Abstract in Portuguese:

Resumo Este artigo descreve os requisitos e a implementação do Sistema de Rastreabilidade no Sirius, o acelerador de partículas brasileiro. O sistema foi projetado para assegurar que apenas usuários capacitados pelo Grupo de Proteção Radiológica operem as linhas de luz. A solução utiliza tecnologia de identificação por radiofrequência para habilitar o procedimento de "Procura", etapa mandatória para a liberação de radiação síncrotron. O sistema integra controladores lógicos programáveis Siemens, desenvolvimento em C# para gravação de dados e uma infraestrutura web baseada em MariaDB, Node-RED e PHP para monitoramento em tempo real. Os resultados indicam que, entre 15 de junho de 2023 e 24 de outubro de 2025, foram realizados 34.099 procedimentos de procura nas 15 linhas de luz em operação e comissionamento, abrangendo mais de 200 usuários internos e externos. O trabalho elucida a arquitetura técnica do sistema e demonstra sua eficácia na gestão da segurança radiológica e na rastreabilidade das atividades experimentais no Sirius.

Abstract in English:

Abstract This paper describes the requirements and implementation of the Traceability System at Sirius, the Brazilian synchrotron light source. The system was designed to ensure that only personnel trained by the Radiation Protection Group operate the beamlines. The solution utilizes radio-frequency identification technology to enable the "Search" procedure, a mandatory safety step for the release of synchrotron radiation. The system integrates Siemens programmable logic controllers (PLCs), C# development for data encoding, and a web infrastructure based on MariaDB, Node-RED, and PHP for real-time monitoring. Results indicate that, between June 15, 2023 and October 24, 2025, 34,099 search procedures were performed across the 15 beamlines in operation and commissioning, involving more than 200 internal and external users. This work elucidates the system's technical architecture and demonstrates its effectiveness in radiological safety management and the traceability of experimental activities at Sirius.

Abstract in Portuguese:

Resumo O Colimador multilâminas (MLC) Agility apresenta algumas características específicas de usinagem. Essas características exclusivas, além das pequenas diferenças no momento da instalação entre os diversos aceleradores lineares, produzem efeitos dosimétricos que o Sitema de Planejamento do Tratamento (TPS) Mônaco não considera em seu cálculo. Para isso, existem recomendações por parte do fabricante para que o cliente execute ajustes de pós-modelagem, para caracterizar melhor o MLC de acordo com as configurações reais do acelerador linear usado na clínica. Visto que, na literatura existem evidências de que, em técnicas moduladas por MLC dinâmico, erros na posição geométrica do MLC de apenas 1 mm podem resultar em erros de 10 % ou mais na entrega da dose, é de grande importância estudar o comportamento dos fatores geométricos das lâminas através dos conceitos aplicados na metrologia das radiações. No entanto, apesar de o Mônaco ser amplamente utilizado clinicamente existe ainda, pouca literatura com riqueza de informações, dificultando o trabalho do físico médico. Sendo assim, os objetivos desse estudo foram analisar os componentes geométricos do MLC Agility e trazer uma metodologia eficiente de pós-modelagem ou ajustes finos destes componentes para que, com os ajustes a dose calculada no TPS esteja tão próximo quanto possível da dose entregue pelo acelerador linear. Os resultados mostraram que com a pós modelagem, para os mesmos critérios de avaliação, as doses calculadas para os testes ExpressQA, bem como testes do TG-119, alem de casos pacientes específicos estiveram mais próximas das doses entregues pelo acelerador linear em todas as situações. Para os campos 7SegA e DMLCi as melhorias nas taxas de aprovação gama estiveram acima de 10 %. Estes resultados possibilitam maior eficiencia na entrega da dose, com consequente aumento no controle tumoral e redução na toxicidade ao paciente.

