Dissertação (Mestrado) - Universidade Federal de Santa Catarina, Centro Tecnológico. / Made available in DSpace on 2012-10-18T23:32:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0Bitstream added on 2016-01-09T02:28:51Z : No. of bitstreams: 1 138421.pdf: 5245779 bytes, checksum: 1c88036094a8b39afa3aab6923184207 (MD5)

Em medicina nuclear, os trabalhadores diretamente envolvidos nos exames são frequentemente expostos à radiação ionizante. Neste estudo, utilizou-se um detector Geiger-Mueller (GM) para medir as doses da radiação ocupacional durante a realização de algumas das etapas mais críticas para a exposição à radiação em exames de cintilografia de perfusão miocárdica (CPM), são elas: 1) fracionamento das atividades no preparo das seringas; 2) administração do radiofármaco Tecnécio99m-sestamibi nas etapas de repouso e estresse; e 3) aquisição das imagens diagnósticas na sala de exames. Na avaliação, procurou-se discriminar e relacionar o tempo de experiência profissional às doses medidas. Para isso, foi acompanhado um total de 494 procedimentos entre os meses de outubro e dezembro de 2012, sendo 229 seringas preparadas no fracionamento das atividades, 165 administrações de radiofármaco (55 na etapa de repouso realizadas por profissionais com tempo de experiência superior a 2 anos, 55 na etapa de repouso realizada por profissionais com tempo de experiência inferior a 1 ano, e 55 na etapa de estresse), e 100 aquisições de imagem (50 na etapa de repouso e 50 na etapa de estresse). Foram avaliados também os registros das doses obtidas na monitoração individual por dosimetria termoluminescente (TLD), realizada entre julho de 2010 e dezembro de 2012. Os resultados obtidos com o detector GM, quando extrapolados para o acúmulo de doses no período de um ano, mostraram-se significantes em relação ao limite anual de 20 mSv determinado pela legislação brasileira para uma média em cinco anos consecutivos. As doses médias acumuladas nos procedimentos avaliados corresponderam aos seguintes percentuais em relação a esse limite: 1) 13%, no fracionamento das atividades; 2) 8% e 35%, na administração dos radiofármacos das etapas de repouso e estresse, respectivamente; e 3) 4% e 10%, na aquisição das imagens das etapas de repouso e estresse, respectivamente. Esses valores foram compatíveis com os resultados da monitoração individual por TLD, cujos valores registrados foram superiores (34,6% a 63,2% do limite de 20 mSv) pelo fato de não discriminar as doses em cada procedimento. Em virtude dos valores de dose encontrados, o uso de equipamentos de proteção individual e a agilidade na realização dos procedimentos, ligada a experiência profissional, contribuem de forma efetiva para a redução destes valores de dose. / In nuclear medicine, workers directly involved in the exams are frequently exposed to ionizing radiation. In this study, a Geiger-Mueller detector was used to measure the occupational radiation doses while conducting some of the steps with critical radiation exposure during myocardial perfusion scintigraphy exams, which are: 1) fractionation of radiopharmaceutical activities in single-dose syringes, 2) Technetium99m-sestamibi administration during rest and stress steps, and 3) diagnostic images acquisition in the exam room. In the evaluation, it was sought to distinguish and relate the length of professional experience to measured doses. For that reason a total of 494 procedures were followed up including 229 fractionation of radiopharmaceutical activities in single-dose syringes, 165 radiopharmaceutical administrations (55 during rest step performed by professionals with experience time above two years, 55 during rest step performed by professionals with experience time below one year, and 55 during stress step), and 100 image acquisitions (50 during rest step and 50 during stress step). Dose records obtained during individual monitoring by thermoluminescent dosimetry (TLD) conducted between July 2010 and December 2012 were also evaluated. The results obtained by the GM detector, when extrapolated for dose accumulation over one year, proved to be significant in relation to the 20 mSv annual limit determined by Brazilian regulations to an average over five consecutive years. The mean accumulated doses evaluated during the procedures correspond to the following percentages relative to the annual limit value: 1) 13%, at the fractionation of radiopharmaceutical activities, 2) 8% and 35%, during rest and stress steps of radiopharmaceuticals administration, respectively, and 3) 4% and 10%, during rest and stress images acquisition, respectively. These values are consistent to the results of individual monitoring by TLD. These values were consistent to the results of individual monitoring by TLD, whose registered values were higher (34.6% to 63.2% of the limit of 20 mSv) due to the fact that they don't discriminate the dose by each procedure. Because of the dose values found, the use of personal protective equipment and the agility in procedures, linked to professional experience, effectively contribute to the reduction of these dose values.

