidade. Este estudo examina os fatores críticos de sucesso para a implementação de SMRs na matriz energética brasileira, abordando dimensões regulatórias, econômicas, técnicas e sociais. Uma abordagem qualitativa foi adotada, combinando análise bibliométrica de 190 documentos da base Scopus com entrevistas semiestruturadas realizadas com nove especialistas brasileiros com mais de 15 anos de experiência. Os resultados revelam que a inadequação do arcabouço regulatório foi identificada por 77,8% dos especialistas como a principal barreira, seguida pela necessidade de capacitação (55,6%), desafios na gestão de riscos (55,6%) e preocupações com a viabilidade econômica (44,4%). A participação do setor privado (66,7%) e a diversidade de aplicações industriais (33,3%) emergem como oportunidades-chave. Os SMRs podem contribuir para os objetivos de descarbonização e para a segurança energética no Brasil, especialmente em aplicações industriais como instalações petroquímicas, operações de mineração e plataformas offshore. A implementação bem-sucedida requer: (1) uma política nuclear de Estado contínua; (2) marcos regulatórios específicos para SMRs; (3) modelos de parceria público-privada; (4) programas de capacitação; e (5) estratégias de comunicação transparentes. Esta pesquisa fornece evidências empíricas baseadas na percepção de especialistas brasileiros e apresenta recomendações específicas para formuladores de políticas públicas, órgãos reguladores e atores do setor industrial.
Direitos autorais (c) 2026 André Luiz Rodrigues Osório, Marcelo Jasmim Meiriño, Luciano Basto Oliveira, Sergio Luiz Braga França, Inaya Corrêa Barbosa Lima, Maria de Lourdes Moreira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Establecimiento de Niveles Locales de Referencia Diagnóstica para TC de Cabeza Pediátrica en un Hospital Terciario Sudafricano
La tomografía computarizada (TC) proporciona imágenes tridimensionales rápidas y de alta resolución, reduciendo los artefactos por movimiento y la necesidad de sedación en pacientes pediátricos. Sin embargo, los niños son altamente sensibles a la radiación ionizante debido al desarrollo de sus tejidos y a su mayor esperanza de vida. Este estudio propuso niveles locales de referencia diagnóstica (LDRLs) para exámenes de TC de cabeza pediátrica en un hospital terciario de Sudáfrica (SA). Se realizó una revisión retrospectiva de los datos del producto dosis-longitud (DLP) y del índice volumétrico de dosis en tomografía computarizada (CTDIvol) obtenidos entre enero de 2023 y marzo de 2024. Los exámenes se clasificaron en cuatro grupos etarios: <1 año, 1 – <5 años, 5 – <10 años y 10 – 15 años. Para cada grupo, se calcularon los valores medianos de DLP y CTDIvol como LDRLs y posteriormente se compararon con valores internacionales. Los LDRLs propuestos en términos de DLP (mGy.cm) fueron 242.6; 405.5; 715.5 y 899.3, mientras que en términos de CTDIvol (mGy) fueron 13.8; 15.8; 26.0 y 38.7 respectivamente para los grupos etarios <1 año; 1 – <5 años; 5 – <10 años y 10 – 15 años. El DLP para SA (242.6) superó al de Brasil (143.8), pero fue inferior al de Nigeria (1040.0) en el grupo <1 año. Para el grupo de 1 – <5 años, el DLP de SA (405.5) fue menor que el de Nigeria (988.0), aunque superior al de Irán (216.9). En el grupo de 5 – <10 años, el DLP de SA (715.5) superó al de Irán (232.8), pero permaneció inferior al de Nigeria (1493.0). Para el grupo de 10 – 15 años, el DLP de SA (899.3) superó los valores de Omán (391.0) y Brasil (531.7), aunque permaneció inferior al de Nigeria (1824.0). En cuanto al CTDIvol (mGy), para el grupo <1 año, el valor de SA (13.8) superó los valores de Brasil (8.8) y Omán (13.0). Para el grupo de 1 – <5 años, el valor de SA (15.8) fue inferior al de Arabia Saudita (22.0). Para el grupo de 5 – <10 años, el valor de SA (26.0) superó el valor de Omán (19.0), pero permaneció inferior al de Arabia Saudita (29.0). Para el grupo de 10 – 15 años, el valor de SA (38.7) superó los valores de Brasil (26.9) y Omán (21.0), aunque permaneció inferior al valor de Irlanda (52.1). Las dosis de TC pediátrica en el hospital terciario sudafricano propuesto se encuentran dentro de los rangos globales. Sin embargo, los valores más altos observados en los grupos <1, 5 – <10 y 10 – 15 años en comparación con algunos valores internacionales indican la posibilidad de optimización adicional.
