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/
Resposta de um MOSFET comercial a feixes clínicos de fótons e elétrons usados em radioterapias
Um dos dosímetros usados em radioterapia é o transistor de efeito de campo de metal-óxido-semicondutor (MOSFET), amplamente empregado em dosimetria in vivo. Este estudo investigou a resposta de um MOSFET comercial (STQ2HNK60ZR-AP) a feixes de fótons e elétrons de um acelerador linear clínico. O dano por radiação é tipicamente associado à dose recebida pelo dispositivo e se reflete em deslocamentos na curva característica do transistor. Neste trabalho, no entanto, uma abordagem diferente foi adotada: a resposta avaliada foi a corrente de dreno (ID) do feixe, integrada durante a exposição ao feixe. A ID sob irradiação (IDX) foi obtida subtraindo-se a ID medida sem radiação, tornando o MOSFET funcionalmente semelhante a uma câmara de ionização ou detector de diodo. O transistor foi posicionado entre placas de água sólida em um campo de radiação de 10 × 10 cm², com uma distância fonte-superfície de 100 cm. A IDX medida foi diretamente proporcional à taxa de dose do feixe, e a carga coletada mostrou dependência mínima na taxa de dose (<3%). Uma câmara de ionização Farmer foi usada como detector de referência. A resposta do MOSFET foi linear com a dose, e a dependência energética em feixes de fótons foi de aproximadamente 7% entre 15 MV e 6 MV. O fator de calibração variou em cerca de 6% em diferentes energias e tipos de feixe. Esses resultados destacam a necessidade de fatores de correção ao se usar um feixe diferente do feixe de calibração, a fim de atender ao limite de incerteza recomendado pela Comissão Internacional de Unidades e Medidas de Radiação para radioterapia (±5%). Os resultados são consistentes com os publicados anteriormente e apoiam a adequação do MOSFET para dosimetria de feixes de fótons de aceleradores lineares clínicos. Trabalhos futuros se concentrarão na avaliação de parâmetros de dosimetria clínica, como porcentagem de dose em profundidade, fator de saída e perfil do feixe.
Direitos autorais (c) 2026 Luiz Flavio Kalil Telles, L. M. Maria, Divanízia N. Souza, Luiz Antonio Pereira dos Santos, Clayton Augusto Benevides https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Acumulação de rádio e avaliação radiométrica de membranas de filtração em sistemas de dessalinização por osmose reversa para águas subterrâneas em regiões semiáridas
A escassez hídrica na região semiárida brasileira torna a dessalinização por osmose reversa uma solução estratégica para o abastecimento de água em comunidades rurais. No entanto, a interação da água subterrânea com formações geológicas ricas em minerais de urânio e tório pode favorecer a ocorrência natural de radionuclídeos, especialmente rádio, em sistemas de dessalinização. Durante a operação, as membranas de filtração atuam como barreiras físicas eficientes, retendo esses radionuclídeos e, ao final de sua vida útil, gerando resíduos radiologicamente significativos. Este estudo avaliou a presença dos isótopos 226Ra e 228Ra em elementos filtrantes de sistemas de dessalinização instalados no município de Riacho das Almas, Pernambuco, Brasil, e os potenciais impactos ambientais e radiológicos associados a eles. Filtros coletados de sete poços foram calcinados e analisados por espectrometria gama. As atividades de 226Ra variaram de 0,33 a 7,08 Bq/g, com dois poços apresentando valores acima do limite de 1 Bq/g estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, e o 228Ra não foi detectado. Os resultados confirmam a eficiência das membranas na retenção de Ra, mas destacam a necessidade de protocolos específicos para o gerenciamento e descarte seguros desse resíduo e para a mitigação dos riscos ocupacionais e ambientais.
