Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / O sistema de proteção radiológica estabeleceu um padrão para proteger as pessoas contra os efeitos danosos causados pela radiação ionizante tendo por base os princípios da justificação, otimização e limitação de dose. O aumento do uso das radiações em medicina e, consequentemente, dos riscos associados, promoveu a discussão sobre a proteção de pacientes. A tomografia computadorizada (TC) é uma das técnicas em radiodiagnósticos que mais contribui com a exposição do paciente e que requer esforços de otimização. Níveis de referência em radiodiagnóstico (NRD) em termos de grandezas dosimétricas foram estabelecidas em muitos países; no Brasil, os NRD ainda estão em fase de investigação, já que a cultura de proteção de pacientes ainda não é muito forte. O objetivo deste trabalho foi estudar as grandezas dosimétricas associadas à pacientes submetidos a exames de tórax rotina por TC, que são o índice de kerma no ar ponderado (CW) e volumétrico (CVOL), o produto kerma no ar comprimento (PK,L), a dose equivalente em órgãos (HT) e a dose efetiva (E). Os programas computacionais ImPACT CT, CT Expo e ImpactDose, foram usados para cálculos das doses, relativas aos protocolos de exames de tórax rotina em 19 tomógrafos amostrados. O CT Expo foi selecionado e validado através de medidas experimentais em três tomógrafos com dosímetros termoluminescentes, câmara de ionização tipo lápis, objeto simulador antropomórfico físico e objeto simulador de tronco padrão. Os resultados experimentais e calculados indicaram diferenças de até 97% nos valores de HT e E e adequada concordância para CW, CVOL e PK,L. Os dados referentes aos 19 tomógrafos foram comparados com os NRD adotados em outros países e evidenciaram que os NRD locais para exames de tórax rotina em TC podem ser estabelecidos menores que àqueles, contribuindo para aumentar a proteção radiológica do paciente. / The radiological protection system has established a standard to protect persons against the harmful effects caused by ionizing radiation that is based on the justification, optimization and dose limitation principles. The increasing use of radiation in medicine and the related risks have stressed the discussion on patient radiation protection. The computed tomography (CT) is the diagnostic radiology technique that most contributes to patient doses and it requires optimization efforts. Diagnostic reference levels (DRL) has been established in many countries in terms of CT dosimetric quantities; in Brazil, the DRLs are still under investigation since the culture of patient protection is not very strong yet. The objective of this work was to investigate the dosimetric and protection quantities related to patients undergoing CT routine chest examinations. The ImPACT CT, CT Expo and ImpactDose softwares were used for calculations of the weight and volumetric air-kerma indexes (CW and CVOL), the air kerma length product (PK,L), organ equivalent dose (HT) and the effective dose (E) for CT routine chest protocols in 19 tomographs in Belo Horizonte city. The CT Expo was selected to be validated against experimental measurements in three hospitals with thermoluminescent dosimeters and CT pencil ionization chamber in anthropomorphic and standard CT body phantoms. Experimental and calculated results indicated differences up to 97% for HT and E and acceptable agreement for CW ,CVOL and PK,L. All data from 19 tomographs showed that local DRLs for CT routine chest examinations may be chosen smaller than DRLs adopted in other countries; this would contribute to increase the radiological protection of patients.

