Resumen en Español:

Resumo El número de procedimientos de cardiología intervencionista ha aumentado rápidamente durante las últimas décadas. Los procedimientos de fluoroscopía con rayos X, como la angiografía coronaria y la angioplastia coronaria transluminal percutánea, se consideran la mayor fuente de exposición médica ocupacional, ya sea para pacientes u operadores, causando efectos nocivos para la salud. En este sentido, se han desarrollado diversas modificaciones en los procedimientos clásicos de cardiología intervencionista así como la incorporación de protocolos de protección radiológica para reducir la exposición a la radiación. Para conocer adecuadamente el éxito en la aplicación de estos cambios se deben establecer los valores de referencia de exposición a la radiación para diferentes procedimientos de cardiología intervencionista. Para ello se realizó un estudio retrospectivo, transversal y descriptivo en el Centro Cardiovascular Universitario de la Facultad de Medicina (Universidad de la República) del Uruguay entre 2018 y 2020, con el objetivo de conocer la frecuencia de procedimientos realizados, así como el promedio de la dosis de radiación administrada, el tiempo de fluoroscopia y el producto Kerma-rea para cada procedimiento intervencionista. El procedimiento de angioplastia urgente fue el procedimiento intervencionista realizado con más frecuencia y produjo el mayor nivel de exposición de los trabajadores y pacientes a la radiación ocupacional. Se establecieron por primera vez en Uruguay niveles de referencia para los tres procedimientos de cardiología intervencionista más frecuentes utilizando el tercer cuartil de los parámetros de exposición a la radiación empleados (Dosis total administrada, producto Kerma-área y tiempo de fluoroscopia). Los valores de referencia obtenidos coincidieron con los encontrados a nivel internacional.

Resumen en Inglés:

Abstract The number of interventional cardiology procedures has increased rapidly during the last decades. Fluoroscopic X-ray procedures, such as coronary angiography and percutaneous transluminal coronary angioplasty, are considered the largest source of medical occupational exposure, either for patients or operators, causing deleterious health effects. In this respect, several modifications in classical interventional cardiology procedures as well as the incorporation of radiation protection protocols for reducing radiation exposure have been developed. To adequately know the success in the application of these changes, the reference values of radiation exposure for different interventional cardiology procedures should be established. For this purpose, a retrospective, cross-sectional and descriptive study was carried out at the University Cardiovascular Center from the Faculty of Medicine (University of the Republic) of Uruguay between 2018 and 2020, with the aim to know the frequency of procedures performed as well as the average of delivered radiation dose, the fluoroscopy time and the Kerma-rea product for every interventional procedure. Urgent angioplasty procedure was the most frequent interventional procedure performed, producing the highest exposure level of occupational radiation workers and patients. It was established for the first time in Uruguay reference levels for the three most frequent interventional cardiology procedures using the third quartile of radiation exposure parameters employed (Total dose delivered, Kerma-area product and fluoroscopy time). Reference values obtained were in agreement with the ones found at international level.

Resumen en Portugués:

Resumo O desenvolvimento de esferoides tumorais em co-cultura com fibroblastos humanos é uma abordagem inovadora para modelar o microambiente do câncer prostático e avaliar os efeitos da radiação. Neste estudo, utilizamos a técnica de "hanging drop" combinada com a inversão de placas para formar esferoides tridimensionais de células tumorais prostáticas (linha LNCAP) co-cultivadas com fibroblastos humanos. Esta abordagem visa criar um modelo mais representativo do ambiente tumoral in vivo, permitindo uma análise detalhada das interações entre células tumorais e fibroblastos em condições 3D. Os esferoides formados foram expostos a radiação gama utilizando um irradiador GammaCell 220 com Co-60, com o objetivo de investigar os efeitos da radiação nas células fibroblásticas e tumorais. A radiação gama é conhecida por induzir morte celular, e este estudo analisa como esses danos influenciam a morfologia no microambiente dos esferoides.

Resumen en Inglés:

Abstract The development of tumor spheroids in co-culture with human fibroblasts represents an innovative approach to modeling the prostate cancer microenvironment and assessing radiation effects. In this study, we employed the "hanging drop" technique in conjunction with plate inversion to generate three-dimensional spheroids composed of prostate tumor cells (LNCAP cell line) co-cultivated with human fibroblasts. This approach aims to create a more representative in vivo-like tumor environment, facilitating a detailed analysis of the interactions between tumor cells and fibroblasts in 3D conditions. The formed spheroids were exposed to gamma radiation using a GammaCell 220 irradiator with Co-60, with the goal of investigating the effects of radiation on both fibroblastic and tumor cells. Gamma radiation is known to induce cell death, and this study examines how such damage impacts cellular morphology within the spheroid microenvironment.