Direitos autorais (c) 2026 Mpumelelo Nyathi, Autherlia Dimpho Rinkie Mosiame https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Évaluation des Radionucléides Terrestres et du Risque Radiologique dans les Matériaux de Construction Indigènes : Une Étude de Cas du District de Liwale, Tanzanie
L’exposition prolongée aux rayonnements ionisants en milieu intérieur constitue un enjeu majeur de santé publique, principalement en raison de la présence de radionucléides naturels dans les matériaux de construction. Cette étude a été entreprise à la suite de la documentation de niveaux élevés de rayonnement gamma dans le district de Liwale. L’objectif est d’évaluer la radioactivité naturelle et les risques radiologiques associés aux matériaux de construction issus de cette région, caractérisée par des Arénosols hypoluviques et des Luvisols profondiques/aréniques dérivés de dépôts de grès néogènes continentaux. Vingt-cinq échantillons de sable, d'argile et de gravier ont été analysés par spectrométrie gamma à l’aide d’un détecteur au germanium de haute pureté (HPGe). Les concentrations d'activité moyennes mesurées pour le 226Ra, le 232Th et le 40K étaient respectivement de 40.8±2.5 Bq kg-1, 114.9±4.1 Bq kg-1 et 311.9±14.5 Bq kg-1. Bien que les niveaux de 40K soient conformes aux normes, les concentrations de 226Ra et de 232Th dépassent les moyennes mondiales de l'UNSCEAR. L'évaluation des indices de risque radiologique indique des valeurs moyennes (Raeq, 229.1±9.6 Bq kg-1; Hex, 0.6; I, 0.8, et Eff, 0.5 mSv an-1) situées en deçà des limites internationales recommandées, suggérant un risque globalement faible. Toutefois, une analyse individuelle révèle que 20 % des échantillons (5 sur 25) excèdent les seuils de sécurité pour Raeq, Hex, et I, tandis que 16 % (4 sur 25) dépassent la limite de dose efficace annuelle (Eff). Ces résultats mettent en évidence des risques lithogéniques potentiels liés à l'utilisation de ces matériaux de construction. En conséquence, cette étude préconise la mise en œuvre rigoureuse de mesures réglementaires de contrôle et de dépistage des matériaux de construction issus de ces formations géologiques spécifiques.
Direitos autorais (c) 2026 Huruma Peter Mammba, Machibya A. Anthony https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Automation of Sample Handling for ORTEC’s Lead-Shielded High-Purity Germanium Gamma-Ray Detector
Gamma spectroscopy is a non-destructive technique for identifying and quantifying radionuclides in environmental samples. High-purity germanium (HPGe) detectors are commonly used for these analyses. To minimize background radiation from sources other than the sample, the detector is housed in a lead shield. ORTEC’s low-background shield, weighing approximately 1180 kg, poses challenges for automation, making such systems rare and commercially expensive. Additionally, HPGe detectors require cooling to cryogenic temperatures, typically achieved using liquid nitrogen (LN2). The drawbacks of LN2 include its high cost and the limited duration of a 30 L LN2 charge (around 14 days), regardless of detector operation. An autosampler, an automated sample-handling system, optimizes LN2 usage by enabling sample changes during idle periods. In this work, we developed a cost-effective and efficient autosampler incorporating a “pick and place” robot and a pneumatic circuit for sample manipulation, linear actuators for automated door operation, and an electronic system integrated with “Maestro” (ORTEC’s spectroscopy software) via a custom-developed Python interface. This system integrates mechanical design, electronics, and programming to enhance efficiency, optimize LN2 usage and reduce downtime, thereby improving overall operational performance.