Fundação de Amparo a Pesquisa do Estado de Minas Gerais / Os radionuclídeos utilizados na tomografia por emissão de posítrons (PET) são produzidos utilizando um acelerador cíclotron. Os nêutrons produzidos durante a operação do cíclotron contribuem para exposição direta ou indireta dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOEs), devido ao aumento da radiação de fundo da casamata. Além disso, há um aumento nas emissões de gases radioativos provenientes da ativação dos elementos do ar dentro da casamata, que quando liberados constitui um problema para radioproteção dos indivíduos do público. Dos vários métodos utilizados para caracterizar o espectro neutrônico, o espectrômetro de multiesferas de Bonner (EB) é um dos sistemas espectrométricos mais utilizados. Neste trabalho foi utilizado o sistema EB com detectores termoluminescentes (TL), do tipo TLD600 e TLD700 como detector de nêutrons, para medir os espectros de energia de nêutrons em quatro pontos no interior da casamata do cíclotron GE PETtrace-8 do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN). Foram realizadas medidas em quatro pontos em torno do cíclotron. Os espectros de nêutrons foram desdobrados utilizando os códigos BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT e os resultados convertidos em equivalente de dose ambiente H*(10). Considerando o termo fonte de radiação fornecido pelo fabricante do cíclotron, pôde-se constatar a grande influência dos nêutrons de recuo nos espectros de energia encontrados em todos os pontos. Houve uma boa concordância nos espectros de nêutrons obtidos, utilizando os códigos BUNKIUT (com espectros iniciais retangular e Maxwelliano) e NSDUAZ. Os valores de taxa de fluência encontrados no presente trabalho foram da mesma magnitude dos valores reportados na literatura e são coerentes com os obtidos por cálculos téóricos utilizando o termo fonte de radiação disponibilizado pelo fabricante. Com relação aos valores de equivalente de dose ambiente, as taxas horárias por A (microampère) variaram de aproximadamente 67 mSv/h a 936 mSv/h . Para uma corrente típica de 40 A, esses valores são próximos de 2,7 Sv/h a 37 Sv/h, valores da mesma ordem dos reportados na literatura. A metodologia empregada para a caracterização do campo de radiação em torno do cíclotron do CDTN mostrou-se adequada e pode ser utilizada em mais pontos da casamata, de maneira a descrever melhor o espectro e, consequentemente, estimar o equivalente de dose ambiente. / The radionuclides used in positron emission tomography (PET) are generally produced using a cyclotron accelerator. The operation of the cyclotron produces an undesirable neutron radiation field. The knowledge of the neutron radiation field around not-self-shielded PET cyclotrons is an important issue for optimization of radiation protection of the workers and individuals of the public. For the workers, neutrons contribute not only for immediate radiation exposure as for long-term exposure due to activation of cyclotron components and the concrete in the bunker walls. For the individuals of the public the main concern is the dispersal of radioactive gases produced by activation of the air inside the cyclotron vault. The multisphere system, or Bonner sphere spectrometer (BSS), has been widely used to measure neutron spectrum. The substitution of the active detectors of the BSS system by thermoluminescent detectors (specifically TLD-600 and TLD-700 pairs) has become a reliable procedure in spectrometry of high intensity mixed radiation field. In this study we utilized the BSS system with TLD600 and TLD700 to measure the energy spectra of neutrons at four points inside the bunker of the cyclotron GE PETtrace-8 of the Development Centre of Nuclear Technology (CDTN). Four points inside the bunker of the cyclotron were studied. The neutron spectra were unfolded using codes BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT and the results converted to ambient dose equivalent H*(10). Considering the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron, we could see the great influence of room return effect in energy spectra at all points. The values of total fluence rates for all points have the same magnitudes of values reported in the literature and are consistent with those obtained by theoretical calculations using the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron. The ambient equivalent dose rates for 1 A ranged from about 67 mSv/h to 936 mSv/h. For a typical 40 A typical current these values were 2.7 Sv/h and 37 Sv/h. These values are of the same order than the reported in the literature. The methodology utilized in this study to characterize the neutron radiation field around the CDTN cyclotron proved to be adequate and can be used in more points inside the bunker in order to better describe the spectrum and thereby estimate the ambient dose equivalent.

