CÁLCULO DE BLINDAGEM PARA PET/CT (TOMOGRAFIA POR EMISSÃO DE PÓSITRON)

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1 UNIVERSIDADE CATÓLICA DE BRASÍLIA PRÓ-REITORIA DE GRADUAÇÃO TRABALHO DE CONCLUSÃO DE CURSO Curso de Física CÁLCULO DE BLINDAGEM PARA PET/CT (TOMOGRAFIA POR EMISSÃO DE PÓSITRON) Autor: Alessandra Keiko Lima Fujita Orientador: Prof. Dr. Araken dos Santos Werneck BRASÍLIA 2008

2 CÁLCULO DE BLINDAGEM PARA PET/CT (TOMOGRAFIA POR EMISSÃO DE PÓSITRON) Trabalho de Conclusão de Curso submetido à Universidade Católica de Brasília para obtenção do Grau de Licenciado em Física. Orientador: Dr. Araken S. Werneck Brasília, Junho de 2008

3 - 2 - Sei que meu trabalho é uma gota no oceano, mas sem ele, o oceano seria menor. Madre Teresa de Calcutá

4 - 3 - SUMÁRIO Resumo p.v 1. Introdução p.1 2. Referencial Teórico p Radionuclídeos que emite pósitron p Fator de Proteção p F-18 ou FDG p Fatores para o cálculo da proteção radiológica p.9 3. Materiais e Métodos p Resultados e Discussão p Conclusão p Bibliografia p.23

5 - 4 - RESUMO Recentemente uma nova técnica foi introduzida na medicina nuclear, conhecida como PET (Positron Emission Tomography), associada ao CT (Computational Tomography). Devido à alta energia emitida pelo fóton, 511 kev, esta técnica necessita de outro procedimento para o cálculo de barreira de blindagem, com vista à proteção radiológica. Pois a metodologia usual para avaliação de blindagens para emissões gama provenientes de radioisótopos não é adequada aos radioisótopos utilizados em PET/CT. Este projeto tem como finalidade elaborar um programa de cálculo de blindagem para o PET-CT utilizando a plataforma JAVA. Os cálculos foram baseados no artigo AAPM TASK GROUP 108: PET AND PET/CT SHIELDING REQUIREMENTS ². O programa em JAVA tem como objetivo geral atingir profissionais qualificados que desejem projetar instalações para o uso de PET/CT, podendo variar as dimensões posicionamento, a demanda do serviço, entre outros parâmetros a serem analisados, sem que lhes sejam exigidos cálculos complexos. Apresentamos exemplos de cálculos de barreiras para áreas controladas e não controladas, para proteção de salas adjacentes e tipo de barreira que melhor adéqua-se a arquitetura de uma clinica com PET/CT, possibilitando uma proteção adequada com baixo custo. Palavras Chaves: cálculos de blindagem para pet/ct, proteção radiológica, pet/ct.