Direitos autorais (c) 2026 Carolina Campagna-Sánchez, Jenny Gómez-Avila, Grey Dorian Guzmán-Tejada, Jose Ramón Alvarez, Gabriela Beatriz Grad, Edgardo Venusto Bonzi, Jorge Torres-Díaz https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Uma visão geral do uso de metodologias de análise de risco em instalações de radioterapia no Brasil
O aumento da incidência de câncer e os rápidos avanços na tecnologia usada em radioterapia elevaram significativamente a complexidade dos processos de tratamento, tornando necessária uma infraestrutura robusta e protocolos de segurança. Este estudo avaliou a implementação de metodologias de análise de risco em instalações de radioterapia no Brasil por meio de uma pesquisa nacional envolvendo 196 centros, com 111 respostas (57%). Os resultados mostram que o Sistema de Avaliação de Risco em Radioterapia (SEVRRA) é a ferramenta predominante, aplicada em 86,5% das instalações, enquanto a Análise de Modos de Falha e Efeitos (FMEA) permanece limitada (7,2%), com apenas uma pequena fração utilizando ambas. A adoção tem sido desigual entre as regiões, com o Sul e o Sudeste concentrando a maioria das instalações, recursos tecnológicos e técnicas avançadas de tratamento, como IMRT, VMAT e SRS, enquanto o Norte e o Centro-Oeste apresentam menos centros e menor diversidade de metodologias. O pico de implementação ocorreu entre 2017 e 2021, especialmente em 2019, influenciado por normas regulatórias e recomendações internacionais. Os físicos médicos (69,4%) e os Supervisores de Proteção Radiológica (27,9%) são os principais profissionais responsáveis pela aplicação da análise de risco, embora persistam questões relacionadas ao cumprimento regulatório. Apesar de barreiras como limitações de carga de trabalho e treinamento insuficiente, a integração das práticas de análise de risco fortaleceu os protocolos de segurança e a gestão da qualidade, ressaltando sua importância na minimização de riscos e na proteção do bem-estar dos pacientes ao longo do tratamento radioterápico no Brasil.
Direitos autorais (c) 2026 Luciana Alves Bezerra, Flávia Cristina Da Silva Teixeira, Eduardo De Paiva https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Núcleo com combustível MOX sem enriquecido para um Microreator PWR
Microreatores nucleares, devido ao seu design compacto, à elevada eficiência e robustez operacional, apresentam-se como uma alternativa promissora para a geração de energia limpa e segura, especialmente em regiões remotas ou em situações de emergência. Um aspecto fundamental no desenvolvimento desses sistemas é a diversificação do combustível, além do dióxido de urânio convencional, visando aumentar a eficiência do ciclo, reduzir a quantidade de resíduos radioativos e mitigar riscos associados à proliferação nuclear. Neste trabalho, foi desenvolvido o projeto conceitual do núcleo de um microrreator a combustível MOX, sem enriquecimento de urânio. Foram avaliadas diferentes composições iniciais de PuO₂ + UO₂, e a mistura que apresentou o melhor desempenho, conforme discutido ao longo do artigo, foi a de 15% de PuO₂ e 85% de UO₂. Essa composição atendeu às restrições do projeto e permitiu alcançar um ciclo de combustível de aproximadamente 15 anos, operando em potência de microrreator. As análises foram realizadas utilizando o sistema computacional SCALE, empregado tanto para a definição da célula combustível quanto para os cálculos de queima do núcleo. Os resultados obtidos demonstram a viabilidade do uso de MOX sem enriquecimento em microrreatores, destacando seu potencial para ampliar a diversidade de combustíveis e contribuir para uma matriz energética mais sustentável.
