Resumen en Portugués:

A avaliação da eficácia da proteção contra a radiação de alguns compostos, incluindo Fe, Th, Y, Nb, Ta, Ti e U, foi calculada para a absorção de energia e interação total na gama de energia dos fotões de 0,015 a 15 MeV. O número atómico efetivo (Z eff ) destes compostos foi determinado através dos coeficientes de atenuação de massa (μ;/ρ, cm 2 /g) e de absorção de energia de massa (μ;/ρ, cm 2 /g) en . Por conseguinte, os valores de Z eff foram calculados para a interação total dos fotões (Z Ieff ) e a absorção de energia (Z Aeff ) utilizando os códigos Py-MLBUF e Phy-X/PSD. Além disso, a secção transversal de remoção efectiva para neutrões rápidos (Σ R , cm -1 ) e os comprimentos de atenuação foram calculados para investigar as caraterísticas de atenuação de neutrões rápidos. Os resultados apresentados mostraram que Z eff de S1 (UO 2 ) e S2 (ThSiO 4 ) são comparativamente mais elevados do que os Z eff dos restantes compostos, enquanto S7 (Fe(UO 2 ) 2 (PO 4 ) 2 .8(H 2 O)) possui os valores mais baixos de Z eff . Os resultados obtidos também mostram que Z Aeff deve ser usado em vez de Z Ieff quando a quantidade em questão é a dissipação de energia. Além disso, os valores calculados de Σ R para os compostos testados foram encontrados próximos e variaram de 0,079 cm -1 para S4 a 0,146 cm -1 para S1. Além disso, a comparação dos valores calculados para diferentes parâmetros de proteção revelou uma boa concordância entre os métodos propostos. Por último, este estudo poderá ser útil para aplicações destes compostos em requisitos de proteção contra raios gama e neutrões rápidos em diferentes domínios, tais como os ciclos do combustível nuclear e a proteção médica em ambientes de manuseamento de urânio.

Resumen en Inglés:

Evaluation of the radiation shielding effectiveness of some compounds including Fe, Th, Y, Nb, Ta, Ti, and U have been computed for energy absorption and total interaction in the photon energy range from 0.015 to 15 MeV. The effective atomic number (Z eff ) of these compounds was determined via the mass attenuation (μ/ρ, cm 2 /g) and mass energy absorption (μ;/ρ, cm 2 /g) en coefficients. Accordingly, the values of Z eff have been computed for total photon interaction (Z Ieff ) and energy absorption (Z Aeff ) using Py-MLBUF and Phy-X/PSD codes. The effective removal cross section for fast neutrons (Σ R , cm -1 ) and attenuation lengths were also calculated to study the attenuation properties of fast neutrons. The results displayed showed that Z eff of S1 (UO 2 ) and S2 (ThSiO 4 ) are comparatively higher than the Z eff of the remaining compounds, while S7 (Fe(UO 2 ) 2 (PO 4 ) 2 .8(H 2 O)) possesses the lowest values of Z eff . The obtained results also show that Z Aeff should be used instead of Z Ieff when the quantity of interest is energy dissipation. In addition, the calculated values of Σ R for the tested compounds were found to be close and ranged from 0.079 cm -1 for S4 to 0.146 cm -1 for S1. Moreover, comparison of the calculated values for different shielding parameters showed good agreement between the proposed methods. Finally, this study could be useful in applications of these compounds for shielding requirements from gamma-ray and fast neutron in different fields such as nuclear fuel cycles and medical shielding in uranium-handling environments.

Resumen en Portugués:

Este estudo teve como objetivo desenvolver e avaliar um aplicador cilíndrico multicanal impresso em 3D para braquiterapia ginecológica. O material de impressão foi selecionado com base em suas propriedades físicas, seguido por uma análise dos valores de Unidades Hounsfield (HU) para diferentes porcentagens de preenchimento e padrões de impressão. O aplicador foi impresso utilizando ácido polilático (PLA) e submetido a diferentes testes físicos e de imagem. As distribuições de dose obtidas com o aplicador multicanal impresso em 3D e com um aplicador de canal único foram comparadas, com foco na cobertura do volume alvo e na exposição aos órgãos de risco. A avaliação dosimétrica foi realizada utilizando filme Gafchromic® EBT4. Os resultados demonstraram que o aplicador multicanal proporcionou melhor conformidade da dose, reduzindo a exposição retal em comparação ao aplicador de canal único, mantendo a cobertura do alvo. A análise gama confirmou a precisão da distribuição de dose calculada. A impressão 3D mostra-se uma alternativa viável para a produção de aplicadores personalizados, com potencial para expandir as opções terapêuticas na braquiterapia ginecológica. No entanto, estudos futuros devem investigar a biocompatibilidade do material e a viabilidade clínica do aplicador.