A nanomedicina aborda o uso de nanopartículas direcionadas ao sítio de ação como plataformas para construção de imagens e agentes terapêuticos contra o câncer e outras doenças humanas. Em particular, as nanopartículas de ouro (AuNps) já demonstraram ser eficientes para o diagnóstico e terapia. O interesse pelo desenvolvimento das AuNps deve-se as suas extraordinárias propriedades físicas e químicas resultantes do efeito de seu tamanho em escala nano, de possuir uma superfície de fácil modificação e pelo ouro radioativo ser um emissor  e β (198Au; E= 0,411 MeV, βmáx = 0,96 MeV; T1/2 = 2,69 dias), tendo como vantagem a possibilidade de ser aplicado como instrumento de diagnóstico molecular para tomografia de emissão de fóton único (SPECT) utilizando apenas uma pequena quantidade de ouro radioativo. Neste trabalho foram sintetizadas AuNps, cuja superfície foi funcionalizada com um polímero biocompatível (polietilenoglicol modificado ) e com o ácido fólico, afim de, torná-las furtivas e específicas a tumores que superexpressam receptores de folato. As técnicas de Espalhamento Dinâmico de Luz (DLS), potencial zeta ( ), Microscopia Eletrônica de Transmissão (MET) e Espectroscopia de absorção UV-Visível foram empregadas para caracterização do tamanho e da geometria das nanopartículas, além de confirmar sua ligação ao Tiol-PEG e Tiol-PEG-Folato. Os resultados de MET e UV-Vísivel mostraram a formação de AuNps dispersas com tamanhos entre 8 a 12 nm com forte absorção entorno de 520 nm, referente ao máximo de ressonância plasmônica de superfície. Resultados de DLS mostraram um diâmetro hidrodinâmico de 10 e 14 nm. Os valores de potencial das dispersões preparadas (pH ~ 5,0 a 6,0) variaram entre -16,2 e -42,1 mV, indicando suspensões coloidais estáveis. Para determinarmos a concentração real de ouro nas amostras, as mesmas passaram pelo processo de ativação neutrônica no reator nuclear TRIGA MARK I IPR-R1 do CDTN/CNEN de Belo Horizonte. Estudos de biocompatibilidade in vitro e in vivo das amostras foram realizados demonstrando que as mesmas possuem baixa toxicidade nos modelos utilizados. Foi avaliada também a internalização das nanopartículas de ouro funcionalizadas com Tiol-PEG-Folato-FITC em células que superexpressam receptores de folato. Verificou-se que as nanopartículas são capazes de penetrar na célula, distribuindo-se pelo citoplasma e núcleo. De acordo com os resultados obtidos, pode-se concluir que foram produzidas nanopartículas de ouro dispersas, furtivas e específicas para tumores que superexpressam folato.

A 18FCH é um biomarcador promissor para imagem de tumores usando a tecnologia PET, sendo eficaz no diagnóstico de tumores metastáticos e específico para tumores cerebrais, de próstata, de pulmão, entre outros. Apesar de já ser utilizada em alguns países como na França, Alemanha, Eslovênia, Polônia, România e Portugal, a 18FCH ainda não é produzida nem comercializada no Brasil. Este trabalho propôs o desenvolvimento de um novo radiofármaco baseado em colina marcada com o isótopo 18F para diagnóstico de imagens PET por ser uma demanda crescente na medicina nuclear nacional. Também foi proposto o desenvolvimento de ensaios para o controle de qualidade de modo a avaliar o radiofármaco antes de sua utilização em pacientes; testes in vitro de toxicidade em células não tumorais (MRC-5), avaliando possíveis alterações na proliferação celular causadas pelas impurezas do radiofármaco; e, testes de saturação da interação da 18FCH com células tumorais (PC-3 e U-87) e a competição com HC-3 e DMAE, realizados para caracterizar a eficiência da captação do radiofármaco por células tumorais que expressam o transportador de colina CHT. A 18FCH foi sintetizada por duas etapas principais, a primeira pela reação do dibromometano com fluoreto-18, assistida por Kryptofix2.2.2, formando o 18F-fluorobromometano (18FBrCH2) e, em seguida, o 18FBrCH2 reagiu com o segundo precursor, DMAE, gerando o produto final,18FCH. O tempo de síntese foi de 45 minutos. A 18FCH foi obtida com rendimento radioquímico de 4,68 a 8,32%, pureza radioquímica maior que 99% e mostrou-se estável por até 8 horas após a sua produção. As metodologias analíticas testadas foram adequadas para o uso rotineiro no controle de qualidade da 18FCH. A avaliação do potencial citotóxico das impurezas da 18FCH, pelo teste clonogênico, mostrou que, nas concentrações avaliadas, os componentes não alteram a capacidade proliferativa das células sadias humanas. A interação da 18FCH com as linhagens celulares foi saturável, com ligação específica maior que 94%, atestando a eficácia do radiofármaco. O HC-3 e DMAE mostraram significativa inibição da captação do radiofármaco, demonstrando que, sua captação nestas células ocorre parcialmente, pelo transportador CHT. Os valores de IC50 para HC-3 foram de 795,9+ 221,1; 409,3 + 353,6 e 778,4 + 95,3M para PC-3, U-87 e MRC-5, respectivamente e para DMAE foram de 11,0 + 8,7; 4,7 + 1,2 e 6,3 + 2,2M para PC-3, U-87 e MRC-5, respectivamente, mostrando-se potentes inibidores da captação da colina. Todos os testes realizados contribuíram, em parte, para o processo de registro conforme normas da ANVISA.