Direitos autorais (c) 2026 Ana C. N. Rangel, Sérgio O. Vellozo, Ronaldo G. Cabral, Cláudio L. Oliveira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Padronização dos Presets de Tomografia Computadorizada de Feixe Cônico (CBCT) no Sistema Elekta XVI para Otimização da Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT)
A Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT) depende de sistemas de imagem precisos para garantir o posicionamento adequado do paciente e a localização exata do alvo tumoral. A Tomografia Computadorizada de Feixe Cônico (CBCT), integrada à plataforma Elekta XVI, possibilita a aquisição de imagens volumétricas com visualização de tecidos moles; no entanto, a qualidade da imagem e a dose ao paciente dependem fortemente dos parâmetros de aquisição ou “presets”. Este estudo apresenta uma metodologia abrangente para a padronização dos presets de CBCT no sistema Elekta XVI, visando otimizar a qualidade da imagem, a precisão geométrica e a dose de radiação, de acordo com o princípio ALARA (As Low As Reasonably Achievable). Foram avaliadas sistematicamente dezoito configurações de aquisição, variando-se o potencial do tubo, a corrente, o tempo de exposição, a filtração, a colimação, a velocidade do gantry e o número de projeções. A dose de radiação foi medida com uma câmara de ionização calibrada, enquanto a qualidade da imagem foi analisada por meio do fantoma Catphan 503 utilizando o software PyLinac, quantificando uniformidade, razão contraste-ruído (CNR), resolução espacial (MTF) e precisão geométrica. Os resultados mostraram que o potencial do tubo (kV) foi o principal fator que influenciou a uniformidade da imagem (ρ = 0.674, p = 0.0229) e o contraste (ρ = 0.676, p = 0.0225), enquanto a dose variou linearmente com a corrente e o tempo de exposição. A filtração tipo bow-tie (F1) reduziu a dose central em aproximadamente 25% e melhorou a CNR. A precisão geométrica manteve-se dentro de ±1 mm para todos os protocolos. Com base nessas relações quantitativas, foram estabelecidos presets clínicos padronizados para diferentes sítios anatômicos (Cabeça e Pescoço, Tórax, Próstata e Pelve), combinando maior potencial de tubo com menor produto mAs, equilibrando penetração de fótons, contraste da imagem, tempo de aquisição e eficiência de dose. Este trabalho demonstra que a padronização quantitativa e baseada em dados dos presets de CBCT aprimora simultaneamente a segurança e a precisão na prática clínica diária de IGRT, além de oferecer uma base sólida para futura integração em fluxos de radioterapia adaptativa.
Direitos autorais (c) 2026 Victor Augusto Bertotti Ribeiro, Hélio Yoriyaz https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Controle de Qualidade Paciente Específico (PSQA) de tratamentos estereotáxicos em radioterapia: um estudo da sensibilidade de um sistema comercial de dosimetria in-vivo
Resumo: Este estudo avalia a sensibilidade de uma solução comercial de software automatizado para dosimetria in-vivo voltada a tratamentos estereotáxicos. Desenvolvimento: A sensibilidade do sistema é avaliada por meio de testes de desempenho do acelerador linear, detectando variações no desempenho e erros intencionalmente introduzidos. Métodos: O estudo foi dividido em duas partes. Parte A testou a constância e linearidade do rendimento para diferentes tamanhos de campo, bem como utilizou de um fantoma homogêneo para introduzir e medir discrepâncias intencionais, como variações geométricas, do colimador multilâminas e de energia do feixe. Parte B utilizou um fantoma heterogêneo que simula a anatomia de cabeça e pescoço humana para planos de radioterapia estereotáxica, modificados antes da irradiação e comparados com as distribuições planejadas usando o índice gama para diferentes critérios. Resultados: Testes de linearidade do rendimento mostraram que as taxas de aprovação gama melhoraram com o aumento da entrega de dose, mas campos maiores tiveram taxas degradadas devido à rápida queda de dose nas bordas do campo. O critério 3%/3mm foi ineficaz para segmentos de baixa dose. Para a consistência de rendimento, as taxas de aprovação gama melhoraram com os critérios 2%/2mm e 1%/ 1mm à medida que a entrega de dose diminuiu, enquanto o critério 3%/3mm permaneceu insensível. O sistema detectou eficazmente variações e distorções intencionais de rendimento, embora o critério 3%/3mm tenha sido pouco sensível a discrepâncias de dose abaixo de 5%. Testes mostraram boa sensibilidade para certos critérios gama, detectando variações de tamanho de campo até 1mm e rotações de colimador até 5º, enquanto discrepâncias no MLC foram detectáveis até 1mm, com o critério 3%/3mm sendo o menos robusto. Variações de energia do feixe foram bem identificadas. Testes com o fantoma heterogêneo confirmaram a capacidade do sistema para verificar os índices de tratamento planejados. Conclusão: Este estudo abordou diversos testes para entender a dinâmica do planejamento estereotáxico e, principalmente, a avaliação da qualidade desses planos. A plataforma testada, juntamente com a avaliação de vários critérios, justifica o não uso do critério mais permissivo como padrão em tratamentos estereotáxicos, já que este fornece pouca informação sobre a qualidade dos tratamentos planejados. Além disso, a plataforma garante boa confiança no processo de garantia da qualidade devido à sua forte capacidade de detectar variações de desempenho, discrepâncias geométricas, erros de posicionamento do MLC e discrepâncias na qualidade do feixe.