Esse estudo tem por objetivo geral propor um mapa espacial de doses como ferramenta auxiliar na avaliação da necessidade de otimização de ambientes em serviços de medicina nuclear e, por objetivos específicos, avaliar as dosimetrias individuais dos trabalhadores; analisar a estrutura física dos serviços de medicina nuclear; avaliar as taxas de dose do ambiente. A pesquisa realizada se caracteriza como um estudo de caso, de natureza exploratória e explicativa, em três Serviços de Medicina Nuclear estabelecidos na região Noroeste do Estado do Paraná. Os resultados obtidos indicaram que as taxas de dose avaliadas e a dosimetria dos trabalhadores, em todas as dependências dos serviços pesquisados, respeitam os limites de doses anuais, mas algumas excedem os limites de investigações preconizados na norma NN-CNEN 3.01 (2014). Concluiu-se que o mapa espacial de dose é uma ferramenta importante para os serviços de medicina nuclear, pois facilita a visualização das áreas com maior concentração de radiação, bem como a revisão contínua de tais medidas e recursos para identificar quaisquer falhas e deficiências na sua aplicação, corrigi-las e evitar suas repetições, além de verificar regularmente se os objetivos de proteção radiológica estão sendo alcançados. / This study has as general aim to propose a spatial map of doses as an auxiliary tool in assessing the need for optimization of the workplace in nuclear medicine services. As specific aims, we assessed the workers individual dosimetry; we analyzed the facilities of the nuclear medicine services; and we evaluated environment exposure rates. The research is characterized as a case study, with an exploratory and explanatory nature. It was conducted in three Nuclear Medicine Services, all established in the Northwest of the Paraná State. Results indicated that the evaluated dose rates and workers dosimetry, in all the dependencies of the surveyed services, are within the limits of annual doses. However some exceeded the limits recommended in the standard CNEN-NN 3:01 (2014). It was concluded that the spatial map dose is an important tool for nuclear medicine services because it facilitates the visualization of areas with highest concentration of radiation, and also helps in the constant review of these measures and resources, aiding in the identification of any failures and shortcomings, providing resources to correct any issues and prevent their repetition. The spatial map dose is also important for the regular inspection, evaluating if the radiation protection objectives are being met.

Em medicina nuclear, os trabalhadores diretamente envolvidos nos exames são frequentemente expostos à radiação ionizante. Neste estudo, utilizou-se um detector Geiger-Mueller (GM) para medir as doses da radiação ocupacional durante a realização de algumas das etapas mais críticas para a exposição à radiação em exames de cintilografia de perfusão miocárdica (CPM), são elas: 1) fracionamento das atividades no preparo das seringas; 2) administração do radiofármaco Tecnécio99m-sestamibi nas etapas de repouso e estresse; e 3) aquisição das imagens diagnósticas na sala de exames. Na avaliação, procurou-se discriminar e relacionar o tempo de experiência profissional às doses medidas. Para isso, foi acompanhado um total de 494 procedimentos entre os meses de outubro e dezembro de 2012, sendo 229 seringas preparadas no fracionamento das atividades, 165 administrações de radiofármaco (55 na etapa de repouso realizadas por profissionais com tempo de experiência superior a 2 anos, 55 na etapa de repouso realizada por profissionais com tempo de experiência inferior a 1 ano, e 55 na etapa de estresse), e 100 