A mamografia é a principal técnica radiográfica utilizada para imagens das mamas. A mama é um órgão radio-sensível e existe um risco de câncer induzido pela radiação associado com a mamografia. A dose glandular média (DG) é a grandeza dosimétrica aceita para caracterizar o risco de câncer induzido pela radiação. Estudos anteriores concluíram que a DG depende não somente do conteúdo glandular, mas também da distribuição do tecido glandular dentro da mama. Neste trabalho, é proposto um novo método para a geração de modelos computacionais de mama com tecido epitelial e distribuição espacial do tecido glandular de pacientes submetidos a exames de mamografia digital. Cento e setenta modelos computacionais de mama com diferentes glandularidades foram simulados e os resultados foram comparados com valores de coeficientes de conversão para DG recomendados. As diferenças encontradas sugerem que os coeficientes de conversão recomendados internacionalmente podem superestimar a dose glandular média para mamas menos densas e subestimar a dose glandular média para as mamas mais densas. A metodologia descrita neste trabalho constitui uma ferramenta poderosa para a dosimetria em mamografia, principalmente para estudos de risco. / Mammography is the main radiographic technique used for breast imaging. A major concern with mammographic imaging is the risk of radiation-induced breast cancer due to the high sensitivity of breast tissue. The mean glandular dose (DG) is the dosimetric quantity widely accepted to characterize the risk of radiation induced cancer. Previous studies have concluded that DG depends not only on the breast glandular content but also on the spatial distribution of glandular tissue within the breast. In this work, a new method for generating breast models featuring skin composition and glandular tissue distribution from patients undergoing digital mammography is proposed. A hundred and seventy breast models with different breast glandularity were simulated and the results were compared with those obtained from recommended DG conversion factors. The results show that the internationally recommended conversion factors may be overestimating the mean glandular dose to less dense breasts and underestimating the mean glandular dose for denser breasts. The methodology described in this work constitutes a powerful tool for breast dosimetry, especially for risk studies.

As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes. / The radioactive sealed sources are used in verification ionization chamber detectors, which measure the activity of radioisotopes used in several areas, such as in nuclear medicine. The measurement of the activity of radioisotopes must be made with accuracy, because it is administered to a patient. To ensure the proper functioning of the ionization chamber detectors, standardized tests are set by the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the National Nuclear Energy Commission using sealed radioactive sources of Barium-133, Cesium-137 and Cobalt-57. The tests assess the accuracy, precision, reproducibility and linearity of response of the equipment. The focus of this work was the study and the development of these radioactive sources with standard Barium-133 and Cesium-137, using a polymer, in case commercial epoxy resin of diglycidyl ether of bisphenol A (DGEBA) and a curing agent based on modified polyamine diethylenetriamine (DETA), to immobilize the radioactive material. The polymeric matrix has the main function of fix and immobilize the radioactive contents not allowing them to leak within the technical limits required by the standards of radiological protection in the category of characteristics of a sealed source and additionally have the ability to retain the emanation of any gases that may be formed during the manufacture process and the useful life of this artifact. The manufacturing process of a sealed source standard consists of the potting ,into bottle standardized geometry, in fixed volume of a quantity of a polymeric matrix within which is added and dispersed homogeneously to need and exact amount in activity of the radioactive materials standards. Accordingly, a study was conducted for the choice of epoxy resin, analyzing its characteristics and properties. Studies and tests were performed, examining the maximum miscibility of the resin with the water (acidic solution, simulating the conditions of radioactive solution), loss of mechanical and thermal properties, as well as the radioactive dose control for complete curing (cobalt irradiators). For this work was produced a sources of barium-133 and cesium -137,tests were conducted to determination the degree of homogeneity in the dispersion of the radioactive material in the matrix and immersion tests of sealed sources produced to verify the leakage (ISO 9978) of the developed system, occurring obtaining a satisfactory result. With the purpose of creating a national technology able to meet the demand of this product in the domestic market and achieve excellence in quality through accreditation and certification of the product by the appropriate bodies.