6 INTRODUÇÃO O PET (Pósitron Emission Tomography) vem sendo estudado desde o inicio da década de 80, mas seu uso era restrito devido a pouca disponibilidade mundial do F- 18 (Flúor-18) e de equipamentos específicos para imagens. Foi a partir da década de 90 que multiplicaram os centros de produção e equipamentos para a aplicação clínica do PET (Pósitron Emission Tomography) com o F-18, em diferentes patologias e em especial na Europa e EUA. A técnica PET (Pósitron Emission Tomography) utiliza radionuclídeos emissores de pósitron (partículas β+). Esses pósitrons interagem instantaneamente com elétrons, ocorrendo aniquilação de pares (elétron-positron) e emissão de dois fótons gama com energia de 511 kev cada um, na mesma direção, mas com sentidos opostos, que são recolhidos externamente num detector circular, gerando na parte computacional imagens tridimensionais. O poder e a habilidade que o PET (Pósitron Emission Tomography) juntamente com o CT (computed tomography), tem em capturar a fisiologia humana estão sendo crucial para informações de diagnósticos de alta resolução na anatomia humana. Isso é devido ao poder do radiotraçador da atividade metabólica e da detecção coincidente do aparelho. A meia vida curta do radioisótopo, F-18, de 110 minutos e a energia de 511 kev de fótons aniquilados possui um alcance de 1,0 mm a 2,0 mm e por isso são excelentes para diagnósticos de metabolismo cerebral, metabolismo miocárdio, e imagem de tumores. O CT (computed tomography) é uma forma de tomografia baseada na detecção de raios X, que acoplada a um computador reconstrói a imagem topográfica com base nos dados transmitidos durante processo do exame. A proteção radiológica do PET (Pósitron Emission Tomography) tem um desafio especial, pois a alta energia de 511 kev dos fótons provenientes da aniquilação de pares diferencia-se de outros exames de diagnósticos que utilizam radiações ionizantes. Dessa forma ao fazer os cálculos para proteção radiológica do PET, estará também blindando para o CT (computed tomography), pois a maior energia provém do PET. O radionuclídeo mais comum no uso da clinica PET (Pósitron Emission Tomography) é o FDG (Flúor-Desoxi-Glicose), que será considerado nos cálculos apresentados, pois entre os radionuclídeos emissores de pósitron ele possui o maior tempo de meia vida, 110 minutos. Essa técnica trata da aniquilação de e (elétron) e+ (pósitron), assim, após a administração da dose no paciente, ele torna-se uma fonte radioativa, que deve ser considerada desde o momento da administração da dose no paciente e durante a sua permanência no local.

7 - 6 - O FDG (Flúor-desoxi-glicose) é usado principalmente na área de oncologia e para pesquisa de neoplasias, devido a sua maior concentração nas células tumorais que, de modo geral, apresentam maior taxa de metabolismo que as células normais. O FDG também tem aplicação na área de neurologia e de cardiologia, diagnóstico de doença de Alzheimer, focos epleprogênicos e na pesquisa de viabilidade miocárdica. Então, devido à alta energia emitida pelos fótons de 511 kev cada, esta técnica necessita de outro procedimento para o cálculo de barreira de blindagem, com vista à proteção radiológica, e por isso o objetivo deste projeto é elaborar um programa para os cálculos de blindagem para o PET (Pósitron Emission Tomography) CT (computed tomography) utilizando a plataforma JAVA. Figura 1: FDG

8 REFERENCIAL TEÓRICO 2.1. Radionuclídeos emissores de pósitron A tomografia PET (Pósitron Emission Tomography) gera uma imagem tomográfica através de detecção dos fótons provenientes da aniquilação elétronpósitron. Os radionuclídeos que emitem pósitron são tipicamente usados para aquisição de imagens, como o O-15; N-13 e C-11 que possuem um curto tempo de meia vida e são produzidos no cíclotron. O cíclotron também produz F-18, cujo tempo de meia vida é de 110 minutos. Já o Rb-82, possui o tempo de meia vida de 72 segundos, e também é utilizado em PET, mas não requer um cíclotron, é produzido por um gerador de radionuclídeos que tem uma meia vida de um mês. Os radionuclídeos usados em Medicina Nuclear para diagnóstico e terapia, são produzidos artificialmente em reatores ou aceleradores de partículas. Os geradores permitem obter um radionuclídeo de tempo de meia vida curto a partir de um radionuclídeo de tempo de meia vida longo. As propriedades químicas dos radionuclídeos têm que ser distintas para que sejam facilmente separadas. Os geradores são constituídos por uma coluna de alumínio, ou por uma resina de troca iônica, na qual se fixa o radionuclídeo pai de tempo de meia vida longo. Por decaimento deste último, forma-se o radionuclídeo filho, que é separado por eluição. Um gerador ideal deverá ter uma proteção de chumbo para minimizar a exposição à radiação do experimentador. Figura 2: Cíclotron. A tabela 1 informa os radionuclídeos usados na emissão de pósitron.