Resumen en Inglés:

High dose-rate (HDR) brachytherapy is widely used in the treatment of gynecological cancers, but the availability of multichannel applicators remains limited in many radiotherapy centers. 3D printing has emerged as a viable alternative for manufacturing customized devices, allowing for optimized dose distribution and reduced exposure to organs at risk. This study aimed to develop and evaluate a 3D-printed multichannel cylindrical applicator for gynecological brachytherapy. The printing material was selected based on its physical properties, followed by an analysis of Hounsfield Units (HU) for different infill percentages and printing patterns. The applicator was printed using polylactic acid (PLA), and different physical and imaging tests were performed. The dose distributions obtained with the 3D-printed multichannel applicator and a single-channel were compared, with focus on target coverage and organ-at-risk exposure. Dosimetric evaluation was performed using Gafchromic® EBT4 film. The results show that the multichannel applicator enabled better dose conformity, reducing rectal exposure compared to the single-channel applicator while maintaining target coverage. Gamma analysis confirmed the accuracy of the calculated dose distribution. 3D printing seems to be a viable alternative to produce customized applicators, potentially expanding therapeutic options in gynecological brachytherapy, however, future studies should investigate the biocompatibility of the material and the clinical feasibility of the applicator.

Resumen en Español:

Este artículo presenta el desarrollo de una curva de calibración dosis–efecto para exposiciones a rayos X en el rango de 0 a 4 Gy utilizando el ensayo de micronúcleos con bloqueo de citocinesis y análisis automatizado, siendo el primer esfuerzo de este tipo reportado en América Latina. Este trabajo establece un referente regional para metodologías de alta capacidad en biodosimetría citogenética, destacando su potencial para mejorar la eficiencia operativa y reducir los tiempos de respuesta en emergencias radiológicas. Métodos: Se irradiaron muestras de sangre de seis donantes sanos con rayos X en siete niveles de dosis (0–4 Gy) utilizando un acelerador lineal de 6 MV calibrado. Se incluyeron dos muestras ciegas (1.5 y 3 Gy) para validación. El ensayo CBMN se realizó siguiendo los protocolos del OIEA; las láminas teñidas con DAPI se analizaron utilizando un microscopio automatizado AxioImager.Z2 integrado con el sistema Metafer4 de MetaSystems y el software clasificador MNScoreX. Para el ajuste del modelo se empleó una regresión binomial negativa (NB1), que considera la sobredispersión en la frecuencia de micronúcleos (MN). Resultados: El análisis automatizado de linfocitos binucleados mostró un aumento dependiente de la dosis en la frecuencia de MN. El modelo ajustado presentó una relación lineal–cuadrática: Y = 0.0545 + 0.0448·D + 0.0145·D 2 , con todos los coeficientes estadísticamente significativos (p < 0.001). Las estimaciones de dosis para las muestras ciegas (1.5 y 3 Gy) coincidieron con las dosis reales dentro de los intervalos de confianza del 95%, y todos los puntajes z fueron < |3|. Conclusiones: La curva dosis respuesta sigue una función lineal–cuadrática, permitió una estimación precisa de las dosis en las muestras incógnitas, cumpliendo con los criterios de validación. Estos resultados destacan el valor de combinar microscopía automatizada con modelos estadísticos robustos para lograr evaluaciones de dosis confiables, especialmente como métodos de alto rendimiento y en situaciones de emergencia radiológica.

Resumen en Inglés:

This article shows the development of a dose–effect calibration curve for X-ray exposures ranging from 0 to 4 Gy using the cytokinesis-block micronucleus assay and automated analysis—the first effort of its kind reported in Latin America. This work establishes a regional benchmark for high-throughput methodologies in cytogenetic biodosimetry, highlighting their potential to improve operational efficiency and reduce response times in radiological emergencies. Methods: Blood samples from six healthy donors were irradiated with X-rays at seven dose levels (0–4 Gy) using a calibrated 6 MV linear accelerator. Two blind samples (1.5 and 3 Gy) were included for validation. The CBMN assay was performed following IAEA protocols, DAPI-stained slides were analyzed using a AxioImager.Z2 automated microscope integrated with MetaSystems Metafer4 and the MNScoreX classifier software. A negative binomial regression model (NB1) was used for model fitting, accounting for overdispersion in micronucleus (MN) frequency. Results: Automated scoring of binucleated lymphocytes showed a dose-dependent increase in MN frequency. The fitted model followed a linear–quadratic relationship: Y = 0.0545 + 0.0448·D + 0.0145·D 2 , with all coefficients statistically significant (p < 0.001). Dose estimates for blinded samples (1.5 and 3 Gy) matched the true doses within 95% confidence intervals, with all z-scores < |3|. Conclusions: The resulting linear–quadratic dose–response curve enabled accurate estimation of blinded sample doses, with all z-scores falling within acceptable fitness-for-purpose thresholds. These results underscore the value of combining automated microscopy with robust statistical modeling to achieve reliable dose assessment, particularly in high-throughput settings and radiological emergency scenarios.