aquisições de imagem (50 na etapa de repouso e 50 na etapa de estresse). Foram avaliados também os registros das doses obtidas na monitoração individual por dosimetria termoluminescente (TLD), realizada entre julho de 2010 e dezembro de 2012. Os resultados obtidos com o detector GM, quando extrapolados para o acúmulo de doses no período de um ano, mostraram-se significantes em relação ao limite anual de 20 mSv determinado pela legislação brasileira para uma média em cinco anos consecutivos. As doses médias acumuladas nos procedimentos avaliados corresponderam aos seguintes percentuais em relação a esse limite: 1) 13%, no fracionamento das atividades; 2) 8% e 35%, na administração dos radiofármacos das etapas de repouso e estresse, respectivamente; e 3) 4% e 10%, na aquisição das imagens das etapas de repouso e estresse, respectivamente. Esses valores foram compatíveis com os resultados da monitoração individual por TLD, cujos valores registrados foram superiores (34,6% a 63,2% do limite de 20 mSv) pelo fato de não discriminar as doses em cada procedimento. Em virtude dos valores de dose encontrados, o uso de equipamentos de proteção individual e a agilidade na realização dos procedimentos, ligada a experiência profissional, contribuem de forma efetiva para a redução destes valores de dose. / In nuclear medicine, workers directly involved in the exams are frequently exposed to ionizing radiation. In this study, a Geiger-Mueller detector was used to measure the occupational radiation doses while conducting some of the steps with critical radiation exposure during myocardial perfusion scintigraphy exams, which are: 1) fractionation of radiopharmaceutical activities in single-dose syringes, 2) Technetium99m-sestamibi administration during rest and stress steps, and 3) diagnostic images acquisition in the exam room. In the evaluation, it was sought to distinguish and relate the length of professional experience to measured doses. For that reason a total of 494 procedures were followed up including 229 fractionation of radiopharmaceutical activities in single-dose syringes, 165 radiopharmaceutical administrations (55 during rest step performed by professionals with experience time above two years, 55 during rest step performed by professionals with experience time below one year, and 55 during stress step), and 100 image acquisitions (50 during rest step and 50 during stress step). Dose records obtained during individual monitoring by thermoluminescent dosimetry (TLD) conducted between July 2010 and December 2012 were also evaluated. The results obtained by the GM detector, when extrapolated for dose accumulation over one year, proved to be significant in relation to the 20 mSv annual limit determined by Brazilian regulations to an average over five consecutive years. The mean accumulated doses evaluated during the procedures correspond to the following percentages relative to the annual limit value: 1) 13%, at the fractionation of radiopharmaceutical activities, 2) 8% and 35%, during rest and stress steps of radiopharmaceuticals administration, respectively, and 3) 4% and 10%, during rest and stress images acquisition, respectively. These values are consistent to the results of individual monitoring by TLD. These values were consistent to the results of individual monitoring by TLD, whose registered values were higher (34.6% to 63.2% of the limit of 20 mSv) due to the fact that they don't discriminate the dose by each procedure. Because of the dose values found, the use of personal protective equipment and the agility in procedures, linked to professional experience, effectively contribute to the reduction of these dose values.