Mariana Brayner Cavalcante Freire Bezerra
Direitos autorais (c) 2026 Décio Cavalcanti Guerra, José Araújo dos Santos Júnior, Marcela Ferreira Marques de Oliveira, Romilton dos Santos Amaral, Zahily Herrero Fernández, Josineide Marques do Nascimento Santos, Mariana Brayner Cavalcante Freire Bezerra, Francisca Assis de Melo, Jussiê Soares da Rocha, Artur Paiva Coutinho, Jairo Dias Bezerra https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Uma Solução Numérico-Analítica da Equação de Transporte de Nêutrons Unidimensional e Monoenergética para Problemas de Autovalor
O estudo do comportamento e das interações dos nêutrons no núcleo de um reator nuclear é essencial para garantir o controle da sua criticalidade. A formulação determinística mais precisa para descrever esses fenômenos é dada pela Equação de Transporte de Nêutrons, a qual, com execeção de métodos estocásticos como Monte Carlo, é tipicamente resolvida por métodos numéricos de malha fina. No entanto, esses métodos geralmente requerem custos computacionais significativos para se obter resultados de alta precisão. Neste estudo, propomos uma solução numérico-analítica para a equação de transporte de nêutrons unidimensional, monoenergética e com espalhamento isotrópico, formulada para problemas de autovalor e utilizando o método das ordenadas discretas (SN). A formulação proposta é apresentada por meio de uma dedução analítica explícita e autocontida, com ênfase na transparência e na reprodutibilidade da abordagem numérico-analítica. Para validar nossa abordagem, os resultados obtidos foram comparados com os de um método puramente numérico desenvolvido neste trabalho e com soluções de referência disponíveis na literatura. Em todos os casos, os resultados obtidos pela solução proposta demonstraram excelente acurácia se comparados com os da bibliografia, além de uma redução substancial no tempo computacional dos cálculos.
Direitos autorais (c) 2026 Alexandre G. de O. Cordeiro, Adilson Costa da Silva, Sérgio de Oliveira Vellozo https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Enriquecimento isotópico de lítio-6 para aplicação em dosímetro termoluminescente
Extraído do mineral espodumênio, o elemento lítio possui naturalmente dois isótopos estáveis: 7Li (aproximadamente 92,6%) e 6Li (aproximadamente 7,4%). Esses isótopos têm várias aplicações, desde a indústria farmacêutica até a eletroquímica. Devido à sua alta eficiência e benefícios ambientais, a produção global de veículos elétricos com baterias de íon-lítio atingiu 10,5 milhões de unidades em 2022. No campo nuclear, o 7Li é amplamente utilizado em reatores na Usina Nuclear de Angra dos Reis, no Brasil, como estabilizador de pH no sistema de refrigeração primário. Por outro lado, o 6Li, com suas altas seções transversais para absorção de nêutrons térmicos, é usado no campo termonuclear e para produção de trítio em reatores de fusão. Além disso, o 6Li é utilizado em dosímetros de radiação devido às suas propriedades termoluminescentes, tornando-o eficaz para medir radiação ionizante. Este trabalho tem como objetivo apresentar uma nova tecnologia para enriquecimento de lítio no Brasil, com foco na separação isotópica de 6Li e 7Li para suas respectivas aplicações industriais, buscando a independência brasileira a respeito da obtenção deste isótopo enriquecido. A técnica de troca iônica, envolvendo separação de isótopos por equilíbrio no fracionamento isotópico entre duas fases, é destacada como um método para atingir esse objetivo. pH e condutividade elétrica foram medidos nas amostras para correlacionar com a concentração de Li. Os resultados da análise isotópica apresentaram um enriquecimento de 10,12% para 6Li e 95,86% para 7Li.
