Determinação do Valor de G para Dosimetria Fricke em Acelerador Linear de 6 MV, Cobalto 60 e Irídio 192

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1 EQ. EQ. EQ EQ EQ EQ EQ EQ.2.23 Cada 2.25 Cada EQ.2.21 Cada EQ.2.19 EQ Produtos H 2.20 OH H 2.15 EQ primários 2.13 EQ. 3 EQ EQ EQ da EQ Radiólise 2 O forma forma 2Fe +3 MINISTÉRIO DA DEFESA um Fe +3 da água EXÉRCITO BRASILEIRO DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA CURSO DE MESTRADO EM ENGENHARIA NUCLEAR LEO DE OLIVEIRA FRANCO Determinação do Valor de G para Dosimetria Fricke em Acelerador Linear de 6 MV, Cobalto 60 e Irídio 192 Rio de Janeiro 1

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3 2010 INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA Leo de Oliveira Franco Determinação do Valor de G para Dosimetria Fricke em Acelerador Linear de 6 MV, Cobalto 60 e Irídio 192 Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear. Orientadores: Sérgio Gavazza PhD. Carlos Eduardo V. de Almeida - PhD. 2

4 c2010 Rio de Janeiro 2010 INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA Praça General Tibúrcio, 80 Praia Vermelha Rio de Janeiro RJ CEP: Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá incluílo em base de dados, armazenar em computador, microfilmar ou adotar qualquer forma de arquivamento. É permitida a menção, reprodução parcial ou integral e a transmissão entre bibliotecas deste trabalho, sem modificação de seu texto, em qualquer meio que esteja ou venha a ser fixado, para pesquisa acadêmica, comentários e citações, desde que sem finalidade comercial e que seja feita a referência bibliografia completa. Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do autor e dos orientadores. 3

5 INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA Leo de Oliveira Franco Determinação do Valor de G para Dosimetria Fricke em Acelerador Linear de 6 MV, Cobalto-60 e Irídio-192 Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear. Orientador: Sérgio Gavazza PhD. Co-orientador: Carlos Eduardo V. de Almeida PhD Aprovada em 13 de abril de 2010 pela seguinte banca examinadora: Prof. Sérgio Gavazza PhD do IME Presidente Prof. Carlos Eduardo Veloso de Almeida PhD da UERJ Prof. Ronaldo Glicério Cabral PhD do IME Prof. Mihail Lermontov PhD da UFF Renato Di Prinzio D.C. da CNEN 4

6 Rio de Janeiro 2010 Ao Thor (in memoriam), fiel amigo e companheiro 5

7 AGRADECIMENTOS A meus PAIS, por sempre se esforçarem para que eu pudesse ter as melhores oportunidades em minha vida; sem eles, nada disso seria possível. À minha noiva Carolina, que muitas das vezes faltei com a atenção devida, por ter que me dedicar aos estudos, mas mesmo assim sempre me apoiou e incentivou. Ao meu irmão Daniel, que apesar de não ser Físico e sim Educador Físico, sempre tentou me ajudar. Ao Amigo Victor, pelas incansáveis discussões, pelos dias e noites de estudos (desde a faculdade) e, é claro, pelos muitos e muitos goles de cerveja. Ao Prof. Carlos Eduardo, por me ter feito estudar vários finais de semana, por me ter feito abdicar das cervejas, às vezes da namorada, e de outras coisas mais. Mesmo assim eu só tenho a agradecer. À Marilene, pela ajuda nas medidas e nas leituras dos dados, uma das peças fundamentais para o fechamento deste quebra-cabeça. Ao Prof. Gavazza, pelas discussões e incentivos essenciais para minha formação de mestre em Engenharia Nuclear. A todos do LCR, em especial Mariano e Evandro, pelas inúmeras discussões desde o tempo da iniciação científica. Ao Jorge, que, mesmo por pouco tempo no Brasil, passou muitas informações pertinentes ao trabalho. Ao Sibata e Fred, pelas dicas e ajudas. Ao Guilhermão, por ter aberto as portas de seu maravilhoso restaurante para que Victor e eu pudéssemos nos fartar de boa comida. Ao ilustríssimo Joel Gonçalves, pela grande ajuda e torcida para conclusão deste trabalho. Ao Dr. Canary, pela disponibilidade do serviço de Radioterapia do HUCFF. A todos da SE/7 IME. A Evangelina e Patricia, por várias vezes que precisei da ajuda delas. Por último, mas não menos importantes, todos que eram para estar aqui e que porventura esqueci. 6

8 SUMÁRIO LISTA DE ILUSTRAÇÕES 10 LISTA DE TABELAS. 13 LISTA DE SIGLAS INTRODUÇÃO 17 2 FUNDAMENTOS TEÓRICOS Interação da Radiação com a Matéria Radiação Diretamente Ionizante Radiação Indiretamente Ionizante Efeito Fotoelétrico Efeito Compton Produção de Pares Radioterapia Braquiterapia Braquiterapia de Alta Taxa de Dose (HDR) Fluência de Fótons e Fluência de Energia Dose Absorvida Kerma Poder de freamento - Stopping Power Equilíbrio Eletrônico Máximo Build-up Percentual de Dose Profunda PDD Transferência Linear de Energia LET Radiações de Baixo LET Radiações de Alto LET Dosímetro Químico Rendimento Químico para Irradiação G Valor de G Variação da Densidade Óptica Coeficiente de Extinção Molar Caminho Óptico Technical Reports Series TRS Nº Parâmetros Básicos do TRS Nº TRS Nº398 para Co TRS Nº398 para 6MV Task Group Report 43 TG Nº Constante de Taxa de Dose Fator Geométrico Função Radial de Dose Função Anisotrópica Intensidade de Kerma no Ar Aproximação da Fonte Isotrópica no Ponto MATERIAIS EMPREGADOS

9 3.1 Espectrofotômetro Câmara de Ionização Eletrômetro Fantoma Suportes para o Dosímetro Químico e Câmara de Ionização Termômetro Barômetro Dosímetro Fricke Cubetas Água Mili-Q Pipetas Pasteur Lenços de Papel Fonte de HDR Acelerador Linear Aparelho de Teleterapia Co METODOLOGIA PARA DETERMINAÇÃO DO VALOR DE G Irradiação no Ir Irradiação no acelerador linear com 6MV Irradiação no aparelho de Co Leitura do Espectrofotômetro ANÁLISE DOS RESULTADOS OBTIDOS Fótons de 6MV Determinação do Fator de Calibração do LINAC Cálculo da Dose para 6MV Valores de G para 6MV Planura do Feixe de 6MV Incertezas associadas Co Cálculo da Dose para Co Valores de G para Co Planura do feixe para Co Incertezas associadas Ir Cálculo da Dose para Ir Valores de G para Ir Simetria da Geometria para Ir Resposta da Solução Fricke Incertezas associadas Valores de G para Ir-192, Co-60 e 6MV Análises CONCLUSÕES E SUGESTÕES REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

10 FIG. 2.1 LISTA DE ILUSTRAÇÕES Importância relativa dos diversos processos de interação dos fótons com a matéria FIG. 2.2 Representação do efeito fotoelétrico FIG. 2.3 Representação do efeito Compton FIG. 2.4 Representação do efeito de produção de pares FIG. 2.5 Acelerador linear, aparelho usado nos dias atuais para FIG. 2.6 FIG. 2.7 tratamentos radioterápicos Aparelho de braquiterapia HDR GammaMed Plus do serviço de Radioterapia do HUCFF utilizado nas medições Gráfico modificado da dose em profundidade pela energia para diferentes tipos de feixe FIG. 2.8 Demonstrativo das coordenadas polares da fonte de Ir FIG. 3.1 Interior de uma câmara tipo Farmer FIG. 3.2 Câmara de ionização PTW TN30011 utilizada nas medições FIG. 3.3 Gráfico ilustrativo da resposta de diferentes tipos de detectores com a tensão aplicada FIG. 3.4 Fantoma PTW, modelo 4322 utilizado nas medições FIG. 3.5 Vista superior do fantoma PTW, modelo 4322, utilizado nas FIG. 3.6 FIG. 3.7 FIG. 3.8 FIG. 3.9 FIG. 4.1 medições (foto do autor) Suporte para posicionamento dos dosímetros e da câmara para irradiação no Ir Suporte para posicionamento dos dosímetros Fricke e da câmara para irradiação no Co-60 e no 6MV Luva de PMMA para a câmara de ionização, solução Fricke e fonte de Ir Acelerador Linear Clinac 2100C do serviço de Radioterapia do HUCFF utilizado nas medições Diagrama das configurações utilizadas para as medidas no HDR (vista de cima)