Made available in DSpace on 2015-04-14T13:35:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 429244.pdf: 7848641 bytes, checksum: 61cb9e48ce85b1b1f7a5bc2b6e4b3be6 (MD5) Previous issue date: 2011-01-18 / Este trabalho teve como objetivo principal desenvolver e validar um prot?tipo de Ambiente Colaborativo em Medicina Nuclear em um teste piloto, com profissionais experientes da ?rea de Medicina Nuclear. Inicialmente, foram detectadas as premissas, restri??es e funcionalidades necess?rias para o desenvolvimento e implementa??o deste ambiente. Bancos de Imagens Cl?nicas, Experimentais e Simuladas foram desenvolvidos, al?m de um Banco de Documentos e um prot?tipo para realizar a submiss?o facilitada de simula??es pelo m?todo Monte Carlo atrav?s de processamento em cluster computacional hospedado no Laborat?rio de Alto Desempenho da PUCRS. O prot?tipo foi desenvolvido no ambiente Moodle, amplamente utilizado pela comunidade cient?fica e acad?mica e foi avaliado com uma amostra de quinze profissionais experientes que atuam efetivamente na ?rea de Medicina Nuclear em um teste piloto de intera??o. Foram realizadas an?lises descritivas da amostra, bem como an?lises quantitativas e qualitativas da opini?o dos usu?rios no intuito de promover a melhoria desse ambiente. O Ambiente Colaborativo em Medicina Nuclear teve boa aceita??o pela amostra do teste piloto e poder? ser aprimorado para a futura aplica??o na rotina dos profissionais que atuam em servi?os de Medicina Nuclear, universidades e em pesquisas nesta ?rea.

O estudo de processos inflamatórios e infecciosos em Medicina Nuclear apresenta grande relevância para a clínica médica diagnostica. Enquanto em alguns casos o diagnóstico é óbvio, baseado na história clínica e exame físico do paciente, em outros é mais difícil, por serem assintomáticos ou por apresentarem sintomas não específicos. O diagnóstico precoce do processo inflamatório ou infeccioso permite tratamento rápido e também o impedimento de outras complicações. Além disto, a distinção entre inflamação e infecção é de extrema importância, bem como a provável localização. O uso de leucócitos radiomarcados, já estudados e aplicados em várias patologias, é o método de escolha para visualização de focos de infecção e inflamação. A cintilografia de leucócitos radiomarcados foi introduzida em 1976 por McAffe e Thakur e desde então é usada para diagnosticar diferentes patologias que envolvem infiltração leucocitária como distúrbios inflamatórios do intestino, infecção óssea ou prótese-vasculares entre outras. A marcação dos leucócitos in vitro pode ser realizada com 111In utilizando-se oxima ou tropolona como ligante ou com 99mTc, tendo a hexametilpropileno amino oxima (HMPAO) como ligante, resultando em um complexo lipofílico. A melhor disponibilidade, menor tempo de realização do exame, melhor propriedade física e menor dose de radiação para o paciente, resultou na preferência pelo agente HMPAO marcado com 99mTc, ao invés do 111In, para a maioria das indicações na maioria dos países. Entretanto, a marcação empregando o agente HMPAO apresenta como desvantagens a curta estabilidade do reagente marcado, as exigências relacionadas ao processo de marcação (tempo pós-eluição do 99mTc), além do custo elevado, pois se trata de produto importado. Este trabalho visou o desenvolvimento do reagente liofilizado de glucoheptonatoestanho para marcação de leucócitos com 99mTc in vitro pelo método de préestanização. A otimização da técnica de marcação foi realizada através da incubação dos leucócitos, isolados de sangue total, com diferentes volumes do reagente de glucoheptonato-estanho por diferentes tempos à 37°C (préestanização), com posterior marcação com 99mTc (185 MBq), incubados à temperatura ambiente por 20 minutos. O rendimento da marcação foi superior a 90% na condição ótima de marcação. O reagente liofilizado mostrou-se estável por mais de 90 dias. As imagens cintilográficas obtidas 1, 2 e 3 horas após a administração dos leucócitos radiomarcados em coelho New Zeland demonstraram a alta eficiência de marcação de processo inflamatório provocado a partir da administração local de terebentina. O método de marcação de leucócitos desenvolvido apresenta aplicação promissora na clínica médica, com proposta de redução de custo do procedimento, apesar de ser um procedimento mais demorado quando comparado ao procedimento que utiliza o quelante lipofílico de HMPAO. / The study and localization of inflammatory and infection process in Nuclear Medicine represents a relevant tool in diagnostic procedures. In same cases, the diagnostic is easy and based on anamnesis and clinical observation; in other cases, the patients are asymptomatic or present non specific symptoms that difficult the diagnostic. The early diagnostic of inflammatory or infectious process allow the early introduction of therapy and prevents complications. Farther, the