Resumo em Português:

Resumo EA fim de garantir a qualidade e a segurança da água destinada ao consumo humano no Brasil, a portaria GM/MS n° 888, de 04 de maio de 2021, do Ministério da saúde, determina parâmetros, através de análises laboratoriais, para monitoramento de substâncias que representam risco à saúde humana. Quanto aos padrões radiológicos, os limites relacionados à concentração da atividade não devem exceder 0.5 Bq/L para alfa total, e 1.0 Bq/L para beta total. No caso de níveis alfa/beta acima do valor máximo permitido, devem ser quantificados outros radionuclídeos naturais e/ou artificiais, presentes na água. Os radionuclídeos mais prováveis de se encontrar em águas para consumo humano são o rádio e o urânio, sendo as principais frações de doses de emissões internas, que os seres humanos recebem, derivados do rádio, 226Ra e seus produtos de decaimento. Para atender as portarias ambientais e ser um organismo de avaliação da conformidade, competente a realizar ensaios de radiação ionizante, necessários ao monitoramento da água potável no Brasil; o laboratório Centro de Biologia Experimental Oceanus, localizado no Rio de Janeiro, implementou as análises alfa total e beta total, através da técnica contador proporcional de fluxo gasoso; a as análises de 226Ra, 228Ra e 210Pb, através da técnica separação radioquímica, seguida de contagem alfa/beta; em água para consumo humano. Foi necessário obter resultados de platô operacional do equipamento, de background, eficiências e fatores relacionados ao efeito de atenuação das contagens alfa. O laboratório comprovou a confiança dos seus resultados em participação no Programa Nacional de Intercomparação – PNI, e através da solicitação de acreditação na Rede Brasileira de Laboratórios de Ensaio – RBLE, pela norma ABNT ISO/IEC 17025; na categoria de ensaios de radiação ionizante.

Resumo em Inglês:

Abstract In order to guarantee the quality and safety of water intended for human consumption in Brazil, the GM/MS Regulation No 888, of 4 May 2021, of the Ministry of Health, establishes parameters, through laboratory analyses, to monitor substances that pose a risk to human health. As far as radiological standards are concerned, the activity concentration limits must not exceed 0.5 Bq/L for gross alpha and 1.0 Bq/L for gross beta. In the case of alpha/beta values exceeding the maximum permitted value, other natural and/or artificial radionuclides present in the water must be quantified. The radionuclides most likely to be found in water intended for human consumption are radium and uranium, which are the main fractions of the doses received by man from internal emissions derived from radium, 226Ra and its decay products. In order to comply with environmental regulations and to be a conformity assessment organism, competent to carry out ionizing radiation tests, necessary for the monitoring of drinking water in Brazil; the Centro de Biologia Experimental Oceanus laboratory, located in Rio de Janeiro, carried out gross alpha and gross beta analyses, using the gas flow proportional counter technique; a the analyses of 226Ra, 228Ra and 210Pb, using the radiochemical separation technique, followed by alpha/beta counting; in water for human consumption. It was necessary to obtain results on the equipment's operating plateau, background, efficiency and factors related to the attenuation effect of alpha counts. The laboratory has demonstrated the reliability of its results by participating in the National Intercomparison Programme - PNI, and by requesting for accreditation from the Brazilian Network of Testing Laboratories - RBLE, according to the ABNT ISO/IEC 17025 standard; in the category of ionising radiation tests.

Resumo em Francês:

Resumo L'évaluation de la concentration en radioactivité et des impacts radiologiques dans le sol, l'eau et l'air est essentielle tant pour les mines d'or en exploitation que pour celles fermées, car les contextes géologiques, les activités minières, industrielles et agricoles peuvent augmenter le niveau de radioactivité naturelle. Cette évaluation est cruciale, car la contamination du sol, de l'eau et de l'air par des produits chimiques toxiques, y compris des éléments radioactifs, peut représenter des risques significatifs pour la santé et engendrer des problèmes sociaux. Alors que la plupart des études se concentrent sur les exploitations minières actives, cette étude cible la concentration en radioactivité et l'impact radiologique liés à l'exposition aux radionucléides 232Th, 226Ra et 40K provenant d'une mine d'or à ciel ouvert fermée située à Nzega, en Tanzanie. Dans cette étude, la spectrométrie gamma a été utilisée pour évaluer la radioactivité et l'impact radiologique. Les résultats indiquent que les niveaux de concentration en activité des radionucléides 232Th varient de 17,4 ± 2,4 à 133 ± 13 Bq/kg, avec une valeur moyenne de 42,1 ± 4,4 Bq/kg. Les niveaux d'activité des radionucléides 226Ra varient de 13,1 ± 1,6 à 308 ± 28 Bq/kg, avec une valeur moyenne de 82,8 ± 7,9 Bq/kg. Enfin, les niveaux d'activité des radionucléides 40K varient de 101 ± 15 à 1 119 ± 103 Bq/kg, avec une valeur moyenne de 461 ± 45 Bq/kg. Ces concentrations en activité se sont révélées supérieures aux valeurs moyennes rapportées par l'UNSCEAR 2000, à savoir 30, 35 et 400 Bq/kg pour 232Th, 226Ra et 40K respectivement, dans les radionucléides naturels présents dans les sols. Les paramètres radiologiques calculés à partir des concentrations en activité se situaient en dessous des limites acceptables. La dose efficace annuelle moyenne de 0,5 mSv/an était inférieure à la limite recommandée par la CIPR de 1,0 mSv/an pour les membres du public général. La valeur moyenne de l'activité équivalente en radium était de 178,4 Bq/kg. Les valeurs moyennes estimées pour Hex (0,4) et Hin (0,7) dans la zone d'étude étaient toutes deux inférieures à la limite désirable de 1. Cependant, les paramètres radiologiques au niveau du site de re-traitement étaient au-dessus de la limite publique, ce qui nécessite des mesures d'atténuation.

Resumo em Inglês:

Abstract Evaluating radioactivity concentration and radiological impacts in soil, water and air is essential for both operating and closed gold mines, as geological settings, mining, industrial and agricultural activities can increase the natural occurring radioactivity level. The assessment is critical since the presence of radioactive elements can pose significant health risks and social problems. While most studies focus on active mining operations, this study targets the radioactivity concentration and radiological impact due to exposure of radionuclides of 232Th, 226Ra, and 40K for the closed open pit gold mine located in Nzega, Tanzania. In this study, gamma spectrometry was used for radioactivity evaluation and radiological impact assessment. The results indicated that, the activity concentration levels of 232Th radionuclides range from 17.4±2.4 to 133±13 Bq/kg, with an average value of 42.1±4.4 Bq/kg. The activity levels of 226Ra radionuclides range from 13.1±1.6 to 308±28 Bq/kg, with an average value of 82.8±7.9 Bq/kg, and the activity levels of and 40K radionuclides range from 101±15 to 1,119±103, with an average value of 461±45 Bq/kg. These activity concentrations were found to be above those mean values reported by UNSCEAR 2000 of 30, 35, and 400 Bq/kg for 232Th, 226Ra, and 40K, respectively, for natural radionuclides in soils. The radiological parameters calculated from the activity concentration were below the acceptable limit. The mean annual effective dose of 0.5 mSv/Year was below the ICRP recommended limit of 1.0 mSv/Year for members of general public. The average value of radium equivalent activity was 178.4 Bq/kg. The estimated average values of Hex (0.4) and Hin (0.7) in the study area were both below the desirable limit of 1. However, the radiological parameters at Re-handle were above the public limit and this requires mitigation measures. It can be concluded that no risk may threat the residents around study area except for Re-handle area which we recommends continued monitoring of radiation levels to ensure they remain within safe limits, and restricted access to this area is necessary to safeguard public health and environmental integrity.