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Resumo 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.

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Abstract Environmental concerns have increasingly highlighted the importance of applying methodologies that prioritize safer waste treatments, the use of less toxic reagents, and milder synthesis conditions. In this context, radioiodinated metaiodobenzylguanidine (MIBG) stands out as a key radiopharmaceutical used in diagnostic scintigraphy and therapy of neural crest-derived tumors, such as pheochromocytoma and neuroblastoma, as well as in assessing sympathetic neuronal integrity after cardiac events. Halogenation reactions that avoid toxic reagents and hazardous conditions are essential for producing safe pharmaceutical compounds. Radioiodination, a specific type of halogenation, plays a critical role in the synthesis of radiopharmaceuticals—radioactive compounds formulated for diagnosing and treating human diseases. A major challenge in the production of radioiodinated MIBG is aligning the process with the principles of green chemistry, emphasizing the use of harmless substances and minimizing their quantities, while also meeting stringent nuclear, radiological protection, and pharmaceutical regulations. However, green chemistry considerations are often neglected in this process. This study quantitatively assesses the application of green chemistry principles to existing radioiodination methods for MIBG. The degree of compliance with each principle was expressed as a percentage. Additionally, a qualitative analysis was conducted to explore the alignment between green chemistry and radiological protection principles. Green chemistry is guided by twelve principles: Prevention, Atom Economy, Less Hazardous Chemical Syntheses, Designing Safer Chemicals, Safer Solvents and Auxiliaries, Energy Efficiency, Renewable Feedstocks, Reducing Derivatives, Catalysis, Design for Degradation, Real-Time Analysis for Pollution Prevention, and Inherently Safer Chemistry for Accident Prevention. This work examines how each principle applies to MIBG radioiodination, with some aspects also discussed in the broader context of radiopharmaceutical production. While radioiodinated MIBG complies fully with pharmaceutical requirements in its final medicinal formulation, its production currently incorporates about 68% of the green chemistry principles. As radiopharmaceutical production moves forward, greater attention should be given to eco-friendly practices. Investing time and resources into adopting green principles for MIBG radioiodination is a logical next step. This radiopharmaceutical holds well-established clinical importance, and future advances in its production should embrace sustainable, environmentally conscious methodologies.

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Resumo A microtomografia computadorizada por raios X (microCT) é uma técnica avançada de avaliação de materiais que utiliza o princípio da atenuação de raios X para formar imagens bidimensionais e tridimensionais em alta resolução. Esta técnica permite a visualização detalhada das microestruturas de amostras biológicas através da combinação digital de centenas de cortes transversais. Por ser uma técnica não destrutiva, a microCT requer mínimas preparações das amostras e não causa danos ao material analisado. Este trabalho tem como objetivo utilizar a microCT para obter imagens de alta resolução do útero ex-vivo, demonstrando a possibilidade de visualizar microestruturas, detalhar tecidos e contribuir para o estudo anatômico e patológico desses órgãos. A pesquisa também destaca a relevância e a utilidade da microCT como uma técnica moderna e eficaz para a análise não destrutiva de amostras biológicas, enfatizando seu potencial em diversas áreas da ciência e da medicina. Além disso, busca-se validar a microCT como uma ferramenta essencial para a pesquisa médica, proporcionando um entendimento mais profundo das estruturas internas dos órgãos e suas possíveis patologias.

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Abstract X-ray computed microtomography (microCT) is an advanced technique for evaluating materials that uses the principle of X-ray attenuation to form high-resolution two- and three-dimensional images. This technique allows detailed visualization of the microstructures of biological samples through the digital combination of hundreds of cross-sections. As a non-destructive technique, microCT requires minimal sample preparation and does not cause damage to the analyzed material. This work aims to use microCT to obtain high-resolution images of the ex-vivo uterus, demonstrating the possibility of visualizing microstructures, detailing tissues and contributing to the anatomical and pathological study of these organs. The research also highlights the relevance and usefulness of microCT as a modern and effective technique for the non-destructive analysis of biological samples, emphasizing its potential in several areas of science and medicine. In addition, it seeks to validate microCT as an essential tool for medical research, providing a deeper understanding of the internal structures of organs and their possible pathologies.