Esse estudo tem por objetivo geral propor um mapa espacial de doses como ferramenta auxiliar na avaliação da necessidade de otimização de ambientes em serviços de medicina nuclear e, por objetivos específicos, avaliar as dosimetrias individuais dos trabalhadores; analisar a estrutura física dos serviços de medicina nuclear; avaliar as taxas de dose do ambiente. A pesquisa realizada se caracteriza como um estudo de caso, de natureza exploratória e explicativa, em três Serviços de Medicina Nuclear estabelecidos na região Noroeste do Estado do Paraná. Os resultados obtidos indicaram que as taxas de dose avaliadas e a dosimetria dos trabalhadores, em todas as dependências dos serviços pesquisados, respeitam os limites de doses anuais, mas algumas excedem os limites de investigações preconizados na norma NN-CNEN 3.01 (2014). Concluiu-se que o mapa espacial de dose é uma ferramenta importante para os serviços de medicina nuclear, pois facilita a visualização das áreas com maior concentração de radiação, bem como a revisão contínua de tais medidas e recursos para identificar quaisquer falhas e deficiências na sua aplicação, corrigi-las e evitar suas repetições, além de verificar regularmente se os objetivos de proteção radiológica estão sendo alcançados. / This study has as general aim to propose a spatial map of doses as an auxiliary tool in assessing the need for optimization of the workplace in nuclear medicine services. As specific aims, we assessed the workers individual dosimetry; we analyzed the facilities of the nuclear medicine services; and we evaluated environment exposure rates. The research is characterized as a case study, with an exploratory and explanatory nature. It was conducted in three Nuclear Medicine Services, all established in the Northwest of the Paraná State. Results indicated that the evaluated dose rates and workers dosimetry, in all the dependencies of the surveyed services, are within the limits of annual doses. However some exceeded the limits recommended in the standard CNEN-NN 3:01 (2014). It was concluded that the spatial map dose is an important tool for nuclear medicine services because it facilitates the visualization of areas with highest concentration of radiation, and also helps in the constant review of these measures and resources, aiding in the identification of any failures and shortcomings, providing resources to correct any issues and prevent their repetition. The spatial map dose is also important for the regular inspection, evaluating if the radiation protection objectives are being met.

A tomografia por emissão de pósitrons (\"Positron Emission Tomography\" - PET) é uma técnica para obtenção de imagens tomográficas em Medicina Nuclear que permite o estudo da função e do metabolismo do corpo humano em diversos problemas clínicos, através do uso de fármacos marcados por radionuclídeos emissores de pósitrons. As aplicações mais frequentes ocorrem em oncologia, neurologia e cardiologia, através da análise qualitativa e quantitativa dessas imagens. Atualmente, a PET é realizada de duas maneiras: através de sistemas constituídos por anéis formados por alguns milhares de detectores operando em coincidência, chamados de sistemas dedicados; ou com o uso de câmaras PET /SPECT, formadas por dois detectores de cintilação em coincidência, que também servem para estudos com radionuclídeos emissores de fóton único (\"Single Photon Emission Computed Tomography\" - SPECT). O desenvolvimento desses sistemas PET /SPECT tornou viáveis os estudos com a fluor-deoxiglicose, [18 ANTPOT. F]-FDG, um fármaco marcado com 18 ANTIPOT. F (emissor de pósitrons com 109 minutos de meia-vida física), para um número grande de clínicas e hospitais, principalmente por estes serem de uma tecnologia economicamente mais acessível que os realizados com a PET dedicada. Neste presente trabalho, desenvolveu-se uma metodologia para caracterizar e avaliar um sistema PET /SPECT com dois detectores de cintilação e dispositivo com duas fontes pontuais de Cs-137, destinado à obtenção das imagens de transmissão para a correção de atenuação dos fótons. Ela se baseia em adaptações dos testes convencionais de câmaras SPECT, descritos no IAEA TecDoc - 602 - 1991 (\"lnternational Atomic Energy Agency\" - IAEA), e de sistemas PET dedicados, publicados no NEMA NU 2- 1994 (\"National Electrical Manufacturers Association\"NEMA). O resultado foi organizado em forma de roteiros que foram testados em uma câmara da ADAC Laboratories/Philips, a VertexlM - Plus EPIClMJMCDlM - AC, instalada no Serviço de Radioisótopos do lnCor - HCFMUSP (Instituto do Coração - Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo). Esta câmara foi a primeira instalada no Brasil e está sendo utilizada, predominantemente, para