11 FIG. 4.2 FIG. 4.3 Desenho demonstrativo da vista transversal do fantoma com as luvas de PMMA, solução Fricke e fonte de Ir-192 durante a irradiação Foto do fantoma utilizado nas medidas com Ir-192, com as luvas de PMMA posicionadas nas respectivas posições de irradiação FIG. 4.4 Foto do arranjo experimental para as medidas no Ir FIG. 4.5 Diagrama das configurações utilizadas para as medições no FIG. 4.6 LINAC de 6MV e Co Foto do fantoma utilizado nas medições com o LINAC de 6MV e Co-60, com as luvas de PMMA posicionadas nas respectivas posições de irradiação FIG. 4.7 Foto do arranjo experimental para as medições do 6MV FIG. 4.8 Foto do arranjo experimental para as medições do Co FIG. 5.1 Gráfico das medições a 5cm de profundidade na posição 1 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência FIG. 5.2 Gráfico das medições a 5cm de profundidade na posição 2 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência FIG. 5.3 Gráfico das medições a 5cm de profundidade na posição 3 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência FIG. 5.4 Gráfico das medições a 10cm de profundidade na posição 1 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência FIG. 5.5 Gráfico das medições a 10cm de profundidade na posição 2 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência FIG. 5.6 Gráfico das medições a 10cm de profundidade na posição 3 FIG. 5.7 para 6MV, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das medições a 5cm de profundidade nas 3 posições para 6MV, com os respectivos valores das leituras médias, barra de referência e valor da leitura média total FIG. 5.8 Gráfico das medições a 10cm de profundidade nas 3 posições para 6MV, com os respectivos valores das leituras médias, 66 10

12 FIG. 5.9 FIG FIG FIG FIG FIG FIG FIG FIG FIG FIG barra de referência e valor da leitura média total... Gráfico da planura do feixe de 6MV para as duas profundidades trabalhadas, 5 e 10cm com SSD = 100cm Gráfico das medidas a 5cm de profundidade na posição 1 para Co-60, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das medidas a 5cm de profundidade na posição 2 para Co-60, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das medidas a 5cm de profundidade na posição 3 para Co-60, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das medidas a 5cm de profundidade nas 3 posições para Co-60, com os respectivos valores das leituras médias, barra de referência e valor da leitura média total Gráfico das leituras de G na posição 1 para Ir-192, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das leituras de G na posição 2 para Ir-192, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das leituras de G na posição 3 para Ir-192, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das leituras de G na posição 4 para Ir-192, com o valor médio das leituras de G e barra de referência Gráfico das leituras de G nas posições1, 2, 3 e 4 para Ir-192, com os respectivos valores das leituras médias, barra de referência e valor da leitura média total Figura explicativa da geometria das medidas das doses em cada posição do arranjo experimental (vista de cima) FIG Gráfico dos valores de G para Ir-192, Co-60 e 6MV FIG Gráfico retirado do trabalho de Almeida, com os valores de G TAB. 2.1 para diferentes energias LISTA DE TABELAS Parâmetros de referência para dose absorvida na água em Co TAB. 2.2 Estimativa da incerteza da dose absorvida segundo TRS Nº TAB para Co Parâmetros de referência para dose absorvida na água em 6MV

13 TAB. 2.4 Estimativa da incerteza da dose absorvida segundo o TRS N 398 para 6MV TAB. 3.1 Características técnicas do espectrofotômetro TAB.5.1 Tabela com os valores da calibração do LINAC TAB. 5.2 Fatores para a determinação das unidades monitoras TAB. 5.3 Incertezas associas as medidas do valor de G para o acelerador linear de 6MV TAB. 5.4 Fatores para determinação do tempo de irradição TAB. 5.5 Incertezas associas as medidas do valor de G para o Cobalto- TAB. 5.6 TAB Doses medida pela câmara de ionização em cada posição do arranjo experimental do Ir Tabela dos valores da resposta da solução Fricke a diferentes doses TAB. 5.8 Incertezas associas as medidas do valor de G para o Ir LISTA DE SIGLAS AAPM ALARA ASTM CPE CSDA EABS ESTRO HDR HUCFF IAEA INCA American Association of Physicists in Medicine As Low As Reasonably Achievable American Society for Testing Materials Charted Particle Equilibrium Continuous Slowing Down Approximation Energy Absorption European Society for Therapeutic Radiology and Oncology High Dose Rate Hospital Universitário Clementino Fraga Filho International Atomic Energy Agency Instituto Nacional do Câncer 12

14 KERMA LINAC LNMRI LET MLC PDD PMMA PSF SSD TRS TG TPS UM Kinetic Energy Released per unit Mass Linear Accelerator Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes Linear Energy Tranfer Multi-leaf Collimators Percentual Dose Depth Polimetilmetacrilato Phase Space File Source Surface Distance Technical Report Series Task Group Treatment Planning System Unidades Monitoras RESUMO O dosímetro Fricke é um dosímetro químico que tem o sulfato ferroso como base, sendo um dos dosímetros químicos mais utilizados. O dosímetro Fricke pode ser utilizado para várias energias e diferentes feixes. Com o dosímetro Fricke podese alcançar uma boa resposta em relação à linearidade, reprodutibilidade e acurácia das medidas sendo possível de obter-se uma precisão de 0,1% para Co-60, elétrons e raios-x de alta energia. O dosímetro Fricke é composto por 96% de água em relação ao seu peso, sendo assim, tem-se uma atenuação da radiação sobre o dosímetro similar a atenuação da radiação sobre a água, sendo ele utilizado em vários laboratórios padrões como dosímetro absoluto. Durante a interação da radiação ionizante com o dosímetro, há mudanças químicas na solução, convertendo os íons de Fe 2+ em Fe 3+, sendo esta mudança relacionada diretamente com a dose absorvida. Este trabalho teve como finalidade, a determinação do valor G para as energias de 6MV com a utilização de acelerador linear, Co-60 com a utilização de aparelho de teleterapia e do Ir-192 com a utilização de um aparelho de braquiterapia de alta taxa de dose HDR (High Dose Rate). As irradiações da solução Fricke nas 13

15 energias acima, foram feitas com o auxílio de um suporte de PMMA (Polimetilmetacrilato), simulando a geometria da câmara de ionização onde foram inseridos os químicos Fricke. Após a irradiação a solução foi lida em um espectrofotômetro onde foi medida a absorbância da solução modificada em relação ao padrão devido à formação de Fe +3. Através desta absorbância pode-se determinar o valor de G. Os resultados encontrados mostraram-se bem consistentes com desvios percentuais da ordem de 1%, viabilizando suas utilizações para calibração de dosímetros Fricke nesta faixa de energia. ABSTRACT The Fricke dosimeter is a chemical dosimeter that has ferrous sulfate as a base, one of the most widely used chemical dosimeters. The Fricke dosimeter can be used for several different energies and beams. With the Fricke dosimeter one can achieve a good response for the linearity, reproducibility and accuracy of measurements being able to obtain an accuracy of 0.1% for Co- 60, electrons and x- rays of high energy. The Fricke dosimeter is composed of 96% water in relation to its weight, so it has an attenuation of radiation dosimeter similar to the radiation on water, being used in several standards laboratories as absolute dosimeter. During the interaction of radiation with the dosimeter, there are chemical changes in the solution, converting the ions Fe +2 in Fe +3, and this change is directly related to the absorbed dose. This study was aimed to the determination of the G value for energy from 6MV with the use of linear accelerator, Co-60 with the use of a teletherapy unit and Ir-192 with the use of an HDR (High Dose Rate) brachytherapy unit. The irradiation of the Fricke solution with the above energies was carried out with the aid of a base of PMMA, simulating the geometry of the ionization chamber where the Fricke chemical 14