9 - 8 - Tabela 1: Propriedades físicas dos radionuclídeos usado no PET Energia Nuclídeo T½ Decaimento máxima do Emissão de Fótons por Pósitron Fóton decaimento (MeV) C-11 20,4min. β+ 0, ,0 N-13 10,0min β+ 1, ,0 O-15 2,0min β+ 1, ,0 F ,8min. β+, EC 0, ,93 Cu-64 12,7 h β, β+, EC 0,65 511; ,38; 0,005 Ga-68 68,3 min. β+, EC 1, ,84 Rb s β+, EC 3,35 511; 776 1,90; 0,13 I-124 4,2 dias β+, EC 1,54; 2,17 511;603,1693 0,5; 0,62; 0,3 Fonte: Madsen at al. Neste trabalho utilizaremos preferencialmente o F-18 como referência, pois é o mais utilizado e possui o tempo de meia vida (110 minutos) relativamente longo, comparado a outros radionuclídeos emissores de pósitron. A proteção adequada para o F-18 é também eficiente para radionuclídeos de curta duração (C-11, N-13, O-15, Rb-82) ou para aqueles com menor taxa de constante dose (Cu-64, Ga-68), quando administradas em quantidades radioativas similares. Nota-se que radionuclídeos emissores de pósitron com meia vida longa e que tenham emissão gama de alta energia além da reação de aniquilação pode não ter blindagem eficiente quanto numa instalação com blindagem desenhada para o FDG (Flúor-desoxi-glicose). A tabela 2 apresenta a taxa de constante de dose dos radionuclídeos, obtidos por cálculos de dose efetiva equivalente. A revisão da literatura mostra várias medidas de exposição e constante de dose já utilizadas para cálculos de blindagem para o FDG (flúor-desoxi-glicose). O Task Group² acredita que 0,143 µsv m²/ MBq h é o valor mais apropriado para utilizar nas blindagens, já que os limites regulatórios são expressos em dose equivalente efetiva. Dessa forma este trabalho seguirá esse limite como referência.

10 - 9 - Tabela 2 : Taxa de Constante de Dose mais comum nos radionuclídeos PET. Nuclídeo Constante de dose Dose integrada em 1hora (µsv m² / MBq h) (µsv m² / MBq h) C-11 0,148 0,063 N-13 0,148 0,034 O-15 0,148 0,007 F-18 0,143 0,119 Cu-64 0,029 0,024 Ga-68 0,134 0,101 Rb-82 0,159 0,006 I-124 0,185 0,184 Fonte: Madsen at al. Tabela 3 : Valor de exposição do F-18 e taxa de constante de dose. Dose para 1cm³ de tecido. Taxa constante F-18 Valor Unidade Taxa constante de exposição 15,4 µr m²/ MBq h Taxa constante do Kerma no Ar 0,134 µsv m²/ MBq h Dose efetiva equivalente (ANS-1991) 0,143 µsv m²/ MBq h Dose constante do Tecido 0,148 µsv m²/ MBq h Dose equivalente de Fundo 0,183 µsv m²/ MBq h Dose máxima 0,188 µsv m²/ MBq h Fonte: Madsen at al Fator de Proteção Para que a utilização do PET (Pósitron Emission Tomography) seja possível, uma proteção mais eficaz faz-se necessária nos serviços de Medicina Nuclear. A taxa de dose equivalente para o Tc-99m que é um emissor gama com uma energia de 140 kev, a 20 cm de uma fonte, é de 0,41mSv/h e para o F-18 nas mesmas condições é