estudos oncológicos e de viabilidade miocárdica. O radiofármaco utilizado na obtenção das imagens foi a [18F]-FDG, fornecida regularmente pelo IPEN/CNEN-SP (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares/Comissão Nacional de Energia Nuclear - São Paulo), e a reconstrução tomográfica foi realizada com o software próprio do sistema, utilizando-se os parâmetros padrão dos protocolos clínicos. Foram utilizadas fontes pontuais suspensas no ar para as medidas de resolução espacial transversal e lineares imersas na água para as de fração de espalhamento e sensibilidade. Na avaliação da sensibilidade, uniformidade, taxa de eventos verdadeiros, taxa de eventos aleatórios e tempo morto do sistema eletrônico, foram feitas imagens de um simulador físico construído especialmente para o presente trabalho, a partir das instruções da publicação NEMA NU 2 - 1994 para sistemas PET dedicados. A acurácia da correção de atenuação foi verificada através das imagens do simulador físico citado com a inserção de três cilindros de densidades diferentes: água, ar e Teflon. Os roteiros deste trabalho poderão servir de guia para Programas de Controle e Garantia de Qualidade e avaliação da performance de sistemas PET /SPECT com dois detectores de cintilação em coincidência. A implantação destes roteiros pelos centros clínicos que utilizam este tipo de equipamento aumentará a qualidade e a confiabilidade nas imagens resultantes, assim como na sua quantificação. / Positron emission tomography, PET, is a Nuclear Medicine technique that allows the study of human body\'s function and metabolism in many clinical problems, with the help of pharmaceuticals labeled with positron emitters. The most frequent applications occur in oncology, neurology and cardiology, through qualitative and quantitative analysis of these images. Currently, PET is performed in two manners: by using dedicated systems, consisted of rings of thousands of detectors operating in coincidence; or with the use of PET /SPECT cameras, formed by two scintillation detectors in coincidence, which are also used in SPECT studies (single photon emission tomography). The development of PET /SPECT systems made possible the studies with fluor-deoxiglucose, [18F]-FDG, a pharmaceutical labeled with 18F (positron emitter with 109 minutes physical half-life), for a large number of clinics and hospitals, mainly due to their economical accessibility when compared to the dedicated PET studies. In this present work, a method was developed for characterizing and evaluating a PET /SPECT system with two scintillation detectors and device with two point sources of 137Cs, designed to obtain the transmission images for the photon attenuation correction. lt is based on adaptations of the conventional tests of SPECT cameras, described in IAEA TecDoc - 602 - 1991 (\"international Atomic Energy Agency \" - IAEA), and those for dedicated PET systems, published in NEMA NU 2 - 1994 (\"National Electrical Manufacturers Association \" - NEMA). The results were organized in a set of testing protocols and tested in the ADAC Laboratories/Philips camera, the VertexlM - Plus EPIClM/MCDlM - AC, installed in the Radioisotopes Service of lnCor - HCFMUSP (Instituto do Coração - Hospital das clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo). This camera was the first one installed in Brazil and is being used, predominantly, for oncological studies and miocardial viability. The radiopharmaceutical used was [18F]-FDG, supplied regularly by IPEN/CNEN-SP (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares I Comissão Nacional de Energia Nuclear - São Paulo), and the tomographic reconstruction was performed with the system software, using the standard parameters of the clinical protocols. Point sources suspended in air were used in the measurements of spatial resolution and linear sources immersed in water for scattering fraction and sensitivity measurements. In the evaluation of sensitivity, uniformity, true events, random events and dead time of the electronic system, a phantom was constructed specifically for the present work, from the instructions of NEMA NU 2 - 1994 for dedicated PET systems. The accuracy of the attenuation correction was verified from the images of the phantom with three inserts of different densities: water, air and Teflon. The resultant protocols can serve as a guideline for Programs of Quality Control and Assurance, as well as for the evaluation of the performance of PET /SPECT systems with two scintillation detectors in coincidence. lf implemented by clinical centers that use this type of equipment, it will enhance the quality and confidence of the resulting images, as well as their quantification.

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.