Resumen en Portugués:

A produção de dióxido de titânio no Brasil gera aproximadamente 30.000 toneladas de resíduos anualmente, conhecido como resíduo de minério não reagido (UOW), que atualmente são descartados em aterros industriais. Este resíduo é enriquecido com radionuclídeos naturais da série de decaimento de urânio e tório e é classificado como Material Radioativo de Ocorrência Natural (NORM). A reutilização de resíduos NORM em materiais de construção só é permitida se as concentrações de atividade dos radionuclídeos no produto final não representarem qualquer risco adicional de exposição para os indivíduos. A exposição à radiação de tais materiais pode ser classificada como externa - devido à irradiação gama direta - ou interna - resultante da inalação de radônio (222Rn) e seus produtos de decaimento de curta duração. Em um estudo anterior, os autores avaliaram a exposição indoor associada à incorporação de até 23% de UOW em cimento e blocos intertravados. Este estudo avaliou a viabilidade do uso desses materiais em aplicações externas, com ênfase particular no potencial de lixiviação de radionuclídeos e exposição radiológica externa. Blocos de cimento e intertravados contendo proporções variadas de rejeito de minério não reagido (0%, 3,5% e 23%) foram submetidos ao intemperismo por 60 dias. As concentrações de atividade de 238U, 226Ra, 210Pb, 232Th, 228Ra e 40K no lixiviado foram medidas por espectrometria gama e espectrofotometria. Não foi observado aumento significativo nas concentrações de radionuclídeos no lixiviado de blocos contendo 3,5% e 23% de UOW em comparação com aqueles sem nenhum resíduo. A exposição à radiação gama permaneceu consistentemente abaixo de 0,1 mSv, e nenhuma mudança significativa foi detectada nas concentrações de radônio nas proximidades do experimento. Os resultados indicam que a incorporação de até 23% de UOW em blocos de cimento e de intertravados é segura e está em conformidade com os limites regulatórios relacionados à contaminação das águas subterrâneas e à exposição humana ao usar esses materiais em ambiente ao ar livre.

Resumen en Inglés:

Brazil’s titanium dioxide production generates approximately 30,000 tons of waste annually, known as unreacted ore waste (UOW), which is currently disposed of in industrial landfills. This residue is enriched with naturally occurring radionuclides from the uranium and thorium decay series and is classified as Naturally Occurring Radioactive Material (NORM). The reuse of NORM residues in building materials is only permissible if the activity concentrations of radionuclides in the final product do not pose any additional exposure risk to individuals. Radiation exposure from such materials may be classified as external—due to direct gamma irradiation—or internal—resulting from inhalation of radon (222Rn) and its short-lived decay products. In a previous study, the authors assessed both internal and external indoor exposure associated with incorporating up to 23% of UOW into cement and interlocking blocks. This study evaluates the feasibility of using these materials in outdoor applications, with particular emphasis on radionuclide leaching potential and external radiological exposure. Cement and interlocking blocks containing varying proportions of unreacted ore waste (0%, 3.5%, and 23%) were subjected to weathering for 60 days. The activity concentrations of 238U, 226Ra, 210Pb, 232Th, 228Ra, and 40K in the leachate were measured using gamma spectrometry and spectrophotometry. No significant increase in radionuclide concentrations were observed in the leachate from blocks containing 3.5% and 23% UOW compared to those without any residue. Gamma radiation exposure remained consistently below 0.1 mSv, and no notable changes were detected in radon concentrations in the vicinity of the experiment. The results indicate that incorporating up to 23% UOW in cement and interlocking blocks is safe and compliant with regulatory limits related to groundwater contamination and human exposure when using these materials in an open air environment.

Resumen en Portugués:

Nas últimas décadas a radioterapia se desenvolveu bastante em função do surgimento de aceleradores lineares clínicos avançados, permitindo tratamentos mais seguros e rápidos, com redução de efeitos colaterais. Neste estudo, apresentamos uma simulação de Monte Carlo de um acelerador linear clínico Varian Trilogy de 6 MV utilizando a ferramenta Geant4 para analisar parâmetros dosimétricos, com foco em campos pequenos de fótons. A simulação modela os arquivos de espaço de fase em estágios chaves de modificação do feixe. A validação foi realizada comparando curvas simuladas de dose em profundidade (PDD) e perfis de dose com medições experimentais para o feixe de fótons de 6 MV, empregando o índice gama (critérios de 3%/3 mm) para quantificar o grau de concordância nos PDDs. Os resultados concordaram em até 2% de diferença, com mais de 95% dos pontos passando na análise gama para um campo de 10 x 10 cm 2 . A estrutura desenvolvida permite calcular fatores de correção para dosimetria de campos pequenos, abordando desafios como a perda de equilíbrio eletrônico lateral em feixes de alta energia de 6 MV e compará-los com os valores estabelecidos na literatura. Essas capacidades são particularmente importantes para medidas de campos pequenos utilizados em técnicas avançadas de radioterapia, incluindo Radiocirurgia (SRS) e Radioterapia Estereotáxica Corporal (SBRT), nas quais a alta precisão na deposição da dose é essencial. De modo geral, este trabalho estabelece uma plataforma robusta e flexível baseada no Geant4 para simulação de aceleradores lineares clínicos, contribuindo para o desenvolvimento de protocolos dosimétricos mais precisos na terapia com fótons de altas energias em campos pequenos. Observações preliminares sugerem discrepâncias notáveis no fator de saída em campos de fótons pequenos (<3 x 3 cm 2 ), indicando a potencial necessidade de fatores de correção específicos para cada detector. Análises em andamento visam confirmar essas tendências.