11 de 1,74m Sv/h. Como a taxa de exposição para a mesma atividade e para a mesma distância é seis vezes maior para os emissores de 511 kev do que para os de 140keV, aumentando a distância por um fator de 2,4 vezes, pode-se reduzir a Taxa de Exposição dos elementos positrônicos ao mesmo valor das taxas dos emissores da baixa energia. A camada deci-redutora (TVLs) que é fornecida pelo Conselho Nacional de Proteção de Radiação e Medidas, não pode ser utilizada como a proteção correta para o PET. Nesse trabalho usaremos valores para o fator de transmissão, para o chumbo, concreto e ferro, que foram calculados pelo método de Monte Carlo. Para obter a reciprocidade do projeto, o Task Group² experimentou várias medidas de transmissão de raios gama de 511 kev que foi fornecido para o chumbo, concreto e ferro, com o objetivo de comparar os dados do NCRP49 para um TVL constante. Os gráficos 3, 4 e 5 mostram a diferença entre os valores do TVL que está representada pela linha pontilhada, e o resultado dos valores do cálculo de Monte Carlo representada pela linha cheia, onde a coordenada no eixo x é a espessura do material a ser usado na blindagem em centímetros e a coordenada no eixo y é o fator de transmissão B. Para a barreira de chumbo acima de 10,0 mm, o TVL superestima a quantidade de chumbo necessário comparado com os cálculos de Monte Carlo. E foi obtido um resultado similar para o ferro mostrado na figura 5, onde a diferença entre os valores do TVL e o resultado dos valores do Monte Carlo é maior quando aumenta a espessura da blindagem de ferro. Figura 3: Gráfico do fator de Transmissão X Espessura de chumbo

12 Figura 4: Gráfico do fator de Transmissão X Espessura de concreto Figura 5: Gráfico do fator de Transmissão X Espessura de ferro Já o resultado para o concreto, na figura 4, mostra uma diferença substancial entre o TVL e o resultado para o Monte Carlo. A tabela 4 mostra o fator de transmissão Monte Carlo para o chumbo, concreto e ferro. Tabela 4: fatores de transmissão para o chumbo, concreto, ferro

13 Fatores de Transmissão Blindagem Chumbo Concreto Ferro 0 1,0000 1,0000 1, ,8912 0,9583 0, ,7873 0,9088 0, ,6905 0,8519 0, ,6021 0,7889 0, ,5227 0,7218 0, ,4522 0,6528 0, ,3903 0,5842 0, ,3362 0,5180 0, ,2892 0,4558 0, ,2485 0,3987 0, ,1831 0,3008 0, ,1347 0,2243 0, ,0990 0,1662 0, ,0728 0,1227 0, ,0535 0, ,0247 0, ,0114 0, ,0024 0, ,0005 0, Fonte: Madsen at al.

14 F-18 ou FDG O FDG (flúor-desoxi-glicose) pode se fixar no cérebro, coração, medula óssea, intestino, rins e músculos. Pode também concentrar-se em vários tumores metabolicamente ativo, tornando-se um poderoso agente para o diagnóstico de diversos cânceres. O paciente deve ficar em repouso, mas em estado consciente antes e após a administração do FDG, o tempo de repouso é de 30 a 90 minutos dependendo do tipo de exame e da prática da clínica de Medicina Nuclear. O quarto do paciente deve ter uma proteção radiológica para a fase de repouso, que também é um requerimento para toda instalação do PET (Pósitron Emission Tomography) e deve ser incluído no planejamento. Deve-se observar que uma instalação destinada à prática de PET muitas vezes tem mais do que um paciente na área de repouso e isso precisa ser considerado ao se realizar os cálculos de proteção. Depois do período do repouso, o paciente deverá urinar eliminando assim uma quantidade de radioatividade acumulada na bexiga, aproximadamente 15% a 20% da atividade administrada. O Task Group² aconselha que a instalação possua um banheiro reservado exclusivo ao paciente do PET (Pósitron Emission Tomography) dentro das instalações e próximo a área de imagem. Depois de esvaziada a bexiga, o paciente é posicionado para o exame em intervalos de 15 a 60 minutos. O paciente pode ser liberado imediatamente após o exame ou pode ir para uma área de espera enquanto o estudo de PET é analisado. Se o paciente permanecer na clínica um tempo após o término do exame, esta área deve ser incluída no planejamento de segurança radiológica. Devido à alta penetração da radiação, todas as áreas adjacentes nas proximidades da clínica de exame PET devem ser consideradas nos cálculos de proteção, incluindo áreas acima e embaixo da clínica PET, bem como áreas adjacentes do mesmo piso. 2.3 Fatores para o cálculo da proteção radiológica Um dos fatores que precisamos considerar é o paciente como uma fonte primária de radiação. Na tabela 5 apresenta os parâmetros que serão usados nos cálculos da proteção radiológica. Tabela 5: parâmetros para os cálculos de blindagem PET Parâmetros Definições Equações Ao Atividade Administrada(MBq) - t Tempo (h) -