16 were inserted Fricke. After irradiation the solution was read in a spectrophotometer where the absorbance of the solution changed from the default due to the formation of Fe +3. Through this absorbance the value of G could be determined. The results show to be very consistent with percentage deviations of the order of 1%, enabling their use for calibration of Fricke dosimeters in this energy range. 1- INTRODUÇÃO Os dosímetros químicos fornecem informações devido às transformações que os mesmos sofrem durante a interação com a radiação em meios apropriados. Grandes números de sistemas químicos vêm sendo estudados, entretanto, apenas alguns deles têm sucesso. Pode-se destacar, dentre os dosímetros químicos com sucesso, a solução Fricke, seja ela em gel ou líquida. O dosímetro Fricke foi desenvolvido em 1927 por Hugo Fricke e Stern Morse, baseando-se na oxidação que o sulfato ferroso sofria devido à interação da radiação com o dosímetro. Este dosímetro possui uma exatidão na medida em unidades de dose absoluta em torno de 1 a 2% (Attix e William, 1966). A calibração de dosímetros Fricke é a medida do rendimento químico da solução (G(Fe +3 )). Apesar de se esperar que o G(Fe +3 ) seja aproximadamente independente da energia para todas as radiações de baixo LET (Linear Energy Tranference), os dados existentes não são adequados para desprezar a possibilidade de mudanças percentualmente pequenas com a qualidade do feixe. Quando um dosímetro Fricke de alta exatidão, calibrado para uma determinada qualidade de feixe de baixo LET, é usado para medir a dose absorvida de outra qualidade de feixe de baixo LET, a 15

17 exatidão da medida de dose absorvida é limitada pela incerteza no valor G(Fe +3 ) (Klassen et al, 1999). O dosímetro Fricke aquoso tem características semelhantes à água por possuir 96% do seu peso constituído por água, ou seja, não havendo interferência que seja significante em suas medidas em água. O dosímetro possui, entretanto, algumas desvantagens em relação ao seu manuseio como qualquer outro dosímetro químico, pois sofre a influência de impurezas orgânicas. Considerando a variação que o valor de G sofre devido às energias e de seu valor ser encontrado, em sua maioria, em curvas interpoladas, viu-se a necessidade de determinar o valor de G para algumas energias utilizadas em Radioterapia. 2- FUNDAMENTOS TEÓRICOS 2.1- INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA A radiação pode ser classificada em radiação ionizante e não ionizante. A radiação ionizante, por sua vez, pode ser direta ou indiretamente ionizante. A não ionizante não será abordada neste estudo RADIAÇÃO DIRETAMENTE IONIZANTE A radiação diretamente ionizante transfere sua energia diretamente para o meio material, através de interações de força coulombiana ao longo de sua trajetória. Pode-se destacar a radiação (partícula carregada de massa igual a do elétron emitida pelo núcleo) e (núcleo de hélio, constituído por 2 prótons e dois nêutrons) RADIAÇÃO INDIRETAMENTE IONIZANTE 16

18 As radiações indiretamente ionizantes transferem suas energias para partículas carregadas no meio que atravessam. As partículas carregadas, por sua vez, transferem energia para o meio material como as radiações diretamente ionizantes. Podem-se destacar a radiação gama e X. Ambas têm propriedades físicas essencialmente idênticas, porém, são de origem diferente: os raios-x têm origem na eletrosfera e os raios- são originados no núcleo. A interação da radiação gama e dos raios-x com a matéria ocorre principalmente através do Efeito Fotoelétrico, Efeito Compton e Produção de Pares, efeitos estes que serão abordados com mais ênfase neste trabalho. A figura 2.1 mostra a relação destes efeitos com a energia e do material absorvedor. FIG. 2.1 Importância relativa dos diversos processos de interação dos fótons com a matéria. 17

19 EFEITO FOTOELÉTRICO No processo de absorção fotoelétrica, o fóton interage com o átomo absorvedor onde o mesmo desaparece completamente, dando origem a um fótonelétron energético que é ejetado pelo átomo das camadas superficiais (Knoll,1999). A energia cinética do fóto-elétron ejetado é bem definida: Ec= hν-eb Onde, h: constante de Plank : freqüência da radiação Eb: energia de ligação do elétron orbital O efeito fotoelétrico é predominante para baixas energias e com elementos químicos de número atômico (Z) alto. A probabilidade aumenta com Z 4 e decresce com o aumento da energia; mais de 80% das interações primárias ocorrem na camada K. A figura 2.2 representa o efeito fotoelétrico. 18

20 FIG Representação do efeito fotoelétrico EFEITO COMPTON O fóton incidente é espalhado por um elétron das últimas camadas, isto é, fracamente ligado ao átomo, que recebe parte da energia do fóton. O fóton espalhado terá uma energia menor e uma direção diferente daquela do fóton incidente. Ocorre predominantemente nas camadas externas do átomo, para uma faixa de energia entre 100 e 2000 kev, aproximadamente. A figura 2.3 representa o efeito Compton. FIG Representação do efeito Compton. 19

21 A expressão que demonstra a energia transferida e o ângulo de espalhamento pode ser simplesmente derivada da equação de conservação e momento (Knoll, 1999). hν'=hν1+hνm0c2( 1- cosθ) Onde, h : energia do fóton espalhado. h : energia incidente. m 0c²: energia da massa de repouso do elétron (0,511MeV). θ: ângulo de espalhamento PRODUÇÃO DE PARES Se a energia do raio- ou X exceder duas vezes a energia da massa de repouso do elétron (1,022 MeV), o processo de produção de pares é energeticamente possível (Knoll, 1999). Quando fótons com energia superior a 1,022 MeV passam perto do núcleo de número atômico alto, interagindo com o campo elétrico, este desaparece dando origem a um par de elétron-pósitron. O pósitron após transmitir, por colisões, a sua energia cinética aos átomos do meio, volta a se combinar com um elétron, dando origem a dois fótons, cada um com energia de 0,511 MeV (Tauhata et al, 2003). A figura 2.4 representa a produção de pares. 20

22 FIG Representação produção de pares. 2.2 RADIOTERAPIA Em 8 de novembro de 1895 por Wilhelm Conrad Roentgen ( , Alemanha) no laboratório do Instituto de Física da Universidade Juliuis Maximilians de Wurburg, Bavária, trabalhando com um tubo de raios catódicos, ele percebeu a luminosidade vinda de um ponto na bancada de trabalho. A fluorescência provinha de um écran de cristais de platinocianeto de bário que lá se encontrava acidentalmente. O fenômeno se repetia mesmo quando o tubo estava a 2 m do écran algum fenômeno estranho excitava a fluorescência. A intensidade no écran se mantinha a mesma quando se interpunha diferentes objetos entre o tubo e o écran (a radiação não era barrada). No entanto, materiais mais pesados como cobre, prata e chumbo diminuiam progressivamente estes raios. Daí surgiu o primeiro aparelho de raios-x. Os primeiros pesquisadores perceberam que os raios-x, além de propriedades físicas, produziam efeitos biológicos nas pessoas, como por exemplo as dermatites causadas pelo raios-x semelhantes à exposição solar, que regrediam ao interromper a irradiação finalidade terapêutica (exposição, dano biológico e restituição). Na época, eram atribuídas à helioterapia (terapia usando luz solar) propriedades bactericidas e, em 1896, com apenas 1 ano da descoberta dos raios-x, os mesmos foram aplicados para tratar tuberculose. Desde então, a Radioterapia vem sofrendo constantes mudanças como o incremento da energia, aparelhos e acessórios (cone beans, multi-lâminas, softwares de planejamento, etc). A Figura 2.5 mostra os aparelhos de Radioterapia utilizados nos dias atuais. 21