Resumen en Inglés:

In recent decades, radiotherapy has advanced significantly due to the emergence of advanced clinical linear accelerators, enabling safer and faster treatments with reduced side effects. In this study, we present a Monte Carlo simulation of a 6 MV Varian Trilogy clinical linear accelerator using the Geant4 toolkit to analyze dosimetric parameters, with a focus on small photon fields. The simulation models phase-space files generated at key beam-modification stages. Validation was performed by comparing simulated depth dose curves (PDD) and dose profiles with experimental measurements for the 6 MV photon beam, employing the gamma index (3%/3 mm criteria) to quantify the degree of agreement in the PDDs. The results agreed within a 2% difference, with over 95% of points passing the gamma analysis for a 10 x 10 cm 2 field. The developed framework allows for the calculation of correction factors for small-field dosimetry, addressing challenges such as lateral electronic disequilibrium in high-energy 6 MV beams, and comparing them with established values in the literature. These capabilities are particularly important for measurements of small fields used in advanced radiotherapy techniques, including Stereotactic Radiosurgery (SRS) and Stereotactic Body Radiotherapy (SBRT), where high precision in dose deposition is essential. Overall, this work establishes a robust and flexible Geant4-based platform for simulating clinical linear accelerators, contributing to the development of more accurate dosimetric protocols for high-energy photon therapy in small fields. Preliminary observations suggest notable output factor discrepancies in small photon fields (<3 x 3 cm 2 ), indicating the potential need for detector-specific correction factors. Ongoing analysis aims to confirm these trends.

Resumen en Portugués:

O crescimento e a sobrevivência do feto dependem exclusivamente da placenta, portanto a caracterização de elementos tóxicos neste tecido pode fornecer informações importantes sobre sua exposição durante a gestação. Chumbo estável e Pb-210 são elementos tóxicos de interesse durante a gestação. O Pb estável pode estar associado a alterações no desenvolvimento da criança, enquanto o Pb-210, por ser um elemento radioativo emissor de radiação beta com meia-vida de 22,3 anos, quando presente em excesso no organismo pode induzir câncer, especialmente sarcomas ósseos. A entrada de chumbo estável e Pb-210 na placenta pode ocorrer pela ingestão de alimentos e água e pela inalação de ar, neste caso hábitos de fumar e/ou poluição do ar são fatores importantes. De acordo com pesquisas recentes, mesmo baixos níveis de produtos químicos ambientais, particularmente elementos potencialmente tóxicos, podem perturbar consideravelmente a homeostase placentária. O objetivo deste estudo é determinar a concentração de Pb e Pb-210 estáveis nas porções materna e fetal da placenta, de oito parturientes que deram à luz no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo. Concentrações variando de 5.7 ± 1.2 ng g-1 até 210.3 ± 2.4 ng g-1 e de 31.5 ± 2.9 Bq kg-1 até 43.3 ± 3.1 Bq kg-1 foram obtidas para Pb estável e Pb-210, respectivamente. Os resultados obtidos para a concentração desses elementos nas porções materna e fetal mostram que eles podem atravessar a barreira placentária e atingir o compartimento fetal, embora em concentrações menores.

Resumen en Inglés:

Fetal growth and survival are solely dependent on the placenta, making the characterization of toxic elements in this tissue crucial for understanding exposure during pregnancy. Stable lead (Pb) and Pb-210 are toxic elements of particular interest in this context. Stable Pb has been linked to developmental changes in children, while Pb-210, a beta-emitting radionuclide with a 22.3-year half-life, can increase cancer risk, particularly bone sarcomas, when present in excess. Placental uptake of stable Pb and Pb-210 can occur through ingestion of food and water, as well as inhalation of air, with smoking and air pollution being significant contributing factors. Recent research suggests that even low levels of environmental chemicals, especially potentially toxic elements, can significantly disrupt placental homeostasis. This preliminary study aimed at determining the concentrations of stable Pb and Pb-210 in the maternal and fetal portions of placentas from eight women who delivered at the Hospital das Clínicas, Faculdade de Medicina, University of São Paulo. Concentrations from 5.7 ± 1.2 ng g-1 to 210.3 ± 2.4 ng g-1 and from 31.5 ± 2.9 Bq kg-1 to 43.3 ± 3.1 Bq kg-1 were obtained for stable Pb and Pb-210, respectively. The results showed that both elements can cross the placental barrier and reach the fetal compartment, albeit at lower concentrations than in the maternal portion.