Direitos autorais (c) 2026 Mardey Santana Silva, Dra. Simone C. Cardoso https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Manejo e desafios do tratamento do câncer de tireoide com terapia com radioiodo em paciente com paralisia cerebral e transtorno do espectro autista: relato de caso
Introdução: O câncer de tireoide é uma das neoplasias endócrinas mais prevalentes no Brasil, e a terapia com radioiodo (RAI) é uma abordagem adjuvante bem estabelecida. Entretanto, o manejo desse tratamento pode ser particularmente desafiador em pacientes com distúrbios neurológicos e importantes alterações comportamentais. Apresentação do Caso: Relatamos o caso de um adolescente de 16 anos com paralisia cerebral e transtorno do espectro autista (TEA) nível 3 que foi submetido à RAI após tireoidectomia total devido a carcinoma papilífero metastático de tireoide. O caso ilustra as estratégias técnicas e clínicas individualizadas adotadas pela equipe multidisciplinar para atender às demandas complexas do paciente, incluindo adaptações em radioproteção, logística de hospitalização e suporte à cuidadora. Conclusão / Lições Aprendidas: Este caso evidencia a complexidade da realização de RAI em pacientes com graves comprometimentos neurológicos e comportamentais. Reforça também a importância do envolvimento precoce e ampliado de uma equipe multidisciplinar — especialmente neurologia e psiquiatria — durante a fase preparatória. Além disso, destaca a necessidade de treinamento intensificado para cuidadores e da consideração de estratégias terapêuticas alternativas para garantir maior segurança, otimização da radioproteção e melhor adesão ao tratamento.
Direitos autorais (c) 2026 Dra. Janaína Dutra Silvestre Mendes, Beatriz Trajano Coelho, Claudia Maria Teixeira Palhota Menezes, Marcia Maria Santos Lopes de Andrade, Célia Helena Fernandes da Costa https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudo por simulações de Monte Carlo das emissões correlacionadas em cascata de raios gama não colineares para imageamento médico
Técnicas de imagem convencionais, como SPECT e PET, não conseguem identificar diretamente as posições dos núcleos individuais em decaimento. Por esse motivo, dependem fortemente da retroprojeção estatística para a reconstrução dos pontos de imagem. Assim, este estudo explora uma abordagem alternativa baseada em emissões em cascata de raios gama não colineares, que são emitidas diretamente a partir da posição de decaimento e não são afetadas pelo movimento do pósitron. A detecção dessas cascatas em coincidência permite a localização precisa dos eventos de decaimento, possibilitando a reconstrução direta dos pontos de imagem. Para avaliar esse conceito, utilizou-se a simulação Monte Carlo GATE para simular a emissão em cascata de fontes pontuais de ¹¹¹In e a detecção por meio de um scanner PET colimado para pequenos animais. Por fim, foi desenvolvido um algoritmo personalizado de reconstrução de imagem para estimar a posição tridimensional de um núcleo em decaimento, calculando o ponto médio do menor segmento — ou a interseção — entre duas projeções de colimador provenientes de um evento de coincidência válido. Os resultados mostram que, no centro do campo de visão, foram alcançadas sensibilidades de imagem de 22,2 cps/MBq no ar e 20,0 cps/MBq em um fantoma de PMMA. Além disso, foram obtidas resoluções espaciais de 4,1 mm FWHM na direção transaxial e 7,6 mm FWHM na direção axial. O sistema de imagem foi capaz de resolver duas fontes pontuais separadas por 8,0 mm (transaxial) e 10,0 mm (axial). Os resultados desta simulação indicam que o dispositivo de imagem proposto, juntamente com seu método de reconstrução, supera as técnicas convencionais de PET e SPECT em termos de precisão na localização do ponto de emissão.