23 FIG Acelerador linear; aparelho usado nos dias atuais para tratamentos radioterápicos ( BRAQUITERAPIA A braquiterapia é uma técnica para tratamento de tumores com a utilização de fontes radioativas colocadas próximas ao tumor. A braquiterapia pode ser de alta, média ou baixa taxa de dose e seus tratamentos podem ser intersticiais, intracavitária, de contato e intraluminar. Em 1901, a irradiação acidental de Henri Becquerel e proposital de Pierre Curie, que espalhou rádio impuro por 10 horas no braço, vindo a provocar queimaduras e cicatrizes após 52 dias, mostrou que, na Radioterapia, tal material poderia ter efeitos biológicos. Já, em 1903, obteve-se o primeiro sucesso da braquiterapia em um câncer basocelular da face. A partir daí deu-se aplicabilidade aos materiais radioativos para tratamento de câncer. Entretanto, entre , houve um abandono da braquiterapia por achar que a teleterapia seria mais eficiente, sem tanta exposição de pessoal. Na década de 80, deu-se o ressurgimento da braquiterapia com novas técnicas, radioisótopos, métodos e algoritmos de cálculo, maior precisão na dosimetria e técnicas como as de alta taxa de dose. 22

24 BRAQUITERAPIA DE ALTA TAXA DE DOSE (HDR HIGH DOSE RATE) A braquiterapia de alta taxa de dose HDR é caracterizada por enviar uma taxa de dose de 0,2 Gy/min (12 Gy/h) (Chao, 1999). O radioisótopo mais utilizado é o Ir-192 com meia-vida de 73,8 dias e energia média de 397keV e camada semirredutora de apenas 0,3cm de Pb. Pode ser encontrado também o Co-60 e o Cs-137. O tratamento em HDR é feito por equipamentos de pós-carga remota, eliminando assim o contato do operador com a fonte, fazendo-se prevalecer o principio ALARA (As Low As Reasonably Achievable). A figura 2.6 representa um aparelho de braquiterapia de alta taxa de dose. FIG. 2.6: Aparelho de braquiterapia HDR GammaMed Plus do serviço de Radioterapia do HUCFF utilizado nas medições (foto do autor). A pós-carga remota com alta taxa de dose melhora a proteção radiológica do operador e ainda provê vantagens técnicas na distribuição de dose com a otimização do tratamento. A substituição da terapia de baixa taxa de dose com póscarga manual pela alta taxa de dose com pós-carga remota (AAPM, 1993) reduz a exposição à radiação de físicos, médicos, enfermeiros e outros profissionais de saúde (Di Prinzio, 2009). 23

25 2.4- FLUÊNCIA DE FÓTONS E FLUÊNCIA DE ENERGIA São grandezas utilizadas para descrever feixes de radiação ionizante monoenergéticos. Normalmente utilizadas para descrever feixes de fótons, mas também podem ser usados na descrição de partículas carregadas (Podgorsak, 2004). A fluência de partículas é o quociente dn por da, onde dn é o número de partículas incidentes em uma esfera de secção reta da:, em m -2 A fluência de energia é o quociente de por da, onde de é a energia radiante incidente em uma esfera de secção reta da:, em J/m 2 A relação entre as duas fluências pode ser descrita como: Onde E é a energia da partícula e dn representa o número de partículas com energia E DOSE ABSORVIDA (D) A dose absorvida é o valor esperado da energia depositada na matéria, por unidade de massa, no ponto de interesse. 24

26 D= dedepdm Onde, Edep: energia depositada m: unidade de massa A unidade de dose absorvida é joule por quilograma (J/kg). O nome para a unidade de dose absorvida é o Gray (Gy), onde 1 Gy = 1 J/kg KERMA (Kinetic Energy Released per unit Mass K) É o valor esperado da energia transferida para partículas carregadas, por unidade de massa, num ponto de interesse, incluindo a energia devido à perda radioativa, mas excluindo a energia transferida de uma partícula carregada para outra (Attix, 1986). Kerma é diferente da dose absorvida, de acordo com as energias envolvidas. Embora aproximadamente igual a baixas energias, kerma é superior à dose absorvida em energias mais altas. Onde, K: kerma Etr: energia transferida m: unidade de massa A unidade de kerma é joule por quilograma (J/kg). O nome para a unidade de kerma é o Gray (Gy), onde 1 Gy = 1 J/kg PODER DE FREAMENTO STOPPING POWER 25

27 Stopping power é raramente medido e, portanto deve ser calculado a partir da teoria. A teoria de Bethe (Podgosark, 2004) é usada para calcular o stopping power de elétrons e pósitrons. O stopping power linear é definido como o valor esperado da taxa de perda de energia por unidade de comprimento do caminho (de/dx) das partículas carregadas. O stopping power de massa é definido como o poder de parada linear dividido pela densidade do meio absorvente (Podgosark, 2004). S= dedx Onde: E: energia X: unidade de comprimento A unidade de stopping power linear é MeV/cm e stopping power de massa (mássico) é MeV.cm 2 /g ou J.m²/Kg EQUILÍBRIO ELETRÔNICO MÁXIMO BUILDUP Quando fótons de alta energia incidem num meio, elétrons são colocados em movimento, que irão penetrar no meio, a uma profundidade que depende da energia do fóton incidente e da composição do meio. O máximo da dose (dmáx) é obtido quando o equilíbrio eletrônico é alcançado (CPE - Charged Particles Equilibrium), na profundidade de máximo da dose. A região entre a superfície e a profundidade de máximo de dose é chamada de região de buildup, na qual a dose aumenta rapidamente devido à contribuição dos elétrons secundários na dose total. A partir da profundidade de máximo, a dose cai gradualmente devido ao efeito da atenuação do meio e do aumento da distância. O percentual de dose cai menos rapidamente para altas energia como ilustrado na figura

28 FIG. 2.7 Gráfico modificado da dose em profundidade pela energia para diferentes tipos de feixe (Khan, 1984) PERCENTUAL DE DOSE PROFUNDA Percentual de dose é a dose absorvida numa dada profundidade expressa como percentual da dose absorvida a uma profundidade de referencia no eixo central do campo. Usualmente, esta profundidade de referência é dmáx. O percentual depende da energia, do tamanho de campo, da distância fonte superfície SSD (Source Surface Distance), do meio irradiado e, principalmente, da profundidade TRANSFERÊNCIA LINEAR DE ENERGIA (LET) O conceito de transferência linear de energia, Linear Energy Transfer (LET), provém da simplificação do poder de freamento de colisão linear (Linear Collision Stopping Power), como sendo a perda média de energia por colisão de uma partícula carregada por unidade de comprimento. O poder de freamento expressa o efeito do meio material na partícula, enquanto o LET expressa o efeito da partícula no meio, normalmente o tecido humano (Tauhata et al, 2003). L= dedx= Energia média cedidaespaço percorrido 27