Resumen en Portugués:

A avaliação do balanço de material nuclear é uma ferramenta essencial utilizada para avaliar a validade das declarações do operador quanto às quantidades existentes de material nuclear de uma instalação e para verificar o cumprimento dos acordos de salvaguardas, quando existentes. Em resumo, a avaliação do balanço de material e as atividades de salvaguardas associadas a esta fornecem à autoridade regulatória nacional a capacidade de detectar desvios de material nuclear. Uma estratégia específica utilizada para detectar potenciais desvios na avaliação do balanço de materiais é conhecida como "desvio para o MUF", onde MUF se refere ao parâmetro Material Não Contabilizado. MUF é a diferença entre o inventário de livro e o inventário físico final ao fim do período de balanço de materiais. Essa avaliação é realizada por meio de análise estatística utilizando o desvio padrão do parâmetro MUF (σMUF), utilizando uma instalação brasileira anônima como estudo de caso. O objetivo final e valioso é a implementação desta análise no sistema brasileiro de controle e contabilidade, chamado e-Gamma. Assim, esta análise poderá ser realizada automaticamente pelo sistema para todas as instalações do país, por período contábil. Este estudo estatístico pode ser o preditor mais poderoso de desvio, utilizando o parâmetro σMUF como um recurso valioso. É possível implementar essa avaliação em sistemas de controle e contabilidade para aumentar a eficiência na identificação e resolução de discrepâncias/anomalias, o que é de fundamental importância para melhorar a confiabilidade de um sistema de controle em termos do cenário nacional. E tendo em vista o cenário internacional, um país que aumenta sua capacidade de verificação da contabilidade do material nuclear sob sua custódia tenderá a ocupar uma posição de autonomia no contexto de seus pares.

Resumen en Inglés:

Evaluating the nuclear material balance is an essential tool that can be used to assess the validity of the operator’s declarations of existing quantities of nuclear material from a facility, with an effect on safeguards agreements, where applicable. In summary, evaluating the nuclear material balance and associated safeguards activities enables the national regulatory authority to identify variations that may indicate deviations. A specific strategy used to detect potential deviations from assessing the material balance is known as "diversion into MUF", where MUF refers to the parameter Material Unaccounted For. It represents the difference between the book inventory and the ending physical inventory at the end of the material balance period. This evaluation is conducted through statistical analysis of the standard deviation of the MUF (σMUF) parameter, using an anonymous Brazilian facility as a case study. The ultimate goal is to implement this analysis within Brazil's control and accounting system, known as e-Gamma. This will enable the system to automatically perform such analyses for all facilities nationwide during each accounting period. This statistical study can be a powerful predictor of diversion, utilizing the σMUF parameter as a valuable resource. It is possible to suggest implementing this evaluation in control and accounting systems to increase efficiency in identifying and resolving discrepancies and anomalies, which is of fundamental importance in improving the reliability of a control system within the national scenario. Considering the international scenario, a country that increases its capacity to verify the accounting of nuclear material under its custody will tend to occupy a position of autonomy among its peers.

Resumen en Portugués:

Este trabalho apresenta uma análise sobre o comportamento do acrilonitrila-butadieno-estireno (ABS), um material amplamente utilizado na impressão 3D, frente à exposição contínua à radiação ionizante. Propõe-se, portanto, uma investigação detalhada das alterações em suas propriedades mecânicas. Para tal, foram confeccionados corpos de prova especificamente destinados a cada ensaio, impressos em duas configurações distintas: sólidos e com preenchimento de 20%. Os ensaios foram direcionados à avaliação da resposta mecânica do material após a irradiação, comparando-se amostras irradiadas e não irradiadas. Foram realizados testes de tração, dureza, compressão, balístico e densidade. A etapa de irradiação ocorreu no Instituto de Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear (IDQBRN), em colaboração com o Instituto Militar de Engenharia (IME). O objetivo central da pesquisa consiste em avaliar a durabilidade do ABS após determinado período de exposição à radiação. Os resultados evidenciam que a radiação exerce influência positiva sobre o desempenho mecânico do material, com destaque para os ensaios de tração e compressão, que apresentaram melhorias significativas. Já os ensaios de dureza, balístico e densidade indicaram incrementos mais modestos, porém ainda relevantes. Em síntese, este estudo contribui para a compreensão dos efeitos da radiação ionizante sobre o ABS e aponta potenciais aplicações em contextos industriais e comerciais que demandem maior resistência mecânica.