Abstract in English:

Abstract The Agility Multileaf Collimator (MLC) exhibits specific machining characteristics. These unique features, together with minor installation differences among various linear accelerators, produce dosimetric effects that are not accounted for by the Monaco Treatment Planning System (TPS). To address this, the manufacturer recommends that users perform post-modeling adjustments to better characterize the MLC according to the actual configuration of the clinical linear accelerator. Evidence in the literature indicates that, in techniques modulated by dynamic MLC motion, geometric positioning errors as small as 1 mm can result in dose delivery errors of 10% or more. Therefore, it is of great importance to study the behavior of the geometric factors of the MLC leaves through the concepts applied in radiation metrology. However, despite the widespread clinical use of Monaco, there is still limited literature with comprehensive information, which makes the work of medical physicists more challenging. Thus, the objectives of this study were to analyze the geometric components of the Agility MLC and to propose an efficient methodology for post-modeling—or fine-tuning—these components so that the calculated dose in the TPS is as close as possible to the dose delivered by the linear accelerator. The results showed that, with the post-modeling, for the same evaluation criteria, the calculated doses for the ExpressQA tests, TG-119 tests, and patient-specific cases were in closer agreement with the doses delivered by the linear accelerator in all situations. For the 7SegA and DMLCi fields the improvements in gamma pass rates were more than 10%. These results enable greater efficiency in dose delivery, leading to improved tumor control and reduced patient toxicity.

Abstract in Portuguese:

Resumo Os TRIGA® (Training, Research, Isotope General Atomics) são reatores que, atualmente, são utilizados para treinamento de pessoal, produção de radioisótopos e para pesquisa em diversas áreas da ciência; nos dias atuais, mais de 20 países possuem TRIGAs®, incluindo o Brasil. Tais reatores possuem dois modos de operação: estado estacionário (no qual ele opera em um fluxo constante de nêutrons e os seus parâmetros também permanecem constantes) e o modo pulsado, em que, durante a remoção de uma única barra de controle (denominada transiente) há um aumento na reatividade e, com isso, induz-se um estado de super pronto-criticalidade, o que ocasiona em um aumento exponencial na potência e temperatura. Porém, devido ao coeficiente negativo de temperatura do combustível utilizado para alimentar o reator, a potência alcança um pico e rapidamente diminui até o encerramento das reações de fissão, em um processo que é inerentemente seguro. Os pulsos que são gerados durante a sua operação podem ter seus parâmetros descritos por modelos matemáticos, tais como o modelo de Fuchs-Nordheim, que equaciona o comportamento da reatividade, potência e temperatura durante o tempo de vida do pulso. Contudo, o modelo atual possui algumas limitações básicas, principalmente por considerar que parâmetros como a capacidade calorífica permanecem constantes durante todo o processo e, em casos práticos de operação de reatores nucleares, a capacidade calorífica é uma função da temperatura. Portanto, este artigo busca avaliar o impacto que a introdução da capacidade calorífica como função linear da temperatura exerce nos resultados finais, comparando os dados com e sem essa modificação.

Abstract in English:

Abstract The TRIGA® (Training, Research, Isotope General Atomics) are reactors that, currently, are utilized for staff training, radioisotope production and for researching in many areas of science; nowadays, more than 20 countries own TRIGAs®, including Brazil. These reactors have two operating modes: steady state (where it operates within constant neutron flux and its parameters also remain constant) and pulsed mode, in which a single control rod (named transient rod) is quickly withdrawn from the core, increasing reactivity and leading to a prompt supercritical state, which causes an exponential increase in power and temperature. However, due to the negative temperature coefficient of reactivity of the fuel used to feed the reactor, the power reaches a peak, and it rapidly decreases until shutting down fission reactions, in a process that is inherently safe. The pulses that are generated during reactor operations can have its parameters described by mathematical models, such as Fuchs-Nordheim modelling, that equate the behavior of reactivity, power and temperature during the lifespan of the pulse. However, the current model has some basic limitations, mainly because it considers that parameters such as heat capacity remain constant during the whole process, and it is known that, in practical cases of nuclear reactor operations, heat capacity is a parameter that is a function of temperature. Therefore, this article aims to evaluate the impact that the introduction of heat capacity as a linear function of temperature has on final results, comparing data with and without this assumption.

Abstract in Portuguese:

Resumo O hidrogênio é um importante vetor energético para a transição energética mundial. Por possuir baixa emissão de carbono, tornou-se o principal objeto de estudo das grandes nações. Os reatores nucleares modulares pequenos (SMRs, in English), por conseguinte, apresentam caráter inovador na área nuclear. Essa tecnologia traz mais versatilidade, segurança e menores custos para a produção de energia em uma escala reduzida quando comparada a reatores de grande porte (LR, Large Reactor in English). Esse trabalho apresenta uma avaliação econômica da produção de hidrogênio utilizando um SMR como fonte de energia primária. A metodologia consiste na utilização do software, disponibilizado pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA, in English), Hydrogen Economic Evaluation Programme (HEEP), para estimar o custo nívelado da produção de hidrogênio (LCOH, em USD/kg de H2) usando SMRs. O modelo considera características intrínsecas à planta de geração de energia e da planta de eletrólise por membrana polimérica (PEM, in English), esta fornecida pela Hytron/NEA. Fez-se necessário, para validar a metodologia, avaliar os custos de produção de hidrogênio para um reator de grande porte sólido no mercado, o AP1000, Westinghouse. Com esses resultados, foi avaliado um SMR construído sobre as mesmas condições inflacionárias do LR para não haver distorções significativas nos resultados, o NuScale de 77 MWe. Para uma análise fidedigna à realidade, utilizaram-se estudos de custo disponibilizados por entes internacionais como o MIT e o Departamento Nacional de Energia Atômica dos EUA (DOE/NEA) e, quando possível, pela NuScale e Westinghouse, empresas responsáveis pelos reatores a serem trabalhados. Resultados preliminares mostram que o SMR apresenta relevante competitividade em termos de custo de hidrogênio quando comparado a fontes alternativas de energia limpa, como a solar térmica, solar fotovoltaica e eólica. Devido ao caráter versátil, escalável e de geração contínua, previsível e despachável dos SMRs, a diferença encontrada torna-se pouco relevante. Isso valida o potencial da tecnologia nuclear que, por sua vez, apresenta papel estratégico para a transição energética tanto no mundo como no Brasil, além de reforçar a importância de avaliações profundas sobre o tema.

Abstract in English:

Abstract Hydrogen is an important energy vector for the global energy transition. Due to its low carbon emissions, it has become a central subject of study for major nations. Small modular nuclear reactors (SMRs) represent an innovative approach in the nuclear field. This technology provides greater versatility, safety, and lower costs for energy production on a reduced scale compared with large nuclear reactors (LRs). This paper presents an economic evaluation of hydrogen production using a Small Modular Nuclear Reactor (SMR) as the primary energy source. The methodology uses the Hydrogen Economic Evaluation Programme (HEEP) software provided by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to estimate the levelized cost of hydrogen production (LCOH, in USD/kg of H2) using SMRs. The model considers intrinsic characteristics of the power generation plant and of the Polymer Electrolyte Membrane (PEM) plant, the latter supplied by Hytron/NEA. To validate the methodology, it was necessary to evaluate the hydrogen production costs for a large reactor on the market, the AP1000 from Westinghouse. Based on these results, a 77 MWe NuScale SMR built under the same inflationary conditions as the LR was evaluated to avoid significant distortions in the results. For a realistic evaluation, cost studies provided by international institutions such as MIT and the U.S. Department of Energy`s Nuclear Energy Administration (DOE/NEA), and, when possible, by NuScale and Westinghouse, the companies responsible for the reactors being analyzed, were used. Preliminary results show that SMRs present significant competitiveness in terms of levelized cost of hydrogen compared to alternative clean energy sources such as renewable, including solar photovoltaic, solar thermal, and wind power. Due to the versatile, scalable, continuous, predictable, and dispatchable generation profile of SMRs, the cost difference found is negligible. This validates the potential of nuclear technology, which plays a strategic role in the energy transition both globally and in Brazil, and reinforces the importance of in-depth assessments on the subject.

Abstract in Portuguese:

Resumo Extraído do mineral espodumênio, o elemento lítio possui naturalmente dois isótopos estáveis: 7Li (aproximadamente 92,6%) e 6Li (aproximadamente 7,4%). Esses isótopos têm várias aplicações, desde a indústria farmacêutica até a eletroquímica. Devido à sua alta eficiência e benefícios ambientais, a produção global de veículos elétricos com baterias de íon-lítio atingiu 10,5 milhões de unidades em 2022. No campo nuclear, o 7Li é amplamente utilizado em reatores na Usina Nuclear de Angra dos Reis, no Brasil, como estabilizador de pH no sistema de refrigeração primário. Por outro lado, o 6Li, com suas altas seções transversais para absorção de nêutrons térmicos, é usado no campo termonuclear e para produção de trítio em reatores de fusão. Além disso, o 6Li é utilizado em dosímetros de radiação devido às suas propriedades termoluminescentes, tornando-o eficaz para medir radiação ionizante. Este trabalho tem como objetivo apresentar uma nova tecnologia para enriquecimento de lítio no Brasil, com foco na separação isotópica de 6Li e 7Li para suas respectivas aplicações industriais, buscando a independência brasileira a respeito da obtenção deste isótopo enriquecido. A técnica de troca iônica, envolvendo separação de isótopos por equilíbrio no fracionamento isotópico entre duas fases, é destacada como um método para atingir esse objetivo. pH e condutividade elétrica foram medidos nas amostras para correlacionar com a concentração de Li. Os resultados da análise isotópica apresentaram um enriquecimento de 10,12% para 6Li e 95,86% para 7Li.