Orientadores: Alvaro Rodolfo De Piero, Julio Cesar Hadler Neto / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas. Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-08-05T10:59:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Pereira_FabianaCrepaldi_D.pdf: 53871488 bytes, checksum: 48e21ff9ca1abbb0f20a15dd735bf597 (MD5) Previous issue date: 2004 / Resumo: Esta tese aborda o problema e estimar a atenuação a partir de ados e emissão,em tomografia computadorizada por emissão.São apresentados novos métodos visando solucionar o problema mais persistente:uma interferência,em forma e sombra --crosstalk --entre as imagens e ativi ade e atenuação.O primeiro grupo e métodos se baseia na minimização a verossimilhança e forma iterativa e o segundo,no uso e condições e consistência.Nossas simulações chegaram a resultados que indicam novas direções para a solução do problema da sombra / Abstract: This thesis eals with the problem of estimating the attenuation from activity ata in emission computed tomography.We present several new methods aiming at solving the main rawback of the problem:the 'crosstalk'between activity and attenuation images.The first group of methods is base on iteratively solving a regularized maximum likelihood model and the second on using consistency conditions.Our simulations show results that indicate new directions for the solution of the 'crosstalk' problem / Doutorado / Física Geral / Doutor em Ciências

Orientador: Benito Pereira Damasceno, Fernando Cendes / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Ciencias Medicas / Made available in DSpace on 2018-08-06T17:39:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Silva_LeonardodeDeus_M.pdf: 2455775 bytes, checksum: e58bc56acbed01e6bb04a6a21e91e1c9 (MD5) Previous issue date: 2006 / Resumo: Alterações cerebrovascujares são freqüentemente encontradas em pacientes com doenças falciformes (DF) e, na maioria das vezes, são precedidas por alterações insidiosas da perfusão cerebral. O objetivo deste estudo foi o de investigar a perfusão cerebral de pacientes adultos com DF, assintomáticos do ponto de vista neurológico. Foram incluídos 42 pacientes com DF que estavam em acompanhamento regular no Hemocentro da UNICAMP. O grupo foi de 27 mulheres e 15 homens sendo 33 HbSS (14 homens e 19 mulheres), 6 HbSC (1 homem e 5 mulheres) e 3 HbSp (3 mulheres). A idade media foi de 33.4 (±10.55 anos; 18-60). A hemoglobina basal média foi de 8.5 (±1.73; 5.2-13.5) e o hematócrito médio foi de 25.1 (±4.85; 15.6-38.5). Pacientes e controles foram submetidos à SPECT cerebral com etilenodicisteina dietil éster marcado com tecnécío-99 (ECD-[99m]Tc). As imagens reconstruídas em formato ANALYZE usando o MRIcro software foram submetidas à análise baseada em voxel foi realizada utilizando-se o software SPM2 (Wellcome Department of Cognitive Neurology), para estimar a probabilidade de cada voxel apresentar uma captação aumentada ou reduzida. As imagens foram normalizadas para o template anatômico padronizado de Talairach eTournoux. Foi evidenciada redução da captação do traçador nos gânglios da base e tálamos, na região frontal anterior e em zonas de transição da região temporo-parieto-occipital. Concluímos que SPECT cerebral com (ECD-[99m]Tc) é um método capaz de detectar anormalidades precoces em pacientes com DF. O predomínio do comprometimento é em áreas cuja perfusão é predominantemente mantida por pequenos vasos e microvasculatura distal. Palavras chave: Perfusão cerebral; Doença falciforme; SPECT; análise baseada em voxel / Abstract: Cerebrovascular lesions are frequently observed in patients with sickle cell disease (SCD) and these structural lesions are preceded by insidious perfusion deficits. Our aim was to investigate the presence of brain perfusion deficits in neurologically asymptomatic SCD patients. Forty-two SCD patients (33 HbSS, 6 HbSC and 3 HbSp) with mean hematocrit of 25.1 (±4.85; 15.6-38.5) were submitted to brain perfusion single photon emission tomography (SPECT) using the tracer "Tc-ECD. Images from SCD patients were compared to images of a healthy control group (29 females and 20 males, mean age 31 ±8; range 25-49 years). Images underwent voxel-wise comparison of regional tracer uptake using paired t-test to estimate the probability of each voxel to have an increased or decreased tracer uptake. When compared to controls, SCD patients had significantly reduced tracer uptake in basal ganglia and thalami, the anterior frontal region and the watershed region of the temporo-parietal-occipital transition. (p<0.05). Our study demonstrates that neurologically asymptomatic adult SCD patients exhibit a pattern of reduced ""Tc-ECD tracer uptake demonstrated by SPECT. Early detection of cerebral hypoperfusion may help in preventing stroke in patients with SCD. keywords: sickle cell disease; brain perfusion; SPECT; voxel based analysis / Mestrado / Neurologia / Mestre em Ciências Médicas