Resumen en Inglés:

This paper presents an analysis of the behavior of acrylonitrile butadiene styrene (ABS), a material widely used in 3D printing, when exposed to continuous ionizing radiation. Therefore, a detailed investigation of the changes in its mechanical properties is proposed. To this end, specimens specifically designed for each test were created and printed in two different configurations: solid and with 20% infill. The tests aimed to evaluate the material's mechanical response after irradiation, comparing irradiated and non-irradiated samples. Tensile, hardness, compression, ballistic, and density tests were performed. The irradiation stage took place at the Institute of Chemical, Biological, Radiological, and Nuclear Defense (IDQBRN), in collaboration with the Military Engineering Institute (IME). The main objective of the research is to evaluate the durability of ABS after a certain period of radiation exposure. The results demonstrate that radiation has a positive influence on the material's mechanical performance, particularly in tensile and compression tests, which showed significant improvements. Hardness, ballistic, and density tests indicated more modest but still significant increases. In summary, this study contributes to the understanding of the effects of ionizing radiation on ABS and highlights potential applications in industrial and commercial settings that require greater mechanical strength.

Resumen en Portugués:

Entre os acidentes mais críticos para o reator IEA-R1, destaca-se o Acidente de Perda de Vazão (LOFA) no qual uma parada abrupta e repentina da bomba do primário causa a falta de vazão. Tradicionalmente, este tipo de acidente é analisado por códigos termo-hidráulicos de sistemas. Entretanto, este tipo de código pode superestimar a temperatura do fluido e do combustível durante o acidente em até 20%. Mais ainda, os códigos termo-hidráulicos de sistemas não são capazes de captar fenômenos tridimensionais. Por outro lado, a análise de Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD) têm apresentado bons resultados em análises de acidentes de reatores de piscina mesmo em situações com inversão térmica de escoamento. Este trabalho apresenta uma análise termo-hidráulica de um Acidente de Perda Lenta de Vazão (SLOFA) no reator IEA-R1 usando o código RELAP5 e o código de CFD Ansys CFX®. O objetivo foi combinar as vantagens dos dois tipos de códigos. O código de sistemas foi usado para encontrar as condições de contorno para um modelo de CFD. O código de CFD resolveu detalhadamente o escoamento em um quarto de canal combustível. Os resultados numéricos mostraram boa concordância comparado com os dados de benchmark. Os picos de temperatura foram superestimados em aproximadamente 1,8 °C no fluido e 3,0 °C no revestimento.

Resumen en Inglés:

Among the most critical accidents for the IEA-R1, there is the Loss of Flow Accident (LOFA) in which a sudden and abrupt stop of the primary pump causes the loss of flow. Traditionally, this kind of accident is analyzed by thermal-hydraulic system codes. However, they can overestimate the fluid and fuel temperature along the transient by up to 20%. Moreover, thermal-hydraulic system codes can face difficulties to capture three-dimension phenomenon, such as the natural convection. Meanwhile, Computational Fluid Dynamics (CFD) analysis has shown good results when analyzing open-pool research reactor accidents even dealing with flow inversion. This work presents a thermal-hydraulic analysis of a Slow Loss of Flow Accident (SLOFA) in the IEA-R1 using the RELAP5 code and the commercial CFD code Ansys CFX®. The objective is to combine the advantages of both approaches. The system code was used to find the transient boundary conditions for a CFD model. The CFD software solved the detailed flow pattern in a quarter of a fuel channel. The numerical results showed good agreement with the benchmark data. The peak temperatures were overestimated in only 1.8 °C in the fluid and 3 °C in the cladding.

Resumen en Portugués:

Uma metodologia nodal semi-analítica é descrita neste artigo para a obtenção da solução numérica de problemas de autovalor baseada na teoria de transporte de nêutrons, em geometria slab, com espalhamento isotrópico, usando a formulação das ordenadas discretas e multigrupo de energia. Esta nova proposta faz uma aproximação polinomial quadrática apenas no termo de fissão da equação de transporte, o que justifica o método ser semi-analítico. A solução numérica é obtida por meio de dois processos iterativos interligados: o processo iterativo externo, que utiliza o método das potências para obter sucessivas estimativas para a fonte de fissão e o fator de multiplicação efetivo (keff), e o processo iterativo interno, que visa obter sucessivas estimativas dos fluxos angulares de nêutrons emergentes das regiões homogêneas em todo domínio espacial. Uma vez calculados os autovalores, para cada iteração externa de potência estima-se os fluxos angulares emergentes nas faces dos nodos e na direção da varredura do processo iterativo interno. Estes são os fluxos incidentes nas faces dos nodos adjacentes, o que garante a continuidade da solução numérica. Os algoritmos computacionais foram implementados em linguagem MATLAB. Resultados numéricos para um problema de benchmark típico, considerando um modelo do tipo ADS, c.f., Accelerator-Driven Subcritical Reactor, são fornecidos para ilustrar a precisão das soluções numéricas convergidas em cálculos de malha grossa. Apesar do método não ser livre de erro de truncamento espacial, os resultados do problema de benchmark foram considerados satisfatórios com um nodo por região e o refinamento do domínio espacial não demandou alto custo computacional no que tange o tempo de resposta, aproximando seus resultados aos das soluções analíticas.