Abstract in English:

Abstract Extracted from the mineral spodumene, the element lithium naturally has two stable isotopes: 7Li (approximately 92.6%) and 6Li (approximately 7.4%). These isotopes have a variety of applications, from the pharmaceutical industry to electrochemistry. Due to its high efficiency and environmental benefits, global production of electric vehicles with lithium-ion batteries reached 10.5 million vehicles in 2022. In the nuclear field, 7Li is widely used in reactors at the Angra dos Reis Nuclear Power Plant in Brazil as pH stabilizer on primary coolant. On the other hand, 6Li, with its high cross sections for absorption of thermal neutrons, is used in the thermonuclear field and for the production of tritium in fusion reactors. In addition, 6Li is used in thermoluminescent dosimeters due to its thermoluminescent properties, making it effective for measuring ionizing radiation. This work aims to present a new technology for lithium enrichment in Brazil, focusing on the isotopic separation of 6Li and 7Li for their respective industrial applications, seeking Brazilian independence regarding the acquisition of this enriched isotope. The ion exchange technique, involving isotope separation by equilibrium isotopic fractionation between two phases, is highlighted as a method to achieve this goal. pH and electrical conductivity were measured in the samples to correlate with Li concentration. The results of the isotopic analysis showed an enrichment of 10.12% for 6Li and 95.86% for 7Li.

Abstract in Portuguese:

Resumo O estudo do comportamento e das interações dos nêutrons no núcleo de um reator nuclear é essencial para garantir o controle da sua criticalidade. A formulação determinística mais precisa para descrever esses fenômenos é dada pela Equação de Transporte de Nêutrons, a qual, com execeção de métodos estocásticos como Monte Carlo, é tipicamente resolvida por métodos numéricos de malha fina. No entanto, esses métodos geralmente requerem custos computacionais significativos para se obter resultados de alta precisão. Neste estudo, propomos uma solução numérico-analítica para a equação de transporte de nêutrons unidimensional, monoenergética e com espalhamento isotrópico, formulada para problemas de autovalor e utilizando o método das ordenadas discretas (SN). A formulação proposta é apresentada por meio de uma dedução analítica explícita e autocontida, com ênfase na transparência e na reprodutibilidade da abordagem numérico-analítica. Para validar nossa abordagem, os resultados obtidos foram comparados com os de um método puramente numérico desenvolvido neste trabalho e com soluções de referência disponíveis na literatura. Em todos os casos, os resultados obtidos pela solução proposta demonstraram excelente acurácia se comparados com os da bibliografia, além de uma redução substancial no tempo computacional dos cálculos.

Abstract in English:

Abstract The study of neutron behavior and interactions within the core of a nuclear reactor is essential for ensuring criticality control. The most accurate deterministic framework for modeling these phenomena is the Neutron Transport Equation, which, with the exception of stochastic methods such as Monte Carlo, is typically solved using fine-mesh numerical methods. However, such approaches often entail considerable computational costs to achieve high-fidelity results. In this work, we propose a numerical-analytical solution to the one-dimensional, monoenergetic neutron transport equation with isotropic scattering, formulated for eigenvalue problems and employing the discrete ordinates (SN) method. The proposed formulation is presented through a fully explicit and self-contained step-by-step derivation, emphasizing transparency and reproducibility of the numerical-analytical approach. To assess the accuracy and efficiency of the proposed approach, results were compared with those obtained from a purely numerical method developed in this study, as well as with benchmark solutions reported in the literature. In all cases, the proposed method exhibited excellent agreement with reference data, along with a significant reduction in computational time.