Quality control programs in nuclear medicine include verifying the efficiency of all equipment used for diagnosis and therapy, including scintillation cameras. To that end, we have developed and evaluated the performance of four phantom kidneys two static anthropomorphic, one semi-dynamic, and one dynamic to acquire static and dynamic renal scintigraphic images. The static anthropomorphic phantoms were used to characterize and evaluate the response of the processing system for different concentrations of radionuclides through static renal scintigraphy images (99mTc-DMSA), obtained with posterior, right posterior oblique, left posterior oblique, and anterior incidences. The static phantoms were made in two ways; one was made of acrylic from a mold of a pair of human kidneys preserved in formalin, and the second was built with acrylonitrile butadiene styrene (ABS), in a 3D printer using the Slicer program, based on a computed tomography (CT) of the thorax, using the Slicer program. The semi-dynamic and dynamic phantoms were constructed to characterize and evaluate images of dynamic renal scintigraphy. In the semi-dynamic phantom, the injection of radiotracer was performed manually, whereas in the dynamic phantom, the radiotracer was automatically injected through an injector system. With the semi-dynamic phantom, it was possible to analyze the formation of a renogram with normal renal scintigraphic appearance using an imaging system. The simulations obtained from the dynamic phantom simulator enabled studies of normal renal scintigraphy and four other forms of renograms. The static anthropomorphic phantom kidneys proved to be efficient for use in evaluations of varying concentrations of radionuclides. The dynamic phantom kidney was useful for analysis of scintigraphic images and obtaining different pathways for elimination of the radioisotope, allowing for analysis of different renograms. Therefore, the new kidney phantoms would be useful for quality control of image processing systems in renal scintigraphy. / Um programa de controle de qualidade em serviços de medicina nuclear abrange a verificação da eficiência de todos os equipamentos utilizados para diagnóstico e terapia, incluindo a câmara de cintilação. Nesse trabalho, desenvolvemos e avaliamos o desempenho de quatro objetos simuladores renais: dois antropomórficos estáticos, um semidinâmico e outro dinâmico para aquisição de imagens cintilográficas renais estáticas e dinâmicas. Os objetos simuladores antropomórficos estáticos foram utilizados para caracterizar e avaliar a resposta do sistema de processamento para diferentes concentrações de radionuclídeos por meio de imagens de cintilografia renal estática (DMSA-99mTc), obtidas com incidências posteriores (POST), oblíqua posterior direita (OPD), oblíqua posterior esquerda (OPE) e anterior. Os objetos simuladores estáticos foram confeccionados de duas formas distintas: o primeiro foi feito de acrílico a partir de molde de um par de rins humano, conservados em formol, e o segundo foi construído de acrilonitrilabutadieno estireno (ABS) em uma impressora 3D, a partir de uma tomografia computadorizada (TC) de tórax, utilizando o programa Slicer. Foram construídos dois objetos simuladores para caracterizar e avaliar imagens da cintilografia renal dinâmica, o primeiro, semidinâmico, em que a injeção do radiotraçador foi realizada de forma manual, e um segundo objeto simulador dinâmico, com injeção automática do radiotraçador, através de um sistema injetor. Com o objeto simulador semidinâmico foi possível analisar a resposta do sistema de processamento de imagens para a forma de renograma com aspecto cintilográfico renal normal. O objeto simulador dinâmico possibilitou estudos simulados de cintilografia renal normal e de outras quatro formas de renogramas. Os novos objetos simuladores estáticos antropomórficos renais se mostraram eficientes para uso em avaliações de variação de concentrações de radionuclídeos e para análise das imagens cintilográficas e obtenção de diferentes formas de eliminação do radioisótopo, permitindo a análise de diferentes renogramas. Portanto, os novos objetos simuladores renais são eficientes para uso em controle de qualidade de cintilografias renais e sistemas de processamento de imagens.