differentiation between inflammation and infection is of extreme importance as well as the localization of the focus. The use of labeled leucocytes, studied and applied in much pathologies, is the method of choice for the visualization of inflammation and infection. The scintigraphy using labeled leucocytes was introduced at 1976 by McAffe and Thakur and since of this is used in the diagnostic of different pathologies related to leucocyte infiltration like intestinal inflammatory disease, bone or prosthetic-vascular infections. The in vitro labeling of leucocytes with 111In was performed using oxime or tropolone as ligand and with 99mTc using hexamethylpropylene amine oxime (HMPAO) as ligand, resulting in a lipophilic complex. The 99mTc-HMPAG complex was preferably employed in many indications and countries do to the ideal physical properties of 99mTc that results in low dose to the patient. However, the labeling employing the HMPAO complex results in some disadvantages like the low stability of the complex, and some requirements related to the 99mTc elution (like the time pos elution), beyond the high cost of the compound that is imported. The aim of this work was the development of a tin-glucoheptonate lyophilized kit for in vitro leucocytes labeling with 99mTc using the pre-stannization method. The optimization of the labeling technique was developed using leucocytes isolated from total blood and employing different volumes of the tinglucoheptonate reagent and different incubation times at 37 deg C (pre-stannization), and posterior labeling with 99mTc (185 MBq), after 20 minutes reaction at room temperature. The labeling yield was superior to 90% using the optimized labeling conditions. Lyophilized reagent was stable after 90 days. Scintilographic images obtained 1, 2 e 3 hours after the administration of labeled leucocytes in New Zealand rabbit, showed good uptake on inflammatory focus promoted by tupertine injection. The leucocytes labeling method developed can be probably applied in clinical procedures and represents cost effective method in substitution of the lipophilic complex of HMPAO.

Determinar la calidad de atención del tecnólogo médico de radiodiagnóstico según usuarios externos del Hospital Nacional Edgardo Rebagliati Martins durante el año 2016. Estudio cuantitativo, descriptivo, de corte transversal, que tiene como muestra a 371 usuarios externos de la sala de rayos X (n=225) y mamografía (n=146). Del resultado de esta investigación se desprende que la mayoría de los usuarios externos tiene de 60 años a más (40.2%), es de sexo femenino (79.2%), estado civil casado (48%) y grado de instrucción superior completa (54.4%). El 60.4% de los usuarios externos se atienden en la sala de rayos X simple y el 39.4% en la sala de mamografía. A nivel global, la calidad de atención del tecnólogo médico de radiodiagnóstico según los usuarios externos es Media en un 99.7% y Alta en un 0.3%. En la dimensión interpersonal, la calidad de atención del tecnólogo médico es Alta en un 56.1% y Media en un 43.9%. En la dimensión técnico-científica, la calidad de atención del tecnólogo médico es Media en un 68.5% y Alta en un 20.5%. En la dimensión entorno, la calidad de atención del tecnólogo médico es Alta en un 73% y Media en un 27%. / Tesis

Certes malalties neurològiques estan associades amb problemes en els sistemes de neurotransmissió. Una aproximació a l'estudi d'aquests sistemes és la tomografia d'emissió SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) com a tècnicano-invasiva que proporciona imatges funcionals representatives de l'activitat neuronal. Aquesta tècnica permet la visualització i l'anàlisi de diferents òrgans i teixits dins l'àmbit de la Medicina Nuclear.Malgrat que la inspecció visual de la imatge a vegades és suficient per establir el diagnòstic, la quantificació dels paràmetres de la imatge reconstruida poden millorar la fiabilitat i exactitud del diagnòstic precoç de la malaltia. En particular, la quantificació d'estudis de neurotransmissors de dopamina pot ajudar a detectar els estadis inicials de malalties com el Parkinson. Així mateix, la quantificació permet un seguiment més acurat de l'evolució de la malaltia i una evaluació dels efectes de la terapèutica aplicada.La quantificació es veu afectada pels efectes degradants de la imatge com són el soroll estadístic, la resposta del sistema col.limador/detector i l'efecte de dispersió i/o atenuació dels fotons en la seva interacció amb la matèria. Alguns d'aquests efectes poden ser corregits mitjançant l'ús d'algoritmes de reconstrucció iteratius.L'objectiu d'aquesta tesi és aconseguir una quantificació tant absoluta com relativa dels valors numèrics de la imatge reconstruida de manera que reprodueixin la distribució d'activitat real del pacient en el moment de l'adquisició de l'estudi de SPECT. Per aconseguir-ho s'han desenvolupat