15 tu Tempo de Repouso - ti Tempo de Filmegem - D(t) Dose total por Tempo(µSv) - D(0) Taxa de Dose Inicial(µSv/h) - T½ Tempo de Meia Vida do Radionuclídeo - Rt Fator da Redução de dose do tempo excedente 1,443 (T½/t) {1-exp[-0,693 (t/t½)]} Rtu Fator da Redução de dose do tempo excedente do repouso 1,443 (T½/tu) {1- exp[-0,693 (tu/t½)]} Rti Fator da Redução de dose do tempo excedente da imagem 1,443 (T½/ti) {1- exp [-0,693 (tu/ T½)]} Nw Número de Pacientes por semana - d Distancia da Fonte a Barreira (m) - Fu Fator de Decaimento do Tempo de Repouso = exp [-0,693 (tu/ T½)] T Fator de Ocupação - P B Dose Limite Semanal Fator de Transmissão: Sala de Repouso - =10,9 P d²/[t Nw Ao tu(h) Rtu] Sala de Filmagem Fonte: Madsen at al. =12,8 P d²/[t Nw Ao Fu ti(h) Rti] A taxa de dose constante para o FDG utilizada para os cálculos de blindagem, segundo o Task Group² será 0,143 µsv m² / MBq h, e a taxa de dose associada com 37MBq (1mCi) do F-18 é 5,3µSv / h a um metro de distância de uma fonte pontual não protegida. Como o corpo absorve parte da radiação, a taxa de dose do paciente é reduzida por um fator significante. Dessa forma o Task Group² recomenda para o paciente uma taxa de dose de 0,092 µsv m² / MBq h (3,4 µsv m² / h / 37 MBq) imediatamente após a administração. Isso corresponde a um fator de absorção

16 corporal efetivo de 0,36, que está em acordo com o fator de 0,34 calculado para fótons de 500 kev por Snyder et al, panfleto MIRD nº 5. Por causa do decaimento radioativo e a curta meia vida do radioisótopo do PET (Pósitron Emission Tomography), o total de dose de radiação recebida, D(t), durante um período de tempo t, é menor que o produto da taxa de dose inicial [D(0) t]. Assim o fator de redução, Rt, é calculado como: [1] Para o F-18, isso corresponde para fator Rt de 0,91, 0,83 e 0,76 para t = 30, 60 e 90 minutos, respectivamente. Segundo os valores baseados no ICRP (International Commission on Radiological Protection), as instalações devem ser protegidas quanto a dose efetiva equivalente em áreas não controladas, exceder 1,0 msv/ano. O limite 1,0 msv/ano significa uma dose limite semanalmente de 20,0 µsv, e esse limite torna-se o fator determinante para os cálculos de proteção em áreas não controladas, que são áreas livres ao público em geral. A dose limite ocupacional em áreas controladas, onde somente os trabalhadores da área de radiação e os pacientes são expostos à radiação ionizante, é de 50,0 msv/ano. No entanto os cálculos de proteção usam um nível alvo de 5,0 msv/ano em áreas controladas de acordo com o princípio ALARA (As Low As Reasonable Achievable, ou tão baixos quanto racionalmente exeqüível ). Assim, o princípio ALARA procura com que as exposições sejam menores possíveis, pressupondo um fator custo x beneficio, que talvez as exposições não possam ser imediatamente reduzidas, aconselhando-se planejar ao longo prazo.