Abstract in Portuguese:

Resumo Reatores Nucleares de Pesquisa (RNPs) são infraestruturas essenciais para a produção de radioisótopos, pesquisa de materiais, educação, treinamento e desenvolvimento tecnológico relacionado a sistemas de energia de baixo carbono. Uma grande parcela da frota global de RNPs opera há várias décadas, o que aumenta a relevância regulatória da degradação física, da obsolescência tecnológica e da preservação do conhecimento organizacional. Este artigo propõe uma estrutura regulatória graduada para a gestão do envelhecimento de reatores de pesquisa brasileiros, utilizando o reator TRIGA® IPR-R1 como caso regulatório aplicado. O método combina análise documental e normativa, avaliação comparativa de diretrizes internacionais e um estudo de caso técnico-regulatório. A base de evidências incluiu normas e relatórios de segurança da AIEA, diretrizes da NRC dos EUA para reatores não destinados à geração de potência, instrumentos de licenciamento brasileiros, a documentação de gestão do envelhecimento do IPR-R1 e a transição institucional da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) para a Autoridade Nacional de Segurança Nuclear (ANSN). Os resultados mostram que a gestão do envelhecimento para reatores de pesquisa não deve ser tratada como um equivalente direto da operação de longo prazo ou da renovação de licença para reatores de potência. Em vez disso, deve ser estruturada como um processo regulatório contínuo, auditável e fundamentado em riscos. A estrutura proposta organiza-se em torno de cinco elementos: programas obrigatórios de gestão do envelhecimento; triagem e classificação de estruturas, sistemas e componentes importantes para a segurança; avaliações equivalentes a TLAA (Análises de Envelhecimento com Limite de Tempo) ou de vida útil residual quando os dados originais de projeto com limite de tempo não estiverem disponíveis; revisão periódica de segurança como um pilar regulatório integrado; e atribuição clara de responsabilidades entre o operador e o órgão regulador. O caso brasileiro do IPR-R1 demonstra a viabilidade de utilizar evidências operacionais, de manutenção e de licenciamento existentes para embasar a continuidade da operação segura, desde que tais evidências sejam consolidadas em um modelo regulatório rastreável. O estudo conclui que uma regulamentação específica ou uma nota técnica preparatória para reatores de pesquisa melhoraria a previsibilidade regulatória, a coerência institucional e o alinhamento com as melhores práticas internacionais.

Abstract in English:

Abstract Nuclear Research Reactors (NRRs) are essential infrastructures for radioisotope production, materials research, education, training and technological development related to low-carbon energy systems. A large share of the global NRR fleet has operated for several decades, which increases the regulatory relevance of physical degradation, technological obsolescence and preservation of organizational knowledge. This paper proposes a graded regulatory framework for ageing management of Brazilian research reactors, using the IPR-R1 TRIGA® reactor as an applied regulatory case. The method combines documentary and normative analysis, comparative assessment of international guidance and a regulatory-technical case study. The evidence base included IAEA safety standards and reports, U.S. NRC non-power reactor guidance, Brazilian licensing instruments, the IPR-R1 ageing management documentation and the institutional transition from Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN) to Brazilian Nuclear Safety Authority (ANSN). The results show that ageing management for research reactors should not be treated as a direct equivalent of long-term operation or license renewal for power reactors. Instead, it should be structured as a continuous, risk-informed and auditable regulatory process. The proposed framework is organized around five elements: mandatory ageing management programmes; screening and classification of structures, systems and components important to safety; TLAA-equivalent or residual-life assessments when original time-limited design data are unavailable; periodic safety review as an integrated regulatory anchor; and clear allocation of responsibilities between the operator and the regulatory body. The Brazilian IPR-R1 case demonstrates the feasibility of using existing operational, maintenance and licensing evidence to support continued safe operation, provided that the evidence is consolidated into a traceable regulatory model. The study concludes that a specific regulation or preparatory technical note for research reactors would improve regulatory predictability, institutional coherence and alignment with international best practices.

Abstract in Portuguese:

Resumo Os reatores modulares de pequeno porte (SMRs) estão na vanguarda dos novos projetos de reatores no mundo devido a características que atendem às atuais demandas do setor energético mundial aliando versatilidade de aplicações com produção de energia limpa. Há mais de uma centena de projetos de SMRs em desenvolvimento no mundo, utilizando diferentes tecnologias. O Brasil planeja a utilização de SMRs como parte da estratégia de fortalecimento da segurança energética e de avanço tecnológico, conforme previsto no Plano Nacional de Energia 2050 (PNE 2050). De modo a acompanhar o estágio de desenvolvimento de projetos de SMR no mundo que apresentam informações disponíveis em literatura aberta, o NEA da OCDE criou uma métrica baseada em seis aspectos críticos que influenciam a viabilidade desses projetos: licenciamento, localização, financiamento, cadeia de suprimentos, engajamento, e combustível nuclear. Este artigo apresenta os resultados de uma revisão bibliográfica e documental focada na análise das possibilidades de implementação de SMRs no Brasil, a fim de avaliar o nível de maturidade de cada aspecto para a implementação dessa tecnologia, adotando os critérios da OCDE/NEA como referência. Os resultados revelaram que, no Brasil, os seis aspectos avaliados apresentam certo grau de maturidade, porém existem desafios importantes a serem enfrentados para viabilizar a implementação da tecnologia SMR como parte das soluções para diversificar a matriz energética nos próximos anos.