Resumo em Português:

Resumo Este estudo focou-se no desenho e otimização de colimadores para imagem com raios gama em cascata através de simulações de Monte Carlo. Os blocos de colimadores em forma trapezoidal, foram projetados na aplicação Geant4 GATE, para um ambiente de tomografia por emissão de pôsitrons (PET). Os colimadores foram acoplados a um modelo simulado de PET para pequenos animais, e foram otimizados simulando espessuras de septos de 0,2 mm a 1,2 mm, em incrementos de 0,2 mm. Uma fonte de 111In com raio de 0,25 mm e atividade de 1,0 MBq foi usada como emissor de raios gama em cascata. No GATE, dezesseis blocos de colimadores de tungstênio trapezoidais foram desenhados, cada um com uma superfície de 16,31 mm × 37,5 mm de face para os cristais do detector, e uma superfície de 12,33 mm × 37,5 mm de face para o objeto escaneado. Cada bloco contém 105 orifícios retangulares paralelos dispostos em uma matriz de 7 × 15, com comprimento de 10,0 mm, resultando em um colimador em forma de anel com um raio externo de 41,0 mm. O colimador assim desenhado, destinado à imagem de pequenos animais, prioriza a resolução. Assim, um colimador com septos de 1,0 mm e tamanhos de orifício de 1,5 mm × 0,7 mm, com resoluções espaciais de 7,6 mm e 4,1 mm nas direções axial e transaxial, respectivamente, foi escolhido. Além disso, os colimadores demonstraram boa resolução de energia de ~8,96% e ~10,10% para 171,3 keV e 245,4 keV, respectivamente, dentro de um limite de resolução de energia de 10% estabelecido durante as simulações. Também, dentro do campo de visão, as posições reconstruídas da fonte variaram de 81,1% a 100% das posições reais simuladas. O desenho otimizado do colimador apresenta uma solução viável para imagem dos órgãos internos de pequenos animais, com tamanhos superiores a 7,6 mm.

Resumo em Inglês:

Abstract This study focused on designing and optimizing collimators for cascade gamma-ray imaging through Monte Carlo simulations. The trapezoidal-shaped collimator blocks, designed in the Geant4 application for emission tomography (GATE) environment, were attached to a simulated small animal GATE - PET model. The collimators were optimized by simulating septa thicknesses from 0.2 mm to 1.2 mm, in 0.2 mm increments. A 1.0 MBq 111In source having radius of 0.25 mm was used as the cascade gamma-ray emitter. Sixteen trapezoidal tungsten collimator blocks were designed, each with a 16.31 mm × 37.5 mm surface facing the detector crystals, and a 12.33 mm × 37.5 mm surface facing the scanned object. Each block featured 105 parallel rectangular holes arranged in a 7 × 15 array, with a length of 10.0 mm, resulting in a ring-like collimator with a 41.0 mm outer radius. The designed collimator, intended for small animal imaging, prioritizes resolution. Hence, a collimator with 1.0 mm septa and hole sizes of 1.5 mm × 0.7 mm, offering spatial resolutions of 7.6 mm and 4.1 mm in the axial and transaxial directions, respectively, was chosen. The collimators demonstrated energy resolution of approximately 8.96% and 10.10% at 171.3 keV and 245.4 keV, respectively, within a 10% energy resolution threshold set during simulations. Besides, the reconstructed source positions ranged from 81.1% to 100% of the true simulated source positions within the field of view. The optimized collimator design presents a viable solution for imaging small animals’ internal organs, with sizes exceeding 7.6 mm.

Resumo em Português:

Resumo A estimativa das doses de radiação recebidas pela crescente demanda de exames de Tomografia Computadorizada (TC) contribui para a otimização de protocolos e da qualidade das imagens. Com o objetivo de avaliar as exposições médicas em protocolos de abdome total, este estudo extraiu dados de TC do Sistema de Telessaúde e Telemedicina de Santa Catarina (STT-SC), os quais foram inseridos no software NCICT® 3.0 para estimar as doses efetivas e as doses nos órgãos para os exames avaliados. A apresentação dos principais dados obtidos por meio de análise estatística e descritiva permite a comparação com outros estudos. A dose efetiva média foi de 7,50 mSv para pacientes do sexo feminino (n=57) e 8,03 mSv para pacientes do sexo masculino (n=43). O baço recebeu a maior dose na região abdominal, com uma média de 10,99 (±4,24) mGy para os homens e 9,89 (±4,75) mGy para as mulheres. Em conclusão, este estudo encontrou variações nas doses nos órgãos entre pacientes do sexo masculino e feminino, com os pulmões a receberem a dose mais elevada nas mulheres e o fígado nos homens. Estes resultados apoiam a necessidade de rever e adaptar os protocolos de exames de TC para otimizar a exposição à radiação, além disso os resultados apresentados neste estudo permitirão a avaliação comparativa com dados que venham a ser coletados posteriormente com a continuidade do estudo.