Direitos autorais (c) 2026 Leonid Leopold Nkuba, Innocent Jimmy Lugendo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Metrologia no contexto dos órgãos reguladores das radiações ionizantes
O presente trabalho analisa o papel da metrologia na regulação das atividades que envolvem radiações ionizantes no Brasil, destacando sua relevância para a garantia da confiabilidade das medições utilizadas nos processos regulatórios. A regulação dessas atividades é conduzida por diferentes órgãos governamentais, especialmente a Autoridade Nacional de Segurança Nuclear (ANSN), a Agência Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA) e o Ministério do Trabalho e Emprego, e baseia-se em três etapas principais: estabelecimento de normas e regulamentos, processos de licenciamento e autorização, e realização de inspeções e auditorias. Em todas essas etapas, a metrologia desempenha papel central, ao assegurar a comparabilidade e a rastreabilidade dos resultados de medição. O trabalho também discute a inserção da infraestrutura metrológica brasileira no contexto internacional, ressaltando a importância de instituições e acordos como o BIPM, a ILAC, a OIML e o CIPM MRA, responsáveis por garantir o reconhecimento internacional dos padrões e das medições. No âmbito nacional, destaca-se a atuação do Instituto Nacional de Metrologia, Qualidade e Tecnologia (INMETRO) como responsável pela coordenação do sistema metrológico brasileiro, bem como o papel do Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI) como laboratório designado para a área de radiações ionizantes. Adicionalmente, o trabalho analisa a estrutura operacional de medições existente no país, composta por laboratórios de calibração, ensaio, monitoração individual e análises radiométricas, vinculados às redes de acreditação coordenadas pela Cgcre/Inmetro e pelo CASEC. Nesse contexto, evidencia-se que a confiabilidade das medições depende da rastreabilidade metrológica ao Sistema Internacional de Unidades (SI) e da adequada integração entre os diferentes níveis da infraestrutura metrológica. Por fim, conclui-se que, embora o Brasil possua uma infraestrutura metrológica robusta e alinhada aos padrões internacionais, ainda não há evidências de que a capacidade instalada seja suficiente para atender integralmente à demanda nacional. Dessa forma, ressalta-se a necessidade de avaliações sistemáticas da infraestrutura existente e do fortalecimento das ações voltadas à garantia da rastreabilidade metrológica e da segurança radiológica no país.
Direitos autorais (c) 2026 Paulo Gonçalves da Cunha, Eliana Correa Simões do Amaral 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
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.
Semana Nacional de Engenharia Nuclear e da Energia e Ciências das Radiações (SENCIR)
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
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)
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
Radiotherapy in Prostate Cancer Management in Ceara, Brazil: A Descriptive Analysis of Utilization and Challenges
O câncer de próstata permanece como um importante problema de saúde pública no Brasil devido à sua alta incidência e às persistentes desigualdades regionais. O diagnóstico precoce é fundamental para tratamentos curativos eficazes, incluindo a radioterapia; entretanto, disparidades socioeconômicas e geográficas influenciam o acesso ao diagnóstico oportuno e ao cuidado adequado. Este estudo apresenta uma análise descritiva do manejo do câncer de próstata no Ceará, com foco nas modalidades de radioterapia e nos desafios associados. Foi realizada revisão retrospectiva de 1.031 prontuários de pacientes tratados no Centro Regional Integrado de Oncologia (CRIO), em Fortaleza, entre 2014 e 2023. Foram analisadas características demográficas, estadiamento e protocolos terapêuticos, com ênfase na radioterapia. As análises estatísticas incluíram testes do Qui-quadrado, Kruskal-Wallis e regressão multinomial para avaliar associações entre variáveis clínicas e decisões terapêuticas. O estudo obteve aprovação ética (Protocolo 4310688), com dispensa do consentimento informado devido ao uso de dados anonimizados. A idade média foi de 71,3 anos. A maioria dos pacientes foi diagnosticada com doença localizada (Estágio