Resumen en Inglés:

A semi-analytical nodal methodology is described in this paper for obtaining the numerical solution of eigenvalue problems based on neutron transport theory, in slab geometry, with isotropic scattering, using the discrete ordinates and multigroup energy formulation. This new approach applies a quadratic polynomial approximation only to the fission term in the transport equation, which justifies the method being classified as semi-analytical. The numerical solution is obtained through two interconnected iterative processes: the outer iterative process, which uses the power method to obtain successive estimates for the fission source and the effective multiplication factor (keff), and the internal iterative process, which aims to obtain successive estimates of the angular neutron fluxes emerging from the homogeneous regions throughout the spatial domain. Once the eigenvalues are calculated, for each outer power iteration, the angular fluxes of neutrons emerging at the node faces and in the sweeping direction of the internal iterative process are estimated. These are incoming fluxes at the faces of adjacent nodes, which ensures the continuity of the numerical solution. Computational algorithms were implemented in MATLAB. Numerical results for a typical benchmark problem considering an ADS, c.f., Accelerator-Driven Subcritical Reactor, type model are provided to illustrate the accuracy of the converged numerical solutions in coarse-mesh calculations. Although the method is not free from spatial truncation error, the results for the benchmark problem were considered satisfactory with one node per region, and refining the spatial domain did not result in a high computational cost in terms of response time, with results approaching those of analytical solutions.

Resumen en Portugués:

Este estudo apresenta os resultados do uso de um modelo de Rede Neural Convolucional Profunda na classificação do espectro gama para gerenciamento de resíduos radioativos. A abordagem usa uma versão modificada da arquitetura VGG-19, desenvolvida originalmente para reconhecimento de imagens com 1000 classes mutuamente exclusivas. A arquitetura VGG-19 modificada usa um espectro gama como entrada e classifica, de forma não exclusiva, dez classes que representam os dez radionuclídeos mais comuns no Departamento de Gerenciamento de Resíduos Radioativos do IPEN (Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210). Os espectros gama foram gerados por meio de simulações de Monte Carlo criadas com o PENELOPE/PenEasy, simulando um detector HPGe com fontes dentro de um tambor de aço preenchido com papel, representando o conteúdo comum dos tambores gerenciados pelo Departamento de Gerenciamento de Resíduos Radioativos do IPEN. O conjunto de dados foi aumentado pela mistura dessas simulações em novos espectros contendo até quatro radionuclídeos. Várias distâncias do detector ao tambor (41 cm, 46 cm, 51 cm e 56 cm) foram usadas para criar um conjunto de dados representativo. Os dados de 56 cm (originalmente 150 espectros após o processo de argumentação, 375 espectros) foram usados para validação. Após 250 épocas de treinamento, o modelo obteve desempenho consistente no conjunto de treinamento, demonstrando a eficiência do método.

Resumen en Inglés:

This study presents the results of using a Deep Convolutional Neural Network model on gamma spectrum classification for radioactive waste management. The approach uses a modified version of the VGG-19 architecture, originally developed for image recognition with 1000 mutually exclusive classes. The modified VGG-19 architecture uses a gamma spectrum as input and classifies, on a nonexclusive basis, ten classes representing the ten most common radionuclides at IPEN's Radioactive Waste Management Department (Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210). Gamma spectra were generated using Monte Carlo simulations created with PENELOPE/PenEasy, simulating an HPGe detector with sources inside a steel drum filled with paper, representing the common content of the drums managed at IPEN's Radioactive Waste Management Department. The data set was augmented by mixing these simulated spectra into new spectra containing up to four radionuclides. Several distances from the detector to the drum (41 cm, 46 cm, 51 cm, and 56 cm) were used to create a representative data set. The data from 56 cm (originally 150 spectra after the argumentation process, 375 spectra) was used for validation. After 250 training epochs, the model achieved consistent performance in the training set, demonstrating the efficiency of the method.

Resumen en Francês:

L’objectif de cette étude est d’évaluer l’exposition du public au rayonnement gamma de fond naturel à Cotonou, au sud du Bénin, en Afrique de l’Ouest. Il s’agit d’une étude transversale à visée descriptive et analytique, conduite de juillet à décembre 2024. La méthodologie a consisté en une mesure continue et géoréférencée du débit de dose gamma ambiant à un mètre (1 m) du sol à l’aide d’un spectromètre. Les sites d’étude comprenaient les rues de la ville et des marchés sélectionnés, notamment Dantokpa, un marché à ciel ouvert, et huit marchés couverts. Au total, 341 991 points ont été enregistrés le long des rues et 16 202 dans les marchés. Sur les rues, le débit d’équivalent de dose ambiant gamma variait entre 4,67 et 136,84 nSv·h-1, avec une moyenne de 25,11 ± 12,72 nSv·h-1. La moyenne la plus élevée a été observée dans le 5e arrondissement, qui abrite une cimenterie. Les moyennes étaient de 23,71 ± 12,90 nSv·h-1 au marché Dantokpa et de 69,72 ± 21,96 nSv·h-1 dans les marchés couverts. Dans ces derniers, les débits d’équivalent de dose étaient supérieurs à ceux mesurés dans les arrondissements d’implantation. Les doses efficaces annuelles externes estimées étaient de 0,04 ± 0,02 mSv pour les rues, 0,10 ± 0,06 mSv pour Dantokpa et 0,30 ± 0,09 mSv pour les marchés couverts. Ces valeurs restent inférieures à la moyenne mondiale de 0,87 mSv, reconnue par le Comité scientifique des Nations Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants pour l’exposition du public aux rayonnements naturels d’origine terrestre et cosmique. De manière générale, l’exposition du public au rayonnement gamma ambiant à Cotonou est faible, bien qu’elle soit plus élevée dans les environnements clos des marchés. Ces valeurs pourraient servir de références de base pour de futures études à Cotonou et dans d’autres villes africaines.