Resumo em Inglês:

Abstract Estimating the radiation doses received from the growing demand for Computed Tomography (CT) scans helps to optimize protocols and image quality. With the aim of evaluating medical exposures in total abdomen protocols, this study extracted CT data from the Santa Catarina Telehealth and Telemedicine System (STT-SC), which was entered into the NCICT® 3.0 software to estimate the effective doses and organ doses for the examinations evaluated. The presentation of the main data obtained through statistical and descriptive analysis allows comparison with other studies. The average effective dose was 7.50 mSv for female patients (n=57) and 8.03 mSv for male patients (n=43). The spleen received the highest dose in the abdominal region, with an average of 10.99 (±4.24) mGy for men and 9.89 (±4.75) mGy for women. In conclusion, this study found variations in organ doses between male and female patients, with the lungs receiving the highest dose in women and the liver in men. These results support the need to review and adapt CT examination protocols to optimize radiation exposure, and the results presented in this study will allow for comparative evaluation with data that may be collected later as the study continues.

Resumo em Português:

Resumo O objetivo deste trabalho foi investigar o efeito na viabilidade celular de complexos radiomarcados de cisplatina e carboplatina em células cancerígenas das linhagens 4T1 e MDA-MB-231 de camundongos com carcinoma mamário. Os complexos foram marcados no reator nuclear de pesquisas TRIGA Mark I do CDTN em 3h de irradiação. As análises foram feitas após tempos e 1h e 24h de decaimento. Os resultados mostraram ação mais efetiva da cisplatina em comparação a carboplatina nas duas linhagens de células, e resistência maior das células tipo MDA-MB-231. O efeito adicional da radiação se mostrou mais evidente nas condições de baixa resistência. Um aumento da atividade final dos compostos marcados pode ampliar esse efeito. Investigações nesse sentido estão em andamento.

Resumo em Inglês:

Abstract The objective of this work was to investigate the effect on cell viability of radiolabeled complexes of cisplatin and carboplatin in cancer cells of the 4T1 and MDA-MB-231 lines from mice with mammary carcinoma. The complexes were labeled in the CDTN's TRIGA Mark I nuclear research reactor after 3 hours of irradiation. The analyzes were carried out after decay times of 1h and 24h. The results showed a more effective action of cisplatin compared to carboplatin in both cell lines and greater resistance in MDA-MB-231 cells. The additional effect of radiation was more evident in conditions of low resistance. Increasing the final activity of labeled compounds can amplify this effect. Investigations in this regard are underway.

Resumo em Português:

Resumo O rompimento da barragem de Fundão, em Mariana, liberou mais de 59 milhões de m³ de rejeitos que alcançou quase 700 quilômetros ao longo do rio Doce, percorrendo os estados de Minas Gerais e Espírito Santo, atingindo o estuário e chegando ao oceano Atlântico. Tendo em vista todos os possíveis impactos que podem ter sido causados pelo acidente ambiental do rompimento da barragem de Fundão, considerado o maior desastre socioambiental do mundo envolvendo barragens de rejeito, ressalta-se a necessidade de estudos que abordem o nível de contaminação dos ecossistemas terrestres, devido não só a sua capacidade em acumular elementos químicos, mas por também serem reconhecidos como possíveis fontes de contaminantes. Neste seguimento, o presente trabalho avaliou as concentrações de metais (Zn, Mn, Cr, Cu, Ni, As, Pb, Ba, Al e Fe), em perfis verticais, de amostras de sedimentos de três lagoas do Estado de Espírito Santo, atingidas após o rompimento da barragem de Fundão. Para a extração dos testemunhos foi utilizado um amostrador gravitacional fornecido pela empresa austríaca Uwitec. As amostras de sedimento foram submetidas a abertura ácida e, para quantificação dos metais, foi utilizado um espectrômetro de emissão ótica em plasma indutivamente acoplado (ICP-OES). Foram obtidas concentrações máximas de ferro (235.260 mg kg-1) e de arsênio (52 mg kg-1) no perfil Areal; de alumínio (30.270 mg kg-1) e manganês (4.590 mg kg-1) no perfil Areão. As concentrações de Cu, Pb e Zn ultrapassaram os valores-guias adotados pelo CCMA, acima dos quais a ocorrência de efeitos negativos à biota é provável.