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Abstract This study presents a comparative analysis between Monte Carlo simulations (MCNP-5) and experimental measurements of thermal neutron fluence using gold foil activation at the TNF2 irradiation facility of the Neutron Metrology Laboratory (LNMRI/IRD). The MCNP-5 model was constructed to replicate the irradiator geometry and source configuration. Gold foils, both bare and cadmium-covered, were irradiated and analyzed via gamma spectrometry to determine the induced activity of 198Au. The results of the calculated nuclear reaction rates were compared to the measured activities through C/E (Calculated/Experimental) analysis. The findings show consistent agreement within experimental uncertainty, supporting the accuracy of the MCNP model and reinforcing the role of TNF2 in the national and international metrological infrastructure for neutron dosimetry. Future developments will include improvements in flux mapping and personal dosimetry applications.

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Resumo 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.

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Abstract Hot cells are containment systems used in radiopharmaceutical production, designed to ensure radiation protection and product quality. Leak tightness testing is a mandatory requirement under CNEN NN 6.13 standard, as it directly impacts worker safety, environmental protection, and product integrity. This study aimed to perform a practical pressure change leak test in a hot cell used for radiopharmaceutical preparations, in accordance with applicable technical standards. The pressure change method was applied using pressures between 1.6 and 2.5 higher the working pressure for a testing time of 15 minutes. The method proved practical, requiring no highly specialized equipment, although its sensitivity to temperature highlights the importance of high-precision thermometer. Results showed that while the method is suitable for ISO 10648-2:1994 Class 2 compliance, it may not be adequate for Class 1 due to the risk of mathematically inaccurate results under temperature variations. Multiple rounds of leak detection and repair were required to achieve the required containment level. Overall, the DC, RIC, CIC, and Solid Waste chambers met Class 2 leak tightness requirements, being suitable for use in radiopharmacy facilities.

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Resumo 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.

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Abstract Interventional radiology is widely employed; however, the complexity and duration of certain procedures may result in significant radiation exposure to patients. This study presents a comparison between a commercial computational dose mapping method used in interventional radiology, Dose Map, and optically stimulated luminescence dosimetry using a matrix built with these dosimeters. The dosimetric material was obtained from a roll of Landauer Luxel® tape and calibrated on a GE® Innova 4100 IQ angiography system, using an ionization chamber as a reference. The calibration yielded a linear relationship between the readout signal and the air kerma. Experiments were conducted using homogeneous poly(methyl methacrylate) phantoms, as well as clinical monitoring of patients. The maximum deviation between kerma values measured by the dosimeters and those estimated by Dose Map was 14%. The comparison among the dosimeter matrix, radiochromic film, and Dose Map demonstrated good geometric agreement in both phantom studies and patient monitoring. These results confirm the applicability of Dose Map for real-time dose monitoring, contributing to improved patient safety in interventional radiology.

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Resumo 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 (SN), 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++.

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Abstract This work extends the application of the spectral-nodal method SDM, cf., Modified Spectral Deterministics (MSD-CN), to solve neutron shielding problems (fixed-source) in two-dimensional Cartesian rectangular geometry, considering problems with linearly anisotropic scattering in the formulation of discrete ordinates (SN), using a constant approximation for the transverse neutron leakage terms. The essence of this methodology lies in the use of the intranodal analytical solution of the neutron transport equation and an iterative process that employs the concept of spatial sweeping, like the Source Iteration method used in the fine-mesh method DD, cf., Diamond Difference, for estimating the angular neutron fluxes emerging in the spatial nodes. To validate the methodology, a numerical simulation of two model-problems was performed, where the MSD-CN was able to achieve numerical results with a small relative deviation compared to the reference method Diamond Difference alongside a performance test to compute the execution time of the algorithm. All methods were implemented in the computational language C++.

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Resumo 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 40 K, 226 Ra, 228 Ra e 228 Th 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 40 K 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 228 Th 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.

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Abstract Radionuclides can be incorporated through ingestion and within the human body, they become a source of internal exposure. Therefore, identifying and quantifying the radionuclides present in food is an important step in environmental monitoring and radiological protection. From this perspective, the activity concentrations of 40 K, 226 Ra, 228 Ra and 228 Th were calculated for six organic crop samples: avocado, cabbage, carrot, persimmon, pineapple and onion, from the PEPB (stands for Pedra Branca State Park), Conservation Unit. Radionuclide analysis was conducted using gamma spectrometry with the use of a High Purity Germanium (HPGe) detector in conjunction with the Genie 2000 software package. The activity concentrations of the radionuclides were calculated based on simulated detection efficiencies. The highest activity concentration of 40 K was obtained for the carrot (101.83 ± 15.47) Bq.kg -1 , and the highest effective dose value, 1.64 µSv.year -1 , was obtained for avocado. The concentration of 226 Ra activity was below the minimum detectable activity in all samples. Concentrations of 228 Ra were only detected in cabbage and carrots. Activity concentrations of 228 Th were detected in all samples, although at low levels. Estimated ingestion doses are within the limits established by the ICRP 119. Thus, the consumption of these organic foods grown in the PEPB is radiologically safe.

