A Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET - Positron Emission Tomography) é uma modalidade de imagens para o diagnóstico em Medicina Nuclear. São utilizados radiofármacos emissores de pósitrons que possibilitam obter imagens que representam o processo bioquímico dessas substâncias no órgão ou tecido de interesse in vivo. São detectados, em coincidência, os fótons provenientes da aniquilação pósitron/elétron, que ocorre dentro do corpo do paciente. Esta informação é posteriormente utilizada para a reconstrução do objeto em estudo. Atualmente, existem dois tipos de equipamentos capazes de realizar estudos tomográficos por emissão de pósitrons: o dedicado e a câmara PET/SPCET. Este trabalho abordou este último tipo, que permite também a realização de exames habituais de Medicina Nuclear, que usam emissores de fótons. Existem dificuldades inerentes ao método de aquisição destas imagens que afetam a quantificação de índices ou atividade. Elas estão relacionadas ao fato de a emissão de radiação obedecer a uma distribuição de Poisson, às interações físicas da radiação com o corpo do paciente e com o detector, ao ruído devido à natureza estatística destas interações e de todo o processo de detecção, assim como à metodologia de aquisição dos exames (preparo e posicionamento do paciente, taxa de contagens etc.). Correções são propostas na literatura que não são totalmente implementadas pelos fabricantes: de espalhamento, de atenuação, de eventos aleatórios, do tempo morto, de decaimento, da resolução espacial e de outras características do equipamento. O objetivo deste trabalho foi o de realizar um estudo dos métodos aplicados por dois fabricantes, assim como algumas influências das características técnicas das câmaras PET/SPECT na obtenção do índice de SUV (Standardized Uptake Value). Para isso, dados de simuladores físicos, dispostos em várias montagens, foram obtidos com uma câmara no modo 3D e outra no modo 20. Constatou-se também que a forma das fontes usadas para calibração influencia no resultado final e impõe novos desafios para a quantificação em uma situação clínica. Por fim, no momento da quantificação, a região de interesse deve ser escolhida de acordo com aquela usada para a determinação dos coeficientes de correção e calibração. Verificou-se que é viável realizar quantificações com câmaras PET/SPECT, inclusive o índice SUV. Para tanto, além das correções citadas anteriormente, é imprescindível ter o equipamento bem ajustado, assim como a obtenção de coeficientes para normalização da sensibilidade e correção do efeito de volume parcial. / Positron Emission Tomography (PET) is a Nuclear Medicine imaging modality for diagnostic purposes. Pharmaceuticals labeled with positron emitters are used and images which represent the in vivo biochemical process within tissues can be obtained. The positron/electron annihilation photons are detected in coincidence and this information is used for object reconstruction. Presently, there are two types of systems available for this imaging modality: the dedicated systems and those based on gamma camera technology. In this work, we utilized PET/SPECT systems, which also allows for the traditional Nuclear Medicine studies based on single photon emitters. There are inherent difficulties which affect quantification of activity and other indices. They are related to the Poisson nature of radioactivity, to radiation interactions with patient body and detector, noise due to statistical nature of these interactions and to all the detection processes, as well as the patient acquisition protocols. Corrections are described in the literature and not all of them are implemented by the manufacturers: scatter, attenuation, randoms, decay, dead time, spatial resolution, and others related to the properties of each equipment. The goal of this work was to assess these methods adopted by two manufacturers, as well as the influence of some technical characteristics of PET/SPECT systems on the estimation of SUV. Data from a set of phantoms were collected in 3D mode by one camera and 20, by the other. We concluded that quantification is viable in PET/SPECT systems, including the estimation of SUVs. This is only possible if, apart from the above mentioned corrections, the camera is well tuned and coefficients for sensitivity normalization and partial volume corrections are applied. We also verified that the shapes of the sources used for obtaining these factors play a role on the final results and should be dealt with carefully in clinical quantification. Finally, the choice of the region of interest is critical and it should be the same used to calculate the correction factors.