Abstract in English:

Abstract Small modular reactors (SMRs) are at the forefront of new reactor designs worldwide due to their characteristics that meet the current demands from the global energy sector, combining flexibility for application with clean energy production. There are over a hundred SMR projects under development globally, utilizing different technologies. Brazil plans to use SMRs as part of its strategy to strengthen energy security and technological advancement, as foreseen in the National Energy Plan 2050 (PNE 2050). To monitor the development stage of SMR projects around the world, for which information is available in open literature, OECD/NEA created a metric based on six critical aspects influencing the implementation of these projects: licensing, location, financing, supply chain, engagement, and nuclear fuel. This paper presents the results of a bibliographic and documentary review focused on analyzing the possibilities of implementing SMRs in Brazil in order to assess the maturity level of each aspect for the implementation of this technology, adopting OECD/NEA criteria as a reference. The results revealed that, in Brazil, the six aspects evaluated show a certain degree of maturity, but there are important challenges to be faced in order to enable the implementation of SMR technology as part of the solutions to diversify the energy matrix in the coming years.

Abstract in Portuguese:

Resumo Este artigo avalia a padronização secundária dos campos de fluência de nêutrons no Reator Argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). O estudo concentrou-se na utilização do Espectrômetro de Multiesferas de Bonner (BSS) para a determinação do espectro de nêutrons em diferentes posições do canal lateral (plugue 1) do reator, etapa essencial para a caracterização de campos de radiação em ambientes complexos. As medições foram realizadas a distâncias variáveis (de 100 cm a 250 cm). A redução na contagem com o aumento do diâmetro das esferas indicou uma maior presença de nêutrons na faixa de energia de absorção (0,1 eV a 2 MeV) para as esferas de 2", 3" e 5", embora a esfera de 3" tenha apresentado um comportamento distinto, sugerindo maior incidência de nêutrons entre 0,1 eV e 700 keV. A redução nas contagens com o afastamento do BSS da saída do reator era esperada. Entretanto, para as esferas de 8", 10" e 12", a análise revelou uma convergência das curvas para um conjunto de valores compreendidos entre 0,1 eV e 6 MeV. Esses resultados ressaltam a importância da caracterização precisa da fluência de nêutrons para fins de calibração dosimétrica. Os dados obtidos também servem como base para a validação de modelos computacionais em metrologia de nêutrons, contribuindo para o aprimoramento da infraestrutura de pesquisa nuclear. Estudos futuros incluirão a integração do Precision Long Counter (PLC) como complemento às medições com o BSS, visando o avanço das capacidades de detecção de nêutrons.

Abstract in English:

Abstract This article evaluates the secondary standardization of neutron fluence fields at the Argonaut Reactor of the Nuclear Engineering Institute (IEN). The study focused on the utilization of the Bonner Sphere Spectrometer (BSS) to determine the neutron spectrum at different positions of the lateral channel (plug 1) of the reactor, essential for characterizing radiation fields in complex environments. Measurements were conducted at varying distances (100 cm to 250 cm). The decrease in counts with increasing diameter indicated a higher presence of neutrons in the absorption energy range (0.1 eV to 2 MeV) for the 2", 3", and 5" spheres, but the 3" sphere exhibited different behavior, suggesting a greater presence of neutrons between 0.1 eV and 700 keV. As the BSS was moved away from the neutron source, the reduction in counts was expected. However, for the 8", 10", and 12" spheres, the analysis revealed a convergence of curves to a union of values between 0.1 eV and 6 MeV. These findings highlight the importance of precise neutron fluence characterization for dosimetric calibration. The data also serve as a basis for validating computational models in neutron metrology, contributing to the enhancement of nuclear research infrastructure. The Precision Long Counter (PLC) will be set up in future studies to complement BSS measurements, further advancing neutron detection capabilities.