Direitos autorais (c) 2026 Juliana Ikebe Otomo, Daniela da Costa Gonçalves Santos, João Coutinho Ferreira, Vanderlei Sérgio Bergamaschi, José Oscar Vega Bustillos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Avaliação Econômica da Produção de Hidrogênio Utilizando um Reator Nuclear Modular Pequeno (SMR) como Fonte de Energia
O hidrogênio é um importante vetor energético para a transição energética mundial. Por possuir baixa emissão de carbono, tornou-se o principal objeto de estudo das grandes nações. Os reatores nucleares modulares pequenos (SMRs, in English), por conseguinte, apresentam caráter inovador na área nuclear. Essa tecnologia traz mais versatilidade, segurança e menores custos para a produção de energia em uma escala reduzida quando comparada a reatores de grande porte (LR, Large Reactor in English). Esse trabalho apresenta uma avaliação econômica da produção de hidrogênio utilizando um SMR como fonte de energia primária. A metodologia consiste na utilização do software, disponibilizado pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA, in English), Hydrogen Economic Evaluation Programme (HEEP), para estimar o custo nívelado da produção de hidrogênio (LCOH, em USD/kg de H2) usando SMRs. O modelo considera características intrínsecas à planta de geração de energia e da planta de eletrólise por membrana polimérica (PEM, in English), esta fornecida pela Hytron/NEA. Fez-se necessário, para validar a metodologia, avaliar os custos de produção de hidrogênio para um reator de grande porte sólido no mercado, o AP1000, Westinghouse. Com esses resultados, foi avaliado um SMR construído sobre as mesmas condições inflacionárias do LR para não haver distorções significativas nos resultados, o NuScale de 77 MWe. Para uma análise fidedigna à realidade, utilizaram-se estudos de custo disponibilizados por entes internacionais como o MIT e o Departamento Nacional de Energia Atômica dos EUA (DOE/NEA) e, quando possível, pela NuScale e Westinghouse, empresas responsáveis pelos reatores a serem trabalhados. Resultados preliminares mostram que o SMR apresenta relevante competitividade em termos de custo de hidrogênio quando comparado a fontes alternativas de energia limpa, como a solar térmica, solar fotovoltaica e eólica. Devido ao caráter versátil, escalável e de geração contínua, previsível e despachável dos SMRs, a diferença encontrada torna-se pouco relevante. Isso valida o potencial da tecnologia nuclear que, por sua vez, apresenta papel estratégico para a transição energética tanto no mundo como no Brasil, além de reforçar a importância de avaliações profundas sobre o tema.
Caio Július César Miranda Rodrigues da Cunha
Direitos autorais (c) 2026 Vinicius Porto Feitosa, Fernando Roberto de Andrade Lima, Caio Július César Miranda Rodrigues da Cunha, Daniel González Rodríguez 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
Avaliação do modelo de Fuchs-Nordheim incluindo a variação da capacidade calorífica para um reator TRIGA®
Os TRIGA® (Training, Research, Isotope General Atomics) são reatores que, atualmente, são utilizados para treinamento de pessoal, produção de radioisótopos e para pesquisa em diversas áreas da ciência; nos dias atuais, mais de 20 países possuem TRIGAs®, incluindo o Brasil. Tais reatores possuem dois modos de operação: estado estacionário (no qual ele opera em um fluxo constante de nêutrons e os seus parâmetros também permanecem constantes) e o modo pulsado, em que, durante a remoção de uma única barra de controle (denominada transiente) há um aumento na reatividade e, com isso, induz-se um estado de super pronto-criticalidade, o que ocasiona em um aumento exponencial na potência e temperatura. Porém, devido ao coeficiente negativo de temperatura do combustível utilizado para alimentar o reator, a potência alcança um pico e rapidamente diminui até o encerramento das reações de fissão, em um processo que é inerentemente seguro. Os pulsos que são gerados durante a sua operação podem ter seus parâmetros descritos por modelos matemáticos, tais como o modelo de Fuchs-Nordheim, que equaciona o comportamento da reatividade, potência e temperatura durante o tempo de vida do pulso. Contudo, o modelo atual possui algumas limitações básicas, principalmente por considerar que parâmetros como a capacidade calorífica permanecem constantes durante todo o processo e, em casos práticos de operação de reatores nucleares, a capacidade calorífica é uma função da temperatura. Portanto, este artigo busca avaliar o impacto que a introdução da capacidade calorífica como função linear da temperatura exerce nos resultados finais, comparando os dados com e sem essa modificação.