IIB, 36,3%) ou localmente avançada (Estágio III, 23,2%), embora 16,0% apresentassem doença em Estágio IV. A Radioterapia de Feixe Externo (EBRT) foi o tratamento inicial predominante (320 pacientes), enquanto a braquiterapia foi utilizada em menos de 1% dos casos. Observou-se centralização dos serviços, com 52,5% dos pacientes provenientes da Região Metropolitana de Fortaleza. O nível educacional foi predominantemente baixo: 21,5% eram analfabetos e 63,5% tinham apenas ensino fundamental, fator possivelmente relacionado ao diagnóstico tardio. Identificou-se associação inversa significativa entre idade e estadiamento (p<0,001), indicando que pacientes mais idosos foram diagnosticados com maior frequência em estágios iniciais, enquanto pacientes mais jovens tenderam a apresentar doença mais avançada. Os achados evidenciam barreiras ao diagnóstico precoce e ao acesso equitativo ao tratamento. A forte dependência da EBRT, a baixa disponibilidade de braquiterapia — em parte pela ausência de produção nacional de fontes radioativas — e a centralização da infraestrutura oncológica reforçam a necessidade de melhor planejamento regional, ampliação da oferta de modalidades radioterápicas e estratégias para reduzir desigualdades no sistema público de saúde.
Direitos autorais (c) 2026 Tainá Maria Travassos Mota Martins, Carla Daruich de Souza https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
A extração de areia desempenha um papel crucial no desenvolvimento econômico e na construção civil. O resíduo fino gerado durante o processo de extração traz impactos ambientais para esta atividade. Com o objetivo de promover a reutilização desses resíduos, propôs-se sua aplicação na síntese de geopolímeros. Os geopolímeros constituem uma classe de materiais inorgânicos formados por aluminossilicatos dispostos em rede tridimensional, originalmente desenvolvidos por Joseph Davidovits em 1978. Trata-se de materiais sílico-aluminosos com estrutura tridimensional amorfa a semicristalina, obtidos por ativação em meio alcalino. As matérias-primas utilizadas para sua síntese podem consistir em fontes naturais de aluminossilicatos ou em coprodutos oriundos de processos industriais, os quais reagem por meio de uma rota de ativação alcalina, geralmente utilizando soluções de hidróxido e silicato de sódio ou potássio como agentes ativadores. Esses materiais podem ser utilizados no tratamento de rejeitos radioativos líquidos por meio da sorção de césio comumente presente nesses rejeitos. O trabalho consistiu, inicialmente, na caracterização do resíduo de mineração, compreendendo análises quantitativas (mineralógicas) e qualitativas (grau de amorfização); na síntese do geopolímero, seguida de moagem em moinho de mandíbula, posterior redução em moinho pulverizador e, finalmente, na realização do ensaio de sorção de césio com o material obtido. O geopolímero moído, foi caracterizado por FTIR (Espectroscopia no Infravermelho com Transformada de Fourier), DRX (Difração de Raios X), FRX (Fluorescência de Raios X), análise granulométrica com BET. Os ensaios de sorção de césio (utilizando CsCl inativo), foi realizado pelo método de equilíbrio em batelada, conforme descrito na norma EPA 530. Os resultados demonstraram que o processo de moagem foi eficiente na adequação do tamanho de grão, favorecendo o aumento da área superficial do material. A caracterização mineralógica confirmou a presença de aluminossilicatos, como caulinita e muscovita, com propriedades favoráveis à sorção. A análise térmica permitiu identificar a faixa de temperatura em que o material atinge composição química estável, bem como as regiões associadas à desidratação e desidroxilação. Os testes indicaram que o geopolímero obtido a partir do resíduo da extração da areia apresentaram alto potencial de sorção de césio, evidenciado pelos resultados obtidos por meio das isotermas.
Direitos autorais (c) 2026 juniara versieux, Carolina Braccini Freire, Fenando Soares Lameiras 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.
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
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
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).
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.
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