Este trabalho consiste na síntese e na caracterização de complexos inéditos de gálio, índio, cobalto, cobre e molibdênio.Baseando-se na potencial aplicação na terapia dos complexos de gálio e índio, dois novos complexos, um de gálio e um de índio, foram sintetizados utilizando como ligante o ânion monovalente da 2,3-dihidroxipiridina e um de gálio foi sintetizado utilizando como ligante o mono ânion da 2-hidroxipiridina-N-óxido. Um ligante macrocíclico derivado do cyclam foi sintetizado. Posteriormente, foi preparado um complexo de cobre e um de cobalto com o macrociclo, visando a potencial aplicação de complexos desse tipo na medicina nuclear. Cinco complexos de molibdênio foram sintetizados, sendo dois utilizando ligantes hidrazonas e três com ligantes ditiocarbazatos, visando sua potencial aplicação na terapia da doença de Chagas. Os compostos foram caracterizados por espectroscopia de absorção na região do infravermelho, análise elementar (C, H, N e S), espectroscopia de ressonância magnética nuclear (1H e no caso do ligante macrociclo 13C), espectrometria de massas (MS-ESI) e difração de raios X.Após completa caracterização, os complexos de gálio e índio tiveram sua atividade antitumoral in vitro avaliada em linhagens de células derivadas de tumores e, como estudo pioneiro, os complexos também tiveram sua atividade tripanocida avaliada, assim como os complexos de molibdênio. / This work consists on the synthesis and characterization of novel complexes of gallium, indium, cobalt, copper and molybdenum.Based on the potential therapeutic application of gallium and indium complexes, two new complexes with the monovalent anion of 2,3-dihydroxypyridine were synthesized, one of gallium and one of indium. In addition, one gallium complex was prepared with the mono anion of 2-hydroxypyridine N-oxide as ligand. A cyclam derivative macrocycle ligand was synthesized. Subsequently, a copper and a cobalt complex were synthesized with the new macrocycle, aiming their potential application in nuclear medicine. Five molybdenum complexes were synthesized, two with hydrazones and three with dithiocarbazates as ligands, focusing their potential application in Chagas disease therapy. The compounds were characterized by infrared absorption spectroscopy, elemental analysis (C, H, N and O), nuclear magnetic resonance (1H and, in the case of the macrocycle ligand, 13C), mass spectrometry (ESI-MS), and single crystal X-ray diffraction. After complete characterization, the complexes of gallium and indium had their in vitro antitumor activity assessed front tumor-derived cell lines and as a first study the complexes were also evaluated regarding their trypanocidal activity, as well as the molybdenum complexes.

A eficiência e a segurança de uma prática de medicina nuclear dependem, entre outros fatores, de um programa de controle de qualidade, principalmente no que diz respeito à utilização de medidores de atividade de radionuclídeos (ativímetros). Dentre as maiores fontes de erro nas medidas realizadas com um ativímetro estão: a espessura, o tamanho e o volume do frasco que contém o radiofármaco, considerando que um ativímetro típico tem a sua resposta reconhecidamente dependente do frasco utilizado. O propósito desse trabalho foi implantar um programa de controle de qualidade além de estabelecer fatores de correção referente à geometria do frasco de vidro para distribuição de radiofármacos e calibração de ativímetros, considerando que o Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui um Sistema Padrão Secundário NPL-CRC radionuclide calibrator, fabricado pela Southern Scientific, composto por uma câmara de ionização tipo poço e um sistema de medida de corrente, com rastreabilidade ao National Physical Laboratory (NPL) e calibrado com um frasco de vidro tipo P6 que possui dimensões diferentes dos utilizados pelo IPEN. Foram testados os radiofármacos 67Ga, 131I, 201Tl e 99mTc, todos produzidos pelo IPEN. Os resultados demonstraram uma variação de até 22% para o radiofármaco 201Tl, sendo que a menor variação foi encontrada para o 131I (2,98%). Os fatores de correção encontrados devem ser incorporados na calibração rotineira dos ativímetros. / The efficiency and safety of the nuclear medicine practice depend, among others factors, of a quality control programme, mainly related to the use of the nuclide activity meters (activimeter). One of the most important sources of errors in the activimeter measurements is the thickness, size and volume of the vial that contains the radiopharmaceutical considering that a typical activimeter has its response dependent of the vial used. The objective of this work was to establish a quality control programme and the correction factors for the geometry of the vials used for distribution of radiopharmaceutical and activimeters calibration, considering that the Calibration Laboratory of Instrumentos (LCI) of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) has a NPL-CRC Secondary Standard Radionuclide Calibrator System, manufactured for the Southern Scientific plc, compound by an ionization chamber well type and a current measurement system, with traceability to National Physical Laboratory (NPL) and calibrated with a P6 vial type with different dimensions of the one used for the IPEN. The radiopharmaceutical produced by IPEN 67Ga, 131I, 201Tl and 99mTc, had been tested using the two different vials. The results shown a maximum variation of 22% for 201Tl, and the minimum variation was 2.98% for 131I. The correction factors must be incorporated in the routine calibration of the activimeters.

A área da medicina nuclear possui uma crescente vertente em terapia de doenças, particularmente no tratamento de tumores radiosenssíveis. Devido à alta dose utilizada na terapia desses tumores é de extrema importância a quantificação da distribuição da dose, para assim evitar os efeitos deletérios nos tecidos sadios. No Brasil o sistema de dosimetria interna utilizado é o MIRD (Medical Internal Radiation Dose) baseado em um modelo de referência que não possui dados suficientes do