Resumo em Inglês:

Abstract The collapse of the Fundão dam in Mariana released more than 59 million m³ of tailings, which flowed almost 700 kilometers along the Doce river, through the states of Minas Gerais and Espírito Santo, reaching the estuary and into the Atlantic Ocean. In view of all the possible impacts that may have been caused by the environmental accident involving the collapse of the Fundão dam, considered the world's largest socio-environmental disaster involving tailings dams, there is a need for studies that address the level of contamination of terrestrial ecosystems, not only because of their capacity to accumulate chemical elements, but also because they are recognized as possible sources of contaminants. In this segment, this study evaluated the concentrations of metals (Zn, Mn, Cr, Cu, Ni, As, Pb, Ba, Al and Fe) in vertical profiles of sediment samples from three lagoons in Espírito Santo State, affected by the collapse of the Fundão dam. A gravity sampler supplied by the Austrian company Uwitec was used to extract the samples. The sediment samples were subjected to acid dissolution and an inductively coupled plasma optical emission spectrometer (ICP-OES) was used to quantify the metals. Maximum concentrations of iron (235,260 mg kg-1) and arsenic (52 mg kg-1) were obtained in the Areal profile; aluminum (30,270 mg kg-1) and manganese (4,590 mg kg-1) in the Areão profile. The concentrations of Cu, Pb and Zn exceeded the guideline values adopted by the CCME, above which the occurrence of negative effects on biota is likely.

Resumo em Português:

Resumo A presença de um supervisor de proteção radiológica é obrigatória no quadro de colaboradores de um serviço de medicina nuclear segundo a norma CNEN-NN-3.05. Para a obtenção da certificação da qualificação de supervisores em proteção radiológica é necessário, além da realização das provas geral e específica, a graduação em um curso superior reconhecido pelo Ministério da Educação nas áreas especificadas pela legislação. Esse estudo analisou a quantidade de profissionais formados em tecnologia em radiologia certificados como supervisores de proteção radiológica em medicina nuclear no Brasil. Para esta análise foi considerada a listagem disponibilizada no endereço eletrônico do órgão regulador até a data de elaboração deste trabalho. Dos 326 profissionais encontrados, apenas 2.76% apresentam formação acadêmica em Tecnologia em Radiologia, Física e Medicina que representam, juntos, mais da metade dos supervisores de radioproteção (65,65%). Os resultados evidenciam que, apesar da área de ciências radiológicas e o curso de Tecnologia em Radiologia, especificamente o ofertado pela Universidade Federal de Minas Gerais, permitir que os discentes concluam a graduação aptos para ingressar nesse mercado de trabalho e atuar como supervisor de proteção radiológica, há um número inferior deste profissional certificado nesse meio. O estudo forneceu um parâmetro sobre o estado da arte da formação superior em Tecnologia em Radiologia e a inserção e interesse desses profissionais na certificação quando comparado às outras formações.