29 A unidade do LET é MeV/cm RADIAÇÕES DE BAIXO LET As radiações de baixo LET compreende as partículas que possuem baixo poder de ionização, tais como partículas. As radiações e X, por serem indiretamente ionizantes, podem ser consideradas de baixo LET, pois suas interações com o meio liberam elétrons RADIAÇÕES DE ALTO LET É considerada de alto LET a radiação que possui alto poder de ionização e uma alta taxa de transferência de energia num meio material (Tauhata et al, 2003). Como exemplo pode-se citar as partículas DOSÍMETRO QUÍMICO A dosimetria química consiste na determinação da dose absorvida a partir das medidas da variação das concentrações dos reagentes químicos na solução, induzidas pela radiação ionizante. Quando a radiação interage com um meio, esta pode ser convertida na produção de íons e de radicais livres. Possibilitando a formação de produtos que reagem com espécies químicas dos meios possibilitando a formação de produtos estáveis que podem ser quantificados (Palm e Mattsson, 2000 Gay et al, 1999). O dosímetro deve respeitar algumas características básicas tais como: linearidade, pouca dependência energética, boa reprodutibildade, estabilidade, etc. Na prática é impossível encontrar um dosímetro perfeito, entretanto o dosímetro Fricke carrega consigo algumas características que o torna um bom dosímetro absoluto, tais como linearidade, precisão, reprodutibilidade e estabilidade (Klassen et al, 1999). 28

30 RENDIMENTO QUÍMICO PARA IRRADIAÇÃO G(X) O rendimento químico para irradiação G é o quociente de n(x) por Edep, onde n(x) é a quantidade média da substância x produzida, destruída ou modificada e E dep é a energia depositada pela radiação na matéria. G= n( x) Edep A unidade de G no sistema internacional é mol.j -1. A calibração de dosímetros Fricke é uma medida do rendimento químico da solução G(Fe +3 ) em energias de referência. Apesar de se esperar que o G(Fe +3 ) seja aproximadamente independente da energia para todas as radiações de baixo LET, os dados existentes não são adequados para desprezar a possibilidade de mudanças percentualmente pequenas com a qualidade do feixe. Quando um dosímetro Fricke de alta exatidão, calibrado para uma determinada qualidade de feixe de baixo LET, é usado para medir a dose absorvida de outra qualidade de feixe de baixo LET, a exatidão da medida de dose absorvida é limitada pela incerteza no valor G(Fe +3 ) (Klassen et al, 1999). O dosímetro Fricke tem como base o sulfato ferroso que, após sua oxidação devido à interação com a radiação, transforma-se em sulfato férrico. A reação da solução pode ser representada pelas seguintes reações parciais: Fe+++ OH Fe3++ OH- H + O2 HO2 Fe+++ OH2 Fe3++ OH2- HO2-+ H+ H2O2 Fe+++ H2O2 Fe3++ OH + OH- O rendimento do dosímetro Fricke irradiado pode ser expresso em termos de rendimento dos produtos da radiólise da solução: GFe+ 3= 2GH2O2+ 3GH+ GOH 29

31 A equação pode ser verificada pelas seguintes reações e mecanismos de reações químicas envolvidas na radiólise da água e na reação destes produtos com os íons Fe +3 da solução, tendo em vista que 96% do peso da solução é água (Klassen et al, 1999). H2O H + OH OH + OH H2O2 Mecanismo de oxidação do Fe +2 a Fe +3 : a) Pelo H H + O2 HO2 Fe+ 2 + HO2 Fe+ 3+ HO2- HO2-+ H3O+ H2O2 + H2O Fe+ 2+ H2O2 Fe+ 3 + OH + OH- Fe+ 2+ OH Fe+ 3 + OH- H + O2+ 3Fe+ 2 + H3O+ 3Fe+ 3+ 2OH-+ H2O Pelo H2O2 Fe+ 2+ H2O2 Fe+ 3 + OH + OH- Fe+ 2+ OH Fe+ 3 + OH- H2O2 + 2Fe+ 2 2Fe OH- Por titulação mostra-se que cada molécula de H 2O 2 adicionada converte cerca de 2 íons de Fe +2 e Fe +3 Pelo OH Fe+ 2+ OH Fe+ 3 + OH- 30

32 O rendimento químico da formação de elétrons em meio aquoso e de formação de íons H + G(e - aq) e G(H+) são combinados como G(H) porque a presença de H2SO4 0,4M na solução provoca a rápida conversão de e - aq em H pela reação: eaq-+ H+ H VALOR DE G O valor de G pode ser determinado experimentalmente seguindo o formalismo proposto por Klassen et al. Onde, DW: dose absorvida. DO: variação da densidade óptica. G(Fe +3 ): rendimento químico da solução. : coeficiente de extinção molar. d: caminho óptico. : densidade da solução VARIAÇÃO DA DENSIDADE ÓPTICA - DO A variação da densidade óptica é feita automaticamente pelo espectrofotômetro, entretanto, a correção pela temperatura não. A correção pela temperatura durante a irradiação e durante a leitura foi proposto por Olszanski et al para a configuração de 304nm no espectrofotômetro. 31

33 DO= DOi- DOc. 1+ 0, Ti.[ 1+ 0, TL] Onde, DOi: densidade óptica da solução irradiada. DOc: densidade óptica da solução controle. Ti: temperatura em C da solução durante a irradiação. TL: temperatura em C da solução durante a leitura no espectrofotômetro COEFICIENTE DE EXTINÇÃO MOLAR - O coeficiente de extinção molar do íon férrico (Fe +3 ) é a capacidade de um mol de íon férrico em absorver luz em um comprimento de onda de 304nm. Segundo a lei de Lambert-Beer, o coeficiente de extinção molar pode ser dado como: Onde, A: absorbância : coeficiente de extinção molar (l/mol.cm) b: caminho óptico da cubeta em cm c: concentração da solução (mol/l) A= ε. b. c Baseando-se em Klassen, o coeficiente de extinção molar é igual a 2174M -1 cm CAMINHO ÓPTICO O comprimento do caminho é definido como a distância que a luz viaja através de uma amostra em uma célula de análise. Normalmente, uma célula de 32

34 amostra é feita de quartzo, vidro ou plástico. O volume da célula mais utilizado varia normalmente de 0,1ml a 10ml. Para efeitos da espectrofotometria (ou seja, ao fazer os cálculos usando a lei de Lambert-Beer), o comprimento do caminho é medido em centímetros. Neste trabalho, fez-se uso de uma cubeta de quartzo com caminho óptico igual a 1cm TECHNICAL REPORTS SERIES TRS Nº398 O TRS Nº398 (International Atomic Energy Agency IAEA, 2000) é um código internacional de conduta para a dosimetria baseada em padrões de dose absorvida na água. Sendo assim, este trabalho baseou-se nos parâmetros estipulados por ele para a determinação das doses, tendo para o Ir-192 a contribuição do Task Group Report 43 da Associação Americana de Físicos na Medicina (AAPM American Association of Physicists in Medicine) PARÂMETROS BÁSICOS DO TRS Nº398 ND,W,Q0: Fator de calibração em termos de dose absorvida na água para um dosímetro em um feixe de referência de qualidade Q0 Dose absorvida na água: A dose absorvida na água em uma profundidade de referência z ref na água para um feixe de referência é dada por: Onde, de dosimetria. é a leitura do dosímetro sob condições de referência do laboratório padrão 33

35 Condições de referência: as condições de arranjo geométrico, tamanho de campo, fantoma, temperatura, pressão e umidade são descritas no TRS de forma específica para cada arranjo experimental a ser utilizada. Correção pela qualidade do feixe: quando o feixe Q é diferente do feixe de calibração Q 0, a dose absorvida na água é dada por: Onde é corrigido o efeito da diferença do feixe de referência Q 0 com o atual Q. O fator de correção da qualidade do feixe é definido como a razão das qualidades Q e Q0 dos fatores de calibração em termos de dose absorvida na água pelas câmaras de ionização. Correção por temperatura e pressão: a correção de temperatura e pressão nem sempre tem a atenção devida, mas vale lembrar que a temperatura e pressão interferem de modo significativo na massa de ar no interior da câmara de ionização, tendo em vista que a mesma não é selada. Sendo assim a captação de cargas pela câmara de ionização deve ser corrigida levando em consideração os valores em que a câmara foi calibrada: Onde: T é a temperatura em graus Celsius e Pa é a pressão em Pascal Efeito da polaridade (k pol): para a maioria dos tipos de câmara o efeito será desprezível em feixes de fótons. Quando uma câmara é usada em 34