17 MATERIAIS E MÉTODOS A primeira etapa para a construção do programa, realizado neste trabalho, foi a aprender a linguagem JAVA e a programação nesta plataforma, freqüentei cursos básicos com modulo de I a IV em linguagem JAVA na ETB (Escola Técnica de Brasília), e iniciação cientifica ministrada pelo professor Bernardo Mello. E leituras de bibliografia relacionada ao tema, principalmente o artigo do Task Group² em que encontrei importantes subsídios teóricos sobre a proteção radiológica da Tomografia PET (Pósitron Emission Tomography) CT (Computer Tomography). Além de fazer o curso de Projetos de Blindagens Estruturais para Salas de PET/CT pelo Instituto de Eletrotécnica e Energia (IEE) em abril de O Task Group² apresenta vários fatores que afetam a quantidade de proteção necessária para a instalação do PET (Pósitron Emission Tomography) CT (Computer Tomography). Desses incluem o número de pacientes, a quantidade de radiotraçador administrada por paciente, tempo de duração que cada paciente permanece nas instalações, e a localização das instalações e o ambiente em geral. Por causa dos números de variáveis envolvidas determinando a atividade administrada, torna-se necessária colher informações de estudos ministrados nas clínicas, e o tempo de repouso do paciente. Admitindo que a dose do FDG seja 555 MBq (15 mci) para um tempo de repouso de 60 minutos. Quando o paciente realiza um exame PET precisa de um período de repouso para a captação do radioisótopo no organismo, esse período de repouso do paciente varia de clínica para clínica, mas normalmente é na faixa de 30 a 90 minutos. Assim a dose total para os cálculos do quarto de repouso em um ponto d em metros do paciente durante o tempo (tu) de repouso é: [2]

18 E se considerarmos o numero de pacientes (Nw) examinados por semana o total de dose semanal é: [3] Assim o fator de transmissão (B) para os cálculos da sala de repouso, segundo o Task Group² é : 10.9 P d² B = [4] T Nw Ao tu Rtu Onde T é o fator de ocupação e P é a dose limite semanal em µsv. Para áreas não controladas P = 20 µsv, corresponde para o 1,0 msv/ano limite para o público geral e para áreas controladas P = 100 µsv para ALARA. Assim, para áreas não controladas: [5] ou [6] E, para áreas controladas em nível ALARA [7] ou [8] As equações [5] e [7] consideram a atividade (Ao) em Becquerel (Bq) e as equações [6] e [8] consideram a atividade (Ao) em Curie (Ci). O programa em JAVA foi desenvolvido para as equações com atividade (Ao) em Becquerel (Bq), por ser a unidade do Sistema Internacional.

19 Já os cálculos de proteção para a sala de imagem é similar ao cálculo da sala de repouso. O tempo entre a fase de repouso e a filmagem tem atividade administrada reduzida no paciente por um fator Fu = exp[-0,693 tu(minuto) / 110 minutos] onde tu é o tempo de repouso. Em muitos casos o paciente estará de bexiga vazia antes da filmagem, removendo aproximadamente 15% da atividade administrada, cuja taxa de dose é de 0,85, então a dose semanal de uma distância d da fonte é calculada como: [9] Fator de Transmissão (B) para a sala de filmagem: [10] Áreas não controladas com P = 20 µsv [11] Áreas controladas P = 100 µsv, nível ALARA: [12] O fator de decaimento para o F-18 de 1 hora,. Os detectores da tomografia PET podem proporcionar uma redução substancial de taxa de dose nas paredes. Isso depende da geometria e o local da tomografia no quarto bem como o tipo e método do exame. A radiação liberada dentro do exame é aproximadamente 100% protegido e a largura axial de muitos exames PET é 16,0 a 18,0 cm, assim, para uma determinada posição da cama do exame, pode-se reduzir a dose em 20%. Deve-se considerar também o tempo necessário para trazer o paciente do quarto e posicioná-lo para o exame, assim a redução efetiva é de 15%. Os dados do fator de transmissão (B) calculado pelo método de Monte Carlo de acordo com o modelo de Archer, e dado por:

20 [13] Os parâmetros alfa (α), beta (β) e gama (γ) adequam-se ao resultado do Monte Carlo para o modelo Archer, e são apresentados na tabela 5, onde x corresponde à espessura da blindagem a ser utilizada. Se invertermos essa equação, para obter a espessura ( x ) em função da transmissão teremos:. [14] Tabela 6: parâmetro apropriado para dados da transmissão de largos feixe de 511keV Material da Blindagem α (cm ¹) β (cm ¹) γ (cm ¹) Chumbo Concreto Ferro Fonte: Madsen at al. Com o programa proposto nesse projeto não será necessário fazer os cálculos das equações [13] e [14] e utilizar os parâmetros da tabela 6. Os cálculos do fator de transmissão (B), espessura e tipo de blindagem será dado conforme a escolha do usuário, se para sala de repouso ou filmagem, inserindo valores nos parâmetros do tempo de repouso ou filmagem, números de pacientes por semana, atividade administrada e distância da fonte.

21 RESULTADOS E DISCCUSSÃO Apresenta-se a abaixo exemplos do programa desenvolvido na plataforma JAVA para cálculos de blindagem PET (Pósitron Emission Tomography) CT (Computed Tomography). A página inicial apresenta as opções de cálculo que podem ser realizadas, a escolha de uma das opções direcionará a página correspondente ao cálculo desejado, nesta página o usuário tem ainda a possibilidade de acessar exemplos, artigos e as demais opções como pode ser visto na figura 6 que representa a página inicial do programa. Figura 6: Página Inicial Após a escolha do tipo de cálculo, outra janela se abrirá permitindo inserir os valores necessários ao cálculo do fator de transmissão B. Uma vez inseridos os valores o usuário aciona o botão CALCULAR B, em seguida aparecerá o resultado do cálculo do fator de transmissão na tela e se necessita ou não de blindagem.

22 Necessitando de blindagem o usuário escolhe o tipo de blindagem, podendo ser chumbo, concreto ou ferro, após a escolha aparecerá o valor da espessura da barreira de blindagem adequada aos valores dos parâmetros inseridos. Abaixo os exemplos discutidos no artigo do AAPM e imagens desses exemplos calculados no programa JAVA, que serviram para testar e aperfeiçoar o programa. 4.1 Sala de Repouso Figura 7: Exemplo para a sala de repouso Qual é o fator de transmissão em uma área não controlada, com T = 1, em um ponto a 4m da cama do paciente na sala de repouso? Admitindo Ao = 555 MBq de FDG, Nw = 40 e tu = 1h. Como a área não é controlada consideramos P = 20µSv e para tu = 60 minutos, calcula-se o Rtu = 0,83 para o FDG com a meia vida de 110 minutos. Para a sala de repouso usaremos a equação [4], sendo d = 4,0m. [15] Com B = 0,189, encontra-se na tabela 4 os valores da espessura da barreira de blindagem para 1,2 cm de chumbo ou 15,0 cm de concreto. Utilizando esses mesmos valores no programa encontrou valores iguais para o fator de transmissão e para a espessura da blindagem, conforme o exemplo do artigo. A figura 7 mostra o cálculo de blindagem para a sala de repouso feito no programa.

23 Figura 8: cálculo para a sala de repouso 4.2 Sala de Filmagem Figura 9 : Exemplo para a sala de filmagem Qual é o fator de transmissão durante o procedimento de filmagem PET em um ponto localizado a 3m do paciente, sendo T=1? Admitindo Ao = 555 MBq de FDG, Nw = 40 e tu = 1h e ti = 30minutos. Para área não controlada P = 20µSv, quando tu = 60 minutos, Fu = 0,68; e para ti = 30minutos teremos Rti = 0,91, sendo FDG de 110 minutos. Para o cálculo da sala de filmagem usa-se a equação [10], com d = 3,0 m. [16]

24 De acordo com a tabela 4 serão necessários 0,8 cm de chumbo ou 11,0 cm de concreto para a blindagem. E da mesma forma usando o programa encontra-se os mesmos valores do artigo do Task Group². Figura 10: cálculos para a sala de filmagem 4.3 Teto Figura11: Exemplo para o teto e o piso. Quanto de proteção é necessário para uma área não controlada acima da sala de repouso PET? Sendo, Ao = 555 MBq de FDG, Nw = 40 e tu = 1h. A altura da sala é 4,3m e tem 10,0cm de concreto entre o piso e o teto.