Resumo em Inglês:

Abstract The presence of a radiological protection supervisor is mandatory in the staff of a nuclear medicine service according to the CNEN-NN-3.05 standard. To obtain the certification of qualification as a radiological protection supervisor, it is necessary, in addition to taking the general and specific tests, to graduate from a higher education course recognized by the Ministry of Education in the areas specified by legislation. This study analyzed the number of professionals trained in radiology technology certified as supervisors of radiological protection in nuclear medicine in Brazil. For this analysis, only the list available on the regulatory agency's website up to the date of preparation of this study was considered. Of the 326 professionals found, only 2.76% have academic training in radiology technology, while physicists and physicians together represent more than half of the radiological protection supervisors (65.65%). These results show that, although the field of radiological sciences and the Radiology Technology course, specifically the one offered by the Federal University of Minas Gerais, allow students to complete their undergraduate studies able to enter this job market and act as radiological protection supervisors, there is a lower number of these professionals' certificates in this field. The study provided a parameter on the state of the art of higher education in Radiologic Technology and the insertion and interest of these professionals in certification when compared to other fields of study.

Resumo em Português:

Resumo O modelo Gaussian Industrial Source Complex Short Term 3 (ISCST3), aplicado ao radônio-222 emitido de barragens de rejeitos, não foi devidamente validado para a modelagem de dispersão de radônio-222. Com o objetivo de validar o modelo, as concentrações de radônio-222 e seus produtos de decaimento/filhas foram medidas em vários pontos ao redor de uma barragem de rejeitos. Para verificar se o radônio-222 medido provinha da barragem, foi desenvolvida uma técnica que combina as idades do gás e de suas filhas com o método de atribuição de fontes. O modelo foi validado isolando o radônio-222 de diferentes fontes, utilizando a abordagem da "idade" do gás e aplicando cálculos de trajetórias inversas para identificar a origem do radônio medido em pontos a favor do vento. Conforme previsto pelo modelo, a origem da emissão de radônio foi rastreada até a barragem de rejeitos. O modelo foi ainda validado comparando-se os dados medidos com os resultados do modelo e aplicando estatísticas padrão de validação de modelos para verificar e quantificar a concordância entre os dados previstos e os medidos. A validação do modelo, com base na análise estatística, mostrou uma tendência constante com mínima variabilidade nos valores do Índice de Concordância (IOA), do Erro Quadrático Médio Normalizado (NMSE) e do método da Fração de Previsões dentro de um fator de dois (FAC2). As análises foram realizadas com base nos resultados das previsões do modelo ao longo de cinco dias de medições, abrangendo tanto o período da manhã quanto o da tarde. Houve uma subestimação no Viés Fracionado (FB) e no Viés Médio Geométrico (MG) no período da tarde do primeiro dia. Além disso, o modelo apresentou baixo desempenho no período da tarde do terceiro dia.

Resumo em Inglês:

Abstract The Gaussian Industrial Source Complex Short Term 3 (ISCST3) model as applied to radon-222 emitted from tailings dams has not been properly validated for radon-222 dispersion modelling. In an attempt to validate the model, the concentrations of radon-222 and its progenies/daughters were measured at various points around a tailings dam. To verify that the measured radon-222 is from the tailings dam, a technique combining both gas and daughters ages with source apportionment method was developed. Model was validated by isolating radon-222 from different sources using the "age" of the gas approach and applying back trajectory calculations to identify the origin of the radon gas measured at points downwind. As predicted by the model, the origin of the radon emission was traced back to the tailings. The model was further validated by comparing measured data to model outputs and applying standard model validation statistics to validate and quantify the agreement between predicted and measured data. Model validation from statistical analysis showed a constant trend with minimum variability in the Index of Agreement (IOA), Normalized Mean Square Error (NMSE), and Fraction of Predictions method within a factor of two (FAC2) values. The analyses were based on the model prediction results over five days of measurements covering both morning and afternoon. There was an under prediction in the Fractional Bias (FB) and Geometric Mean bias (MG) in the afternoon of day 1. In addition, the model performed poorly in the afternoon of day 3.