36 um feixe que produz um efeito mensurável, a verdadeira leitura é considerada como sendo a média dos valores absolutos das leituras feitas em ambas as polaridades. Para o uso rotineiro da câmara uma única polaridade pode ser adotada. O k pol pode ser calculado como: Onde: M+ e M- representam a leitura média na polarização positiva e negativa respectivamente e M é a leitura média da polaridade usual no serviço. Recombinação iônica: a coleta incompleta da carga em uma cavidade da câmara de ionização, devido à recombinação de íons, requer a utilização de um fator de correção, que depende basicamente da taxa de dose e da recombinação de íons formados e independe da taxa de dose, sendo ambos dependentes da geometria da câmara de ionização e da tensão aplicada a ela. Onde, a 0, a 1 e a 2 são constantes dependentes do tipo de câmara e M 1 e M 2 são as leituras médias das duas tensões aplicadas à câmara TRS Nº398 PARA Co-60 O TRS Nº398 estipula parâmetros de referência a serem seguidos para a determinação da dose absorvida em água para o Co-60, estes parâmetros estão descritos na tabela 2.1. TAB Parâmetros de referência para dose absorvida na água em Co

37 Condições de referência para a determinação da dose absorvida na água para feixes de raios gama do Co-60 Parâmetros de influência Dados de referência Material do fantoma água Câmara de ionização Cilíndrica ou de placas paralelas Profundidade da medida 5 g/cm² ou 10 g/cm² SSD 80cm ou 100cm Tamanho de campo 10cm x 10cm O TRS Nº398 também fornece uma estimativa da incerteza na determinação da dose absorvida na água sob condições de referência para o Co-60, estas estimativas estão descritas na tabela 2.2. TAB Estimativa da incerteza da dose absorvida segundo TRS Nº 398 para Co-60. Estimativa relativa à incerteza padrão da dose na profundidade de referência na água para feixes de Co-60 Processos físicos Incerteza padrão (%) Passo 1: laboratório padrão N D,W calibração do padrão secundário na PSDL 0,5 Estabilidade em longo prazo do padrão secundário 0,1 Calibração do dosímetro do usuário 0,4 Incerteza combinada no passo 1 0,6 Passo 2: no Co-60 Estabilidade do dosímetro 0,3 Condições de referência 0,5 Leitura do dosímetro 0,1 Correções das influências 0.3 Incerteza combinada no passo2 0,6 Incertezas combinadas (passo 1+2) 0, TRS Nº398 PARA 6MV O TRS Nº398 estipula valores de referência a serem seguidos para a determinação da dose absorvida em água para aceleradores de 6MV, estes parâmetros estão descritos na tabela 2.3. TAB Parâmetros de referência para dose absorvida na água em 6MV. Condições de referência para a determinação da dose absorvida na água 36

38 para feixes de raios gama de 6MV Parâmetros de influência Dados de referência Material do fantoma água Câmara de ionização Cilíndrica Profundidade da medida 10 g/cm² SSD 100cm Tamanho de campo 10cm x 10cm O TRS Nº398 também fornece uma estimativa da incerteza na determinação da dose absorvida na água sob condições de referência para 6MV, esta estimativa encontra-se descrita na tabela 2.4. TAB Estimativa da incerteza da dose absorvida segundo TRS N 398 para 6MV. Estimativa relativa à incerteza padrão da dose na profundidade de referência na água para feixes de 6MV Processos físicos Incerteza padrão (%) Passo 1: laboratório padrão N D,W calibração do padrão secundário 0,5 na PSDL Estabilidade em longo prazo do padrão secundário 0,1 Calibração do dosímetro do usuário 0,4 Incerteza combinada no passo 1 0,6 Passo 2: no 6MV Estabilidade do dosímetro 0,3 Condições de referência 0,5 Leitura do dosímetro 0,1 Correções das influências 0.3 kq qualidade do feixe 1,0 Incerteza combinada no passo2 1,4 Incertezas combinadas (passo 1+2) 1, TASK GROUP REPORT 43 (TG Nº43) O TG Nº43 (AAPM, 1995) é uma recomendação da AAPM para a dosimetria de braquiterapia intersticial. Segundo o TG Nº43 a taxa de dose, D( r), a uma distância r da fonte é calculada por: 37

39 Onde, Aapp: atividade aparente mci ( ) x: constante da taxa de exposição R. cm². h -1. mci -1 f med: fator de conversão de exposição em dose cgy. R -1 T(r): fator de atenuação do tecido an: constante de anisotropia Segundo o TG N 43, o formalismo de distribuição de dose em duas dimensões para uma fonte cilíndrica simétrica, deve-se utilizar coordenadas polares, como mostra a figura 2.8. FIG. 2.8: Demonstrativo das coordenadas polares da fonte de Ir-192 (TG Nº43, 1995) Sendo assim, a taxa de dose num ponto de interesse P(r,θ) na água pode ser escrito como: 38

40 Onde, r: distância (cm) da origem do ponto de interesse P. : ângulo entre a direção do vetor radial r e o eixo de comprimento da fonte. S K: intensidade de kerma no ar da fonte (cgy.m².h -1 ). : constante de taxa de dose na água. G(r, ): função da geometria. 0: define o plano transversal da fonte que é igual a /2 radianos. g(r): função radial de dose. F(r, ): função de anisotropia. Para cada fabricante e modelo de fonte, as constantes e fatores descritos acima irão variar. Os valores referentes a cada tipo de fonte foram simulados em Monte- Carlo e podem ser acessados na página da internet da Universidade de Valência. Na página encontram-se os valores para cada tipo e modelo de fonte com a aprovação da AAPM e da European Society for Therapeutic Radiology and Oncology (ESTRO). O ponto de referência (r0, θ0) é escolhido como a linha bissector transversal a fonte a uma distância de 1cm do centro (r 0=1, θ 0= /2). Esta escolha como o ponto de referência do cálculo da dose é um meio consistente com a prática tradicional CONSTANTE DE TAXA DE DOSE A constante de taxa de dose é definida como a taxa de dose na água a uma distância de 1 cm do eixo transversal da fonte pelo kerma do ar na fonte. Onde, SK: intensidade de kerma no ar da fonte. 39

41 FATOR GEOMÉTRICO O fator geométrico G(r, ) explica a variação de dose relativa, devido somente à distribuição espacial da atividade dentro da fonte. Sendo dada pela equação Onde, (r'): representa a densidade da radioatividade no ponto, (r') = (x', y', z') na fonte. v: denota a integração sobre o núcleo da fonte. dv ': é um elemento do volume situado em r' na fonte FUNÇÃO RADIAL DE DOSE A função radial de dose g(r) considera os efeitos da absorção e do espalhamento no meio, ao longo da linha central transversal da fonte sendo definida como (AAPM, 1995): Onde, Dr, θ: taxa de dose no ponto (r, ) G(r, ): fator de geometria do ponto (r, ) 40

42 FUNÇÃO ANISOTRÓPICA Esta função define a distribuição não isotrópica de dose em torno da fonte, incluindo os efeitos da absorção e do espalhamento no meio e é definida como: Onde, D(r, ): dose no ponto (r, ) INTENSIDADE DO KERMA NO AR O kerma no ar é uma medida da intensidade da fonte de braquiterapia, a qual é especificada em termos da taxa de kerma no eixo transversal à fonte no espaço livre. É definida como o produto entre a taxa de kerma, medida ao longo da bissetriz transversal à fonte a uma distância de calibração d, e o quadrado dessa distância (AAPM, 1995). A distância d da calibração deve ser grande o bastante para que a fonte possa ser tratada como pontual APROXIMAÇÃO DA FONTE ISOTRÓPICA NO PONTO Nesta aproximação, a dose depende somente da distância radial da fonte. Se o grau de anisotropia da dose em torno da fonte for limitado, a contribuição da taxa de dose ao tecido poderá ser definida, em consideração o ângulo sólido (AAPM 1995) 41