Resumen en Inglés:

The objective of this study is to assess public exposure to natural background gamma radiation in Cotonou, southern Benin, in West Africa. This is a cross-sectional study with both descriptive and analytical aims, conducted from July to December 2024. The methodology involved continuous, georeferenced measurement of the ambient gamma dose rate at a height of one meter (1 m) above ground level using a spectrometer. The study sites included city streets and selected markets, including Dantokpa, an open-air market, and eight indoor markets. A total of 341,991 data points were recorded along the streets and 16,202 were recorded within the markets. The ambient gamma dose equivalent rate along the streets ranged from 4.67 to 136.84 nSv·h-1, with an average of 25.11 ± 12.72 nSv·h-1. The highest average rate was observed in District 5, which hosts a cement manufacturing plant. The average dose rates were 23.71 ± 12.90 nSv·h-1 at the Dantokpa market and 69.72 ± 21.96 nSv·h-1 in the indoor markets. In the latter, the dose rates were higher than those recorded in their respective districts. The estimated external annual effective doses were 0.04 ± 0.02 mSv for streets, 0.10 ± 0.06 mSv for Dantokpa, and 0.30 ± 0.09 mSv for indoor markets. These values remain below the worldwide average of 0.87 mSv, as recognized by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation for public exposure to natural radiation of terrestrial and cosmic origin. Overall, ambient gamma radiation exposure in Cotonou is low, though higher in enclosed market environments. These values may serve as baseline references for future studies in Cotonou and other African cities.

Resumen en Portugués:

Este estudo avaliou os parâmetros dosimétricos da fonte de braquiterapia de alta taxa de dose Buchler G089 192Ir usando o formalismo TG-43 e simulações de Monte Carlo com o kit de ferramentas Geant4. A função radial de dose e a função de anisotropia foram obtidas para esta fonte. Para a função radial de dose, uma pequena discrepância pôde ser observada para raios maiores. A constante de taxa de dose (Λ) também foi calculada neste estudo (1,114 cGy·h-1·U-1), mostrando uma diferença relativa máxima de 0,45% quando comparada com valores de referência (1,119 e 1,115 cGy·h-1·U-1). As doses absorvidas foram obtidas posicionando-se a fonte no voxel mais baixo da próstata do simulador masculino da ICRP e comparadas com estudos anteriores. Como critério de comparação, a fonte Amersham 6711-Oncoseed de 125I também foi modelada e inserida na mesma posição da próstata. Adicionalmente, foi analisado o efeito de aumento de dose devido à presença de nanopartículas de ouro (GNPs) para a fonte de 192Ir, considerando uma concentração homogênea de 30 mg·g-1 em uma região tumoral simulada na zona periférica da próstata. Observou-se um aumento de aproximadamente 18,5% na dose absorvida nessa região, em concordância com resultados de estudos anteriores.

Resumen en Inglés:

This study evaluated the dosimetric parameters of the Buchler G089 192Ir high-dose-rate brachytherapy source using the TG-43 formalism and Monte Carlo simulations with the Geant4 toolkit. The radial dose function and the anisotropy function were obtained for this source. For the radial dose function, a small discrepancy could be observed for larger radii. The dose rate constant (Λ) was also calculated in this study (1.114 cGy·h-1·U-1) showing a maximum relative difference of 0.45% when compared with reference values (1.119 and 1.115 cGy·h-1·U-1). The absorbed doses were obtained by positioning the source in the lowest voxel of the ICRP male phantom prostate and benchmarked against previous studies. For comparison criteria, the Amersham 6711-Oncoseed 125I source was also modeled and inserted in the same position of the prostate. Additionally, the dose enhancement effect due to the presence of gold nanoparticles (GNPs) was analyzed for the 192Ir source, considering a homogeneous concentration of 30 mg·g-1 in a tumor region simulated in the peripheral zone of the prostate. An approximately 18.5% increase in the absorbed dose was observed in this region, in agreement with results from previous studies.