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Resumo 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.

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Abstract This study builds on a line of research developed at the Nuclear and Energy Research Institute (IPEN), focused on the use of Artificial Neural Networks (ANNs) to provide sensor redundancy in nuclear reactors. The proposed methodology consists of training a Feedforward Neural Network (FFNN) to estimate the value of one reactor variable based on measurements from other variables. The feasibility was demonstrated using data from IPEN’s nuclear research reactor and a scaled model. While previous works relied on data from a single operating cycle of the reactor, this study tested network performance using data from multiple cycles to assess accuracy and generalization, and to identify deficiencies in the method. One fault-free cycle was selected for training and validation, while five others were used for testing, featuring different events. Three temperature variables, three radiation variables, one power measurement, and one safety rod position were chosen as output sensors for the ANNs to estimate. Performance was evaluated using the Mean Absolute Percentage Error (MAPE). All ANNs performed well during training. However, only two temperature variables were estimated across all the test cycles with similar accuracy as in the training and validation process, with MAPE values below 3%. Other ANNs performed poorly, with instances of persistent offsets or failure to track the general shape of the measured signals. The results underscore the challenges posed by strong input-output correlations and the difficulty in capturing the full complexity of functional relationships within reactor variables.

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Resumo 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 198 Au– 97 Zr– 95 Zr. 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.

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Abstract This work presents the re-characterization of pneumatic station irradiation position of IEA-R1 reactor for use in k0-INAA method. The thermal-epithermal neutron flux ratio f and the epithermal neutron flux distribution factor α of the IPEN IEA-R1 reactor were determined at the pneumatic irradiation station. To obtain these values, the “bare triple monitor” method was used with 198 Au – 97 Zr – 95 Zr. To evaluate its reproducibility, the temporal variation of these parameters was analyzed, with validation carried out through irradiation of reference materials of geological origin G-S-N (granite) and biological INCT-MPH-2 (mix of herbs). The results obtained for f and α show that such values ​​are reproducible and compatible with each other, according to the normal Gaussian distribution for up to 1 standard deviation of confidence. The results obtained for the elements detected in the samples agree with the recommended values, with relative errors (bias) less than 10%, except in the case of Mn in G-S-N (16.3%). These results indicate that it is possible to routinely use this method for LAN-IPEN researchers to analyze geological and biological samples.

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Resumo 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.

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Abstract Healthcare waste (HCW) requires efficient treatment prior to final disposal to prevent the spread of pathogens and environmental contamination. Ionizing irradiation has emerged as a promising alternative to incineration; however, accurate absorbed-dose determination depends on knowledge of the material’s radiological properties. This work aims to develop a physical simulator for HCW to support dosimetric evaluation of irradiated waste, including experimental and computational validation. Data from the National Institute of Standards and Technology (NIST), along with the XCOM and ESTAR programs, were used to obtain mass energy-absorption coefficients for photons and mass stopping power for electrons in the energy range of 0.1 to 20 MeV. Two approaches were considered: a full compositional model representative of typical HCW, and a simplified model based on Polylactic Acid (PLA), containing only C, O, and H, assuming that PLA adequately reproduces the predominant elemental fraction of the waste. Dosimetric validation was performed by comparing mass attenuation coefficients (μ) and stopping power (S) between HCW and PLA. Computational simulations using PHITS evaluated the spatial dose distribution from photons and electrons. A physical simulator was subsequently manufactured by 3D printing in PLA, with a density of 0.15 g/cm3 and internal hexagonal geometry to reflect realistic waste packing characteristics. Comparisons of attenuation and stopping power coefficients showed minimal differences between HCW and PLA, demonstrating radiological equivalence. Simulations and analyses confirmed that the simulator effectively reproduces the spatial dose distribution, with good homogeneity and fidelity to real behavior. The use of PLA proved to be a practical, economical, and technically consistent solution for constructing simulators aimed at improving dosimetric processes in ionizing radiation treatment of healthcare waste, while also enabling reproducible studies with strong potential for practical application.