Direitos autorais (c) 2026 Daniel Kautscher de Barros, Ronaldo Glicério Cabral, Sérgio de Oliveira Vellozo, Paulo Cezar Rocha Silveira https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Otimização dos componentes geométricos do Multileaf Agility para melhorar a precisão da administração da dose
O Colimador multilâminas (MLC) Agility apresenta algumas características específicas de usinagem. Essas características exclusivas, além das pequenas diferenças no momento da instalação entre os diversos aceleradores lineares, produzem efeitos dosimétricos que o Sitema de Planejamento do Tratamento (TPS) Mônaco não considera em seu cálculo. Para isso, existem recomendações por parte do fabricante para que o cliente execute ajustes de pós-modelagem, para caracterizar melhor o MLC de acordo com as configurações reais do acelerador linear usado na clínica. Visto que, na literatura existem evidências de que, em técnicas moduladas por MLC dinâmico, erros na posição geométrica do MLC de apenas 1 mm podem resultar em erros de 10 % ou mais na entrega da dose, é de grande importância estudar o comportamento dos fatores geométricos das lâminas através dos conceitos aplicados na metrologia das radiações. No entanto, apesar de o Mônaco ser amplamente utilizado clinicamente existe ainda, pouca literatura com riqueza de informações, dificultando o trabalho do físico médico. Sendo assim, os objetivos desse estudo foram analisar os componentes geométricos do MLC Agility e trazer uma metodologia eficiente de pós-modelagem ou ajustes finos destes componentes para que, com os ajustes a dose calculada no TPS esteja tão próximo quanto possível da dose entregue pelo acelerador linear. Os resultados mostraram que com a pós modelagem, para os mesmos critérios de avaliação, as doses calculadas para os testes ExpressQA, bem como testes do TG-119, alem de casos pacientes específicos estiveram mais próximas das doses entregues pelo acelerador linear em todas as situações. Para os campos 7SegA e DMLCi as melhorias nas taxas de aprovação gama estiveram acima de 10 %. Estes resultados possibilitam maior eficiencia na entrega da dose, com consequente aumento no controle tumoral e redução na toxicidade ao paciente.
Direitos autorais (c) 2026 M.Sc Camila Trindade de Oliveira, Dra Maria da Penha Albuquerque Potiens https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Requisitos e implementação do sistema de rastreabilidade no acelerador Sirius
Este artigo descreve os requisitos e a implementação do Sistema de Rastreabilidade no Sirius, o acelerador de partículas brasileiro. O sistema foi projetado para assegurar que apenas usuários capacitados pelo Grupo de Proteção Radiológica operem as linhas de luz. A solução utiliza tecnologia de identificação por radiofrequência para habilitar o procedimento de "Procura", etapa mandatória para a liberação de radiação síncrotron. O sistema integra controladores lógicos programáveis Siemens, desenvolvimento em C# para gravação de dados e uma infraestrutura web baseada em MariaDB, Node-RED e PHP para monitoramento em tempo real. Os resultados indicam que, entre 15 de junho de 2023 e 24 de outubro de 2025, foram realizados 34.099 procedimentos de procura nas 15 linhas de luz em operação e comissionamento, abrangendo mais de 200 usuários internos e externos. O trabalho elucida a arquitetura técnica do sistema e demonstra sua eficácia na gestão da segurança radiológica e na rastreabilidade das atividades experimentais no Sirius.
Direitos autorais (c) 2026 Ana Luísa da Costa Vieira, Guilherme Toniolo Barreto, Fernanda do Nascimento Moura, Henrique Ferreira Canova 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
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
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
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
Radioterapia no Manejo do Câncer de Próstata no Ceara, Brasil: Uma Análise Descritiva da Utilização e dos Desafios
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