diferents codis i algoritmes per millorar els mètodes de reconstrucció existents i validar-ne els seus resultats.La validació i millora dels algoritmes s'ha basat en l'ús de tècniques de simulació Monte Carlo. S'han analitzat els diferents codis Monte Carlo disponibles en l'àmbit de la Medicina Nuclear i s'ha escollit SimSET. La interpretació dels resultats obtinguts i la comparació amb els resultats experimentals ens van dur a incorporar modificacions en el codi original. D'aquesta manera vam obtenir i validar SimSET com a generador d'estudis de SPECT a partir de pacients i objectes virtuals.La millora dels algoritmes es va basar en la incorporació de models analítics de la resposta del sistema col.limador/detector. La modelització del sistema es va implementar per diferents configuracions i energies de la font amb la utilització del codi Monte Carlo PENELOPE. Així mateix es va dissenyar un nou algoritme iteratiu que incorporés l'efecte 3D del sistema i es va tenir en compte la valoració de la imatge en tot el seu volum.Finalment, es va proposar una correcció de l'scattering utilitzant el simulador SimSET modificat per tal d'accelerar el procés de reconstrucció. Els valors reconstruits de la imatge ens han permès recuperar més d'un 95\% dels valors originals, permetent per tant la quantificació absoluta de les imatges de SPECT. / Many forms of brain diseases are associated with problems in the neurotransmission systems. One approach to the assessment of such systems is the use of Single Photon Emission Computed Tomography (SPECT) brain imaging. Neurotransmission SPECT has become an important tool in neuroimaging and is today regarded as a useful method in both clinical and basic research. SPECT is able to non-invasively visualize and analyze different organs and tissues functions or properties in Nuclear Medicine.Although visual inspection is often sufficient to assess neurotransmission imaging, quantification might improve the diagnostic accuracy of SPECT studies of the dopaminergic system. In particular, quantification of neurotransmission SPECT studies in Parkinson Disease could help us to diagnose this illness in the early pre-clinical stages. One of the main research topics in SPECT is to achieve early diagnosis, indeed preclinical diagnosis in neurodegenerative illnesses. In this field detailed analysis of shapes and values of the region of interest (ROIs) of the image is important, thus quantification is needed. Moreover, quantification allows a follow-up of the progression of disease and to assess the effects of potential neuroprotective treatment strategies. Therefore, the aim of this thesis is to achieve quantification of both the absolute activity values and the relative values of the reconstructed SPECT images.Quantification is affected by the degradation of the image introduced by statistical noise, attenuation, collimator/detector response and scattering effects. Some of these degradations may be corrected by using iterative reconstruction algorithms, which thus enable a more reliable quantification. The importance of correcting degradations in reconstruction algorithms to improve quantification accuracy of brain SPECT studies has been proved.Monte Carlo simulations are the --gold standard' for testing reconstruction algorithms in Nuclear Medicine. We analyzed the available Monte Carlo codes and we chose SimSET as a virtual phantom simulator. A new stopping criteria in SimSET was established in order to reduce the simulation time. The modified SimSET version was validated as a virtual phantom simulator which reproduces realistic projection data sets in SPECT studies.Iterative algorithms permit modelling of the projection process, allowing for correction of spatially variant collimator response and the photon crosstalk effect between transaxial slices. Thus, our work was focused on the modelling of the collimator/detector response for the parallel and fan beam configurations using the Monte Carlo code PENELOPE. Moreover, a full 3D reconstruction with OS-EM algorithms was developed.Finally, scattering has recognized to be one of the most significant degradation effects in SPECT quantification. Nowadays this subject is an intensive field of research in SPECT techniques. Monte Carlo techniques appear to be the most reliable way to include this correction. The use of the modified SimSET simulator accelerates the forward projection process although the computational burden is already a challenge for this technique.Full 3D reconstruction simultaneously applied with Monte Carlo-based scattering correction and the 3D evaluation procedure is a major upgrade technique in order to obtain valuable, absolute quantitative estimates of the reconstructed images. Once all the degrading effects were corrected, the obtained values were 95\% of the theoretical values. Thus, the absolute quantification was achieved.