43 Onde, para uma distribuição cilíndrica simétrica da dose tem-se: Das fontes consideradas neste trabalho, o fator de anisotropia pode ser aproximado por uma constante independente da distância, que chamamos de constante de anisotropia. 3- MATERIAIS EMPREGADOS 3.1- ESPECTROFOTÔMETRO Para este trabalho foi utilizado um espectrofotômetro Micronal - B582 fabricado pela Micronal, cujas características são descritas na tabela 3.1. TAB Características técnicas do espectrofotômetro. ESPECIFICAÇÕES TÉCNICAS Região espectral 190 a 1110 nm com indicação eletrônica, microprocessado Largura de banda 4 nm Resolução de leitura do comprimento de onda 42

44 1 nm Exatidão de comprimento de onda ± 1 nm Faixa de medição fotométrica 0 a 200 %T, -0,300 a 3,000 Abs, 0,000 a 9999 Conc Exatidão fotométrica 0,010 Abs Luz espúria < 0,1% T em 220nm Teclado 14 teclas Lâmpada halogênio Halogênio (W) e Deutério (D2) Detetor Fotodiodo Saída de dados RS232C Modos de saída de dados ao selecionar a tecla Print e temporizado Compartimento de amostras posição para 4 cubetas 10mm (seleção manual) Temperatura de operação 10 a 40 C Tensão de alimentação 117/227V AC ± 10%, selecionável por chave, 60Hz Peso 11,0Kg Dimensões 380 x 240 x 280 mm (LAP) 43

45 3.2- CÂMARA DE IONIZAÇÃO Neste trabalho, foram utilizadas duas câmaras de ionização tipo Farmer fabricadas pela PTW, modelo TN30011, com número de série 0089 utilizada para Co-60 e 6MV e de número de série 1601 para medidas com Ir-192, ambas de 6 centímetros cúbicos de volume sensível. A câmara de ionização, como qualquer detector a gás, consiste basicamente em dois eletrodos, onde é aplicado um potencial elétrico. Como o espaço entre os eletrodos é ocupado pelo gás, a radiação ioniza o gás ao atravessá-lo, e isto produz pares de íons, que são carregados eletricamente. Seu movimento induz uma corrente nos eletrodos, a qual pode ser medida, por um eletrômetro. As figuras 3.1 e 3.2 mostram modelos de câmaras de ionização utilizadas nas medições. FIG Interior de uma câmara tipo Farmer (autor desconhecido). 44

46 FIG. 3.2 Câmara de ionização PTW TN30011 utilizada nas medições (foto do autor). As respostas de um detector a gás varia dependendo da tensão aplicada, conforme ilustra a figura 3.3. FIG. 3.3-Gráfico ilustrativo da resposta de diferentes tipos de detectores com a tensão aplicada 45

47 I - Os pares de íons recombinam-se e não há registro de pulso. II - Região das Câmaras de Ionização: Cessa a recombinação, todos os pares de íons são coletados. Ocorre à produção de pulsos independentes da tensão aplicada, mas proporcional a energia da radiação incidente. III - Região proporcional: pouco utilizada. Ocorre a aceleração dos íons produzidos pela radiação, que ionizam outras moléculas de gás. IV - Região pouco utilizada, pois a carga depende da tensão de forma não linear. V - Região do Geiger-Muller: o número de íons é grande devido a ionizações até quaternárias independentes da energia e do tipo da radiação. As câmaras de ionização foram calibradas no Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD) ELETRÔMETRO O eletrômetro fornece a tensão à câmara de ionização que gera uma diferênça de potencial no interior da câmara. Essa diferença de potencial possibilita o movimento de partículas carregadas no interior da câmara, entretanto cabe ao eletrômetro a coleta das informações geradas (cargas, corrente, etc) pela diferença de potencial. Para este trabalho, foi utilizado um eletrômetro da PTW, modelo Unidos-E e um Unidos Webline. O eletrômetro Unidos-E foi calibrado no IRD junto das câmaras de ionização e foi utilizado um coeficiente de calibração do conjunto dosimétrico FANTOMA A geometria do fantoma é cúbica, de lados iguais a 30cm, com parede de polimetilmetacrilato (PMMA), de espessura igual a 2,0 cm nas laterais e, uma das paredes laterais, possui uma janela de 15cmx15cm com 0,3 mm de espessura onde 46

48 incide o feixe. O fantoma utilizado é fabricado pela PTW, modelo 4322, para feixes horizontais. As figuras 3.5 e 3.4 mostram o fantoma utilizado. FIG Fantoma PTW, modelo 4322, igual ao utilizado nas medições ( FIG Vista superior do fantoma PTW, modelo 4322, utilizado nas medições (foto do autor) SUPORTES PARA O DOSÍMETRO QUÍMICO E CÂMARA DE IONIZAÇÃO 47

49 Foram utilizados dois sistemas de posicionamento para este trabalho: O mais complexo foi o suporte usado para irradiação com a fonte de Ir Foi construído um suporte de alumínio com 5 furos eqüidistantes em 2,5cm do furo central (figura 3.6), usado para posicionamento do dosímetro, câmara de ionização e da fonte de Ir-192. FIG Suporte para posicionamento dos dosímetros e da câmara para irradiação no Ir-192. Para o suporte usado na irradiação no aparelho de teleterapia Co-60 e no feixe de fótons de 6MV, foi utilizado o suporte com três furos em posição eqüidistantes de 2,5cm entre si, fornecido junto ao fantoma pela PTW, mostrados na figura

50 FIG Suporte para posicionamento dos dosímetros Fricke e da câmara para irradiação no Co-60 e no feixe de fótons de 6MV. Para a câmara de ionização, foi utilizada uma luva de PMMA que é encaixada nos suportes de alumínio fornecido pela PTW. Foram construidas 6 luvas adicionais de PMMA similares e com as dimensões da luva fornecida pela PTW, para a utilização dos dosímetros Fricke, acrescidos de uma luva interna com as dimensões do volume interno das câmaras de ionização, para o acondicionamento da solução Fricke durante a irradiação de forma a preservar a geometria da irradiação. A figura 3.8 ilustra esta luva. 49

51 FIG Luva de PMMA para a câmara de ionização, solução Fricke e fonte de Ir-192. Foi desenvolvido um suporte similar ao da câmara para o posicionamento da fonte de Ir-192 durante a irradiação TERMÔMETRO Foi utilizado um termômetro fabricado pela Minipa APPA modelo MT-510 com resolução de 0,1 C com dois sensores termopares calibrados em laboratório rastreado ao INMETRO BARÔMETRO Foi utilizado um barômetro fabricado pela Oregon Scientific modelo EB-833 calibrado por intercomparação no LCR em uma câmara climática com barômetro calibrado em laboratório rastreado ao INMETRO DOSÍMETRO FRICKE O dosímetro Fricke é composto por produtos químicos de alta pureza: 0,392g de sulfato ferroso amoniacal hexahidratado [(NH4)2Fe(SO4)2.6H2O] (99%) da MERK- KGaA; 0,060g de cloreto de sódio [NaCl] (99,5%) da MERK-KGaA; 22 ml de ácido sulfúrico [H 2SO 4] (95,0 99,0%), também da MERK-KGaA; diluídos em água mili-q 50

