2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: 85-99141-01-5 SISTEMA DE CONSTRUÇÃO DE MODELO DE VOXELS A PARTIR DE IMAGENS DE CT OU MR PARA SIMULAÇÃO DE TRATAMENTOS ONCOLÓGICOS VIA MCNP Bruno M. Trindade e Tarcísio P. R. de Campos Curso de Pós Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares (CCTN - UFMG) Av. Antônio Carlos, 6627, Prédio PCA1, Sala 2285 31270-901 Belo Horizonte, MG bruno.trindade@gmail.com RESUMO A simulação de transporte de partículas via MCNP é uma importante ferramenta para desenvolvimento e melhoria do tratamento oncológico. Estudos demonstram que os modelos utilizados para tais simulações devem ser personalizados. Um meio preciso e prático de se conseguir esta representação é a construção de modelos de voxels dos pacientes a partir de imagens tomográficas (MRI ou CT). Este artigo mostra uma metodologia de conversão de imagens de CT ou MR em modelos de voxels que, assim, podem ser utilizados para simulação do fenômeno de transporte de partículas via MCNP. O sistema computacional criado seguindo esta metodologia está sendo utilizado no NRI (Núcleo de Radiações Ionizantes) para modelagem de braquiterapia e teleterapia de cânceres de pulmão, pelve, coluna, cabeça e pescoço, entre outros, agilizando enormemente a criação dos modelos para simulação de tratamentos radioterápicos. O presente artigo descreve este sistema, apresentando como um modelo antropomórfico e antropométrico pode ser gerado de um sistema de imagens e de um banco de dados de tecidos previamente elaborado. 1. INTRODUÇÃO O método de Monte Carlo pode ser usado para duplicar teoricamente um processo estatístico (como a interação de partículas nucleares com materiais) e é particularmente interessante para resolver problemas complexos que não podem ser modelados por códigos de computador baseados em métodos determinísticos. Em transporte de partículas, a técnica de Monte Carlo (MCNP) consiste em seguir cada uma de muitas partículas durante sua vida, desde uma fonte até sua morte em algum evento terminal (absorção, escape, etc.) [1]. A simulação tridimensional do transporte de partículas nucleares é uma importante ferramenta para melhoria dos procedimentos radioterápicos em oncologia [2]. Estudos [3] demonstraram que os modelos utilizados nestas simulações devem ser personalizados de forma a se obter um protocolo que produza um tratamento efetivo com adequadas doses absorvidas pelo tumor, obtendo-se o seu controle. O presente artigo mostra uma metodologia de conversão de imagens de CT ou MR em um modelo tridimensional de voxels que, assim, geram uma representação personalizada do paciente que pode ser utilizada para simulação do fenômeno de transporte de partículas via MCNP. O sistema computacional desenvolvido segundo esta metodologia, está sendo utilizado no NRI (Núcleo de Radiações Ionizantes) para criação de modelos de voxels antropométricos e antropomórficos que, exportados para o MCNP, são utilizados para
modelagem de braquiterapia e teleterapia de cânceres de pulmão, pelve, coluna, cabeça e pescoço, entre outros, agilizando enormemente a criação destes modelos. O presente artigo descreve este modelo, apresentando como um modelo antropomórfico e antropométrico pode ser gerado de um sistema de imagens e de um banco de dados de tecidos previamente elaborado. 2. SISTEMA COMPUTACIONAL O sistema computacional desenvolvido e chamado SISCODES visa ser uma ferramenta para planejamento computacional tridimensional de tratamentos radioterápicos, com uma interface tal que possibilite que profissionais da área médica utilizem o sistema com facilidade. Para a construção do modelo de voxels o usuário digitaliza as imagens do paciente através de um scanner e, utilizando um módulo do sistema, converte estas imagens em um modelo de voxels baseado nos tons de cinza destas imagens. A Fig. 1 mostra a interface deste módulo. Figura 1. Interface do sistema computacional SISCODES para conversão de imagens tomográficas do paciente em modelo de voxels de tons de cinza, mostrando uma imagem da região do ouvido de um paciente e o plano gerado no modelo. Após a finalização da etapa anterior o usuário utiliza outro módulo do sistema e, baseando-se no modelo de tons de cinza criado, altera este modelo informando o tecido constituinte de cada um dos voxels. Para esta tarefa o usuário dispõe de ferramentas simples que reconhecem
áreas ou volumes do modelo cujos tons de cinza são semelhantes. A Fig. 2 mostra o módulo desenvolvido para esta etapa. Figura 2. Módulo de construção do modelo de voxels de tecidos, mostrando o modelo de tecidos construído baseado naquele obtido na Fig. 1. Os tecidos utilizados na etapa anterior são previamente cadastrados em um banco de dados através de uma interface WEB, mostrada na Fig. 3. Para cada tecido é associada uma cor e são informados sua densidade, a constituição química e os coeficientes de RBE. Relacionados aos elementos químicos são cadastrados os coeficientes de Kerma para fótons e nêutrons. Estas informações são importantes para a simulação e para o cálculo subseqüente da dose absorvida.