25 d = (4,3-1) + 0,5 = 3,8m [17] [18] Figura 12: cálculo para teto 4.4 Piso Qual a proteção necessária para uma área não controlada no andar debaixo de um quarto de repouso PET? Sendo, Ao = 555 MBq de FDG, Nw = 40 e tu = 1h. A altura da sala é 4,3m e tem 10,0 cm de concreto entre o piso e o teto. d = (4,3 + 1) - 1,7 = 3,6m [19] [20]

26 Figura 13: cálculo para o piso Usando a tabela 4, tanto para os exemplos do teto e do piso a espessura é associada com 1,3cm de chumbo ou 17,0 cm de concreto. Como o piso já tem 10,0 cm de concreto que equivale 0,65 cm de chumbo, então adiciona 0,65 cm de chumbo ou 7,0 cm de concreto numa instalação PET.

27 CONCLUSÃO O cálculo da proteção requerida para instalações PET é diferente de outras técnicas de diagnósticos por imagem. Isso é devido ao poder de penetração dos fótons resultantes da aniquilação elétron-pósitron (511 kev), além do fato de que o paciente é a fonte constante de radiação durante todo o procedimento. Assim, planejando cuidadosamente a instalação de uma clínica com PET, e com a orientação de um físico médico qualificado é possível produzir um custo efetivo baixo na arquitetura mantendo o padrão de radiação segura. O presente trabalho mostra que para instalações novas pode-se usar concreto ou chumbo, ou ainda a combinação dos dois, suficiente para alcançar o fator de proteção necessária, mas em instalações pré-existentes pode ser necessário a aplicação de uma camada de chumbo, além do concreto já existente, para complementação da blindagem necessária. Ao planejar novas instalações destinadas ao PET-CT deve-se considerar as limitações regulamentadas e a proximidade com áreas não controladas. Estes deverão preferencialmente está localizada distante do quarto de repouso e da sala de filmagem PET para um maior custo-benefício. Desta forma o programa aqui apresentado, desenvolvido na plataforma JAVA atende às necessidades dos cálculos de blindagem para instalações de PET/CT, facilitando aos que desejem projetar tais instalações sem exigir a manipulação direta das equações e realização de cálculos complexos. Possibilitando também alterações que se façam necessárias no decorrer da execução da obra ou posteriores. Como perspectiva complementar ao trabalho aqui apresentado, é publicá-lo na rede web para que os usuários tenham o livre acesso ao programa, e futuramente inserir uma animação em flash simulando uma clínica de Medicina Nuclear, dando dinamismo ao paciente. Além da possibilidade de ingressar no mestrado da área de Física Médica. 6 BIBLIOGRAFIA

28 BIRAL, Antonio Renato. Radiações ionizantes para médicos, físicos e leigos. Florianópolis: Insular, MADSEN, M. T. et al, AAPM Task Group 108: PET and PET/CT Shielding Requirements. Medical Physics, Vol. 33, N 1, Janeiro BITTELI, Thomaz. Física e Dosimetria das Radiações. 2.ed. São Paulo: Editora Atheneu; Centro Universitário São Camilo, MACHADO, A.C.B.; PLEITEZ, V.; TIJERO, M.C., Usando a antimateria na medicina moderna. Instituto de Medicina Teórica, Universidade Estatual Paulista, SP, maio/ OLIVEIRA, R. ET AL, Preparações radiofarmacêuticas e suas aplicações. Revista Brasileira de Ciências Farmacêuticas, Vol.42, Nº 2, Abril/Junho TAUHATA, Luíz. ; SALATI, Ivan P.A. ; PRINZIO, Renato Di e PRINZIO, Antonieta R.Di., Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos. Instituto de Radioproteção e Dosimetria, e Comissão Nacional de Energia Nuclear. 5 Revisão agosto/2003, RJ.

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