Resumo em Português:

Resumo A mamografia é um exame importante para a detecção precoce do câncer de mama, e o seu uso requer considerações sobre radioproteção a fim de garantir o menor risco ao paciente. A Figura de Mérito (FOM) é uma ferramenta utilizada para quantificar a relação entre qualidade de imagem e dose de radiação. Valores mais altos de FOM sugerem o uso do conjunto de parâmetros radiográficos mais adequado para o exame. O objetivo deste trabalho é considerar a FOM como uma métrica para avaliar a otimização de duas diferentes práticas clínicas, uma com o uso de Sistema CR e outra com o Sistema DR. Para ambos os sistemas, três espessuras de PMMA foram utilizadas (2, 4 e 7 cm), e as aquisições foram realizadas para quatro valores de tensão comumente aplicados na rotina clínica. Foram utilizados os modos manual e automático. O sistema CR envolveu uso de Mo/Mo e Mo/Rh como combinações alvo-filtro, enquanto o sistema DR utilizou W/Rh e W/Ag. O parâmetro de qualidade de imagem usado foi a razão contraste-ruído (CNR), e a grandeza dosimétrica considerada foi a dose glandular média (MGD). Os valores de FOM obtidos apresentaram dependência relevante com as tensões e espessuras de PMMA, bem como variações com as diferentes combinações alvo-filtro aplicadas. Para ambos os sistemas, utilizando 2 cm de PMMA, os resultados de FOM foram maiores ao utilizar o modo automático de aquisição. Para 4 e 7 cm de PMMA, entretanto, ajustes manuais dos parâmetros tornaram-se mais relevantes. Estes resultados reforçam o valor de FOM como um importante parâmetro na determinação do melhor conjunto de parâmetros de aquisição para cada equipamento analisado.

Resumo em Inglês:

Abstract Mammography is an important examination for the early detection of breast cancer, and its use requires radiation protection considerations to ensure the lowest possible risk to the patient. The Figure of Merit (FOM) is a commonly used tool to quantify the relation between image quality and radiation dose. Higher FOM values suggest the most appropriate set of radiographic parameters to use in the examination. The objective of this study was to use the FOM as a metric for evaluating the optimization of two different clinical practices, one using a computed radiography (CR) system and the other using a digital radiography (DR) system. For both systems, three PMMA thicknesses were used (2, 4 and 7 cm), and acquisitions were performed at four voltage values commonly applied in clinical routines. Manual and automatic exposure modes were used for both systems. The CR system used Mo/Mo and Mo/Rh target-filter combinations, while the DR system used W/Rh and W/Ag. The image quality parameter used was the Contrast-to-Noise Ratio (CNR), and the considered dosimetric quantity was the Mean Glandular Dose (MGD). The FOMs presented relevant dependence on voltage and PMMA thicknesses, as well as variations with the different target-filter combinations. For both systems, when using 2 cm of PMMA, the FOM results were higher in the automatic acquisition mode. For 4 and 7 cm of PMMA, however, manual parameter adjustments became more relevant. These results reinforce the value of FOM as an important parameter in determining the most suitable acquisition settings for each analyzed equipment.

Resumo em Português:

Resumo Neste artigo, propomos uma solução analítica generalizada para as equações da cinética pontual de reatores para seis grupos de precursores de nêutrons atrasados tanto para as equações convencionais quanto para as equações subcríticas. A metodologia apresentada visa a obtenção de uma solução analítica usando técnica de transformação de similaridade. Esta solução permitirá avaliar o comportamento da potência do reator nuclear em função do tempo, para uma dada reatividade constante inserida no núcleo do reator, de forma bastante simples e sem esforço computacional, em comparação com as soluções numéricas. Os resultados obtidos serão comparados com os métodos de referência para validar a metodologia apresentada neste artigo.

Resumo em Inglês:

Abstract In this paper, we are proposing a generalized analytical solution to the point reactor kinetics equations for six groups of delayed neutron precursors for both conventional and subcritical equations. The methodology presented aims to obtain an analytical solution using the similarity transformation technique. This solution will make it possible to evaluate the behavior of the nuclear reactor power as a function of time, for a given constant reactivity inserted in the reactor core, in a very simple way and without computational effort, compared to numerical solutions. The results obtained will be compared with reference methods to validate the methodology presented in this paper.