Figura 3. Interface WEB de cadastro dos tecidos disponíveis para construção do modelo, e demais informações necessárias para a obtenção da dose através da simulação. 3. OBTENÇÃO DA DOSE O sistema funciona como interface para o código MCNP, que é um código para simulação nuclear baseado em modelo estocástico, onde a trajetória de cada partícula radioativa gerada é simulada e sua interação com a matéria calculada. No SISCODES o modelo de voxels do paciente é convertido para o formato compreendido pelo MCNP, e a interação da radiação gerada pelo tratamento radioterápico nos elementos químicos constituintes dos tecidos de cada voxel é simulada. O MCNP devolve para o SISCODES o número de partículas incidentes por unidade de área em cada voxel do modelo (fluência). Utilizando a fluência obtida através da simulação via código MCNP e de coeficientes de conversão de fluência-kerma o SISCODES calcula a dose física em cada voxel do modelo, esta dose é posteriormente multiplicada por um coeficiente de RBE para se obter uma dose biologicamente ponderada, que é o que se precisa conhecer para predizer a eficácia de um tratamento. O motivo de deixar para o SISCODES o cálculo da dose obtendo do código MCNP apenas a fluência, e não a dose diretamente, é que algumas alterações no tratamento podem afetar
muito a dose absorvida sem praticamente alterar a fluência, como no caso das NCTs. Fazendo a conversão fluência-dose no SISCODES pode-se obter rapidamente o resultado de tais alterações, sem ter que executar novamente toda a simulação no código MCNP. 3. CONCLUSÕES O sistema computacional apresentado vem sendo utilizado na criação de modelos de voxels no NRI Núcleo de Radiações Ionizantes do Curso de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares [4], para simulação de protocolos de braquiterapias e teleterapias. O sistema é aplicado em estudos de tratamentos de cânceres de mama, pulmão, colo uterino, próstata, coluna vertebral, cabeça e pescoço, entre outros. O sistema torna rápida a construção de um modelo de voxels personalizado de um paciente, facilitando a criação deste modelo e melhorando o resultado das simulações dos tratamentos. Os autores esperam que os estudos auxiliados por este sistema possam melhorar a oncologia e ajudem no tratamento do câncer. AGRADECIMENTOS Os autores desejam especialmente agradecer ao suporte da FAPEMIG-950/01, e às instituições FUNDEP (infraestrutura) e CNPq (bolsapq-individual) que direta ou indiretamente colaboraram para a construção de instalações experimentais que por ventura serão utilizadas para validação deste trabalho. REFERÊNCIAS 1. MCNP, 2003, MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, X-5 Monte Carlo Team, 2003. Los Alamos National Laboratory. 2. Purdy, J.A. (1997), Three-Dimensional Physics and Treatment Planning. Em: Perez, C.A. e Brady, L.W. 3. Kijewski, P. Three-Dimensional Treatment Planning. (1994), Em: Mauch, P.M. e Loeffler, J.S. Radiation 4. NRI Núcleo de Radiações Ionizantes.(2004) WEB. http://nri.nuclear.ufmg.br