52 com resistividade de 18,0M.cm, a 25 C, em um balão volumétrico de 1000ml. Os componentes sólidos da solução foram pesados em uma balança digital de precisão. A solução Fricke é preparada seguindo o protocolo de Roos et al, com modificações de Olszanski et al (2002) CUBETAS Foram utilizadas duas micro-cubetas de quartzo especiais com tampa de teflon, fabricadas pela Analítica. O modelo é da cubeta utilizada foi o 9b com 1cm de caminho óptico ÁGUA MILI-Q A água mili-q é uma água ultra pura que é obtida pela passagem por um equipamento de purificação de água chamado mili-q. O sistema mili-q é usado como um estágio final de purifição da água. A água de alimentação para o mili-q é produzida por destilação ou deionização convencional. O sistema produz água do tipo I e segundo as normas da American Society for Testing Materials ASTM, requer o uso de uma membrana filtrante de 0,2 m em sua purificação. As especificações segundo a ASTM da água mili-q são: Condutividade máxima ( S/cm a 25 C) = 0,056 Resistividade mínima (M.cm a 25 C) = 18,0 TOC (carbono orgânico total) máximo ( g/l) = 100 Sódio máximo ( g/l) = 1 Sílica máxima ( g/l) = 3 Cloreto máximo ( g/l) = PIPETAS PASTEUR 51

53 Foram utilizadas pipetas Pasteur de vidro fabricadas pela Brand GMBH de modelo de aproximadamente 2ml de volume interno LENÇOS DE PAPEL Como a cubeta precisa estar completamente limpa, os lenços de papel foram uma forma simples e barata encontrada para a limpeza externa das cubetas, sem deixar resíduos que poderiam vir a interferir nas leituras FONTE DE HDR Utilizou-se um equipamento de pós-carga remota de HDR da Varian, modelo GammaMed Plus, com uma fonte de Ir-192. A fonte de Ir-192 utilizada foi a de modelo GammaMed 232, com número de série , do tipo GM , de atividade aparente igual a 12,019 Ci em 4 de dezembro de 2009 e taxa de kerma no ar a 1m de distância igual a 48,917mGy/h 5%. É uma fonte cilíndrica simples com um encapsulamento feito de aço inoxidável e selada a laser ou plasma. Possui dimensões do encapsulamento de 0,9 x 2,97 x 4,52 mm ACELERADOR LINEAR Utilizou-se um acelerador linear da Varian modelo CLINAC 2100C (figura 3.9) com colimadores multilâminas com 2 energias de fótons (6 e 10MV) e 5 de elétrons (4, 6, 9, 12 e 15MeV) do Serviço de Radioterapia do Hospital Universitário Clementino Fraga Filho (HUCFF). Para este trabalho foi utilizada apenas fótons com 6MV de energia. 52

54 FIG Acelerador Linear Clinac 2100C do serviço de Radioterapia do HUCFF utilizado nas medições APARELHO DE TELETERAPIA Co-60 Utilizou-se uma unidade de teleterapia fabricado pela Theratron modelo 780C, com taxa de dose igual a 85,90 cgy/min na profundidade de máximo, calculada para 20 de janeiro de 2010 do Instituto Nacional do Câncer INCA. 4- METODOLOGIA PARA DETERMINAÇÃO DO VALOR DE G Neste trabalho, foram utilizados dois arranjos experimentais diferentes: um para a irradiação com a fonte de Ir-192 e outro para os aparelhos de teleterapia Co-60 e acelerador linear com 6MV IRRADIAÇÃO NO Ir-192 Posicionou-se o fantoma sobre a mesa de tratamento de braquiterapia com água em seu interior. Em seguida, foi fixado junto à parede interior do fantoma o sensor termopar para a medição da temperatura do meio irradiado. Do lado externo do fantoma foi colocado o barômetro para a medição da pressão. Em seguida, foi realizado o posicionamento do suporte de alumínio no centro do fantoma junto com 53

55 as luvas de acrílico para a inserção da fonte no centro, da câmara e da solução Fricke. A câmara de ionização foi inserida em seu suporte de acrílico e posicionada de forma a acompanhar a linha da circunferência formada pelos dosímetros e assim, poder medir a dose que os dosímetros estão recebendo. Este processo foi feito 4 vezes, modificando a posição da câmara a cada irradiação, com o objetivo de minimizar as incertezas dada a possíveis diferenças nas distâncias. Os dosímetros Fricke, são posicionados da mesma forma que a câmara de ionização nos 3 furos restantes. As luvas internas do suporte de PMMA utilizadas para a solução Fricke foram preenchidas de solução com a utilização das pipetas Pasteur. As figuras 4.1, 4.2, 4.3 e 4.4 explicitam o arranjo experimental utilizado. 54

56 FIG Diagrama das configurações utilizadas para as medidas no Ir-192 (vista de cima) 55

57 FIG Desenho demonstrativo da vista transversal do fantoma com as luvas de PMMA, solução Fricke e fonte de Ir-192 durante a irradiação (desenho do autor). 56

58 FIG. 4.3: Foto do fantoma utilizado nas medidas com Ir-192, com as luvas de PMMA posicionadas nas respectivas posições de irradiação (foto do autor). FIG Foto do arranjo experimental para as medidas no Ir-192 (foto do autor). Após a montagem do arranjo experimental, seguindo as orientações do Task Group Report 43 (AAPM, 1995), e concomitantemente com o sistema de planejamento BrachyVision da Varian, calculou-se a dose no ponto central dos dosímetros. A dose foi assegurada com a câmara de ionização. Após a irradiação, a solução Fricke foi coletada com pipeta Pasteur e colocada na cubeta de quartzo para leitura no espectrofotômetro. A cada leitura, a cubeta foi lavada com água mili-q e cada nova solução Fricke foi coletada com novas pipetas, evitando-se contaminação. No espectrofotômetro, um sensor termopar, conectado ao termômetro, mediu a temperatura durante a leitura da solução IRRADIAÇÃO NO ACELERADOR LINEAR COM 6MV Para a energia de 6MV, foram realizadas medidas nas profundidades de 5 e 10cm. O fantoma com água a um SSD de 100cm, um campo 10cm x 10cm, foi posicionado sobre a mesa de tratamento. Foi fixado junto à parede interior do 57

59 fantoma o sensor termopar para a medição da temperatura do meio irradiado. Do lado externo do fantoma foi colocado o barômetro para a medição da pressão. O suporte de alumínio com 3 furos, descritos anteriormente, foi colocado nas profundidades de 5 e 10cm da parede da janela do fantoma. Posicionou-se o gantry do LINAC a 90 com o fantoma incidindo um feixe direto na janela do fantoma. A configuração dos dosímetros foi alterada nas três posições, fornecendo assim mais de um valor com relação a uniformidade do feixe. As figuras 4.5 a 4.7 explicitam o arranjo experimental utilizado. FIG Diagrama das configurações utilizadas para as medidas no LINAC de 6MV e Co

60 FIG. 4.6: Foto do fantoma utilizado nas medidas com o LINAC de 6MV e Co-60, com as luvas de PMMA posicionadas nas respectivas posições de irradiação (foto do autor). FIG Foto do arranjo experimental para as medidas de 6MV (foto do autor). 59

61 O processo descrito acima, foi repetido para a profundidade de 5cm do dosímetro em relação a janela do fantoma. Em ambos os processos foram calculados as doses tendo como base no TRS Nº398 IAEA Após a irradiação, inicia-se o processo de leitura do dosímetro com o espectrofotômetro, processo este idêntico ao processo feito no Ir IRRADIAÇÃO NO APARELHO DE Co-60 Para este processo, posicionou-se o fantoma sobre a mesa a um SSD de 80cm, com um campo de 10cm x 10cm. Após o posicionamento do fantoma, posicionou-se o suporte de alumínio com três furos em série, diferindo de uma distância de 2,5cm, entre eles a uma profundidade de 5cm da parede da janela do fantoma, da mesma forma trabalhada em 6MV (vide figura 4.5 e 4.6). Para este arranjo experimental, posicionou-se o gantry da unidade de teleterapia a 90 com o fantoma, incidindo um feixe direto na janela do fantoma. A configuração dos dosímetros variou a cada irradiação em três posições junto com a câmara, fornecendo assim mais de um valor e assegurando a uniformidade das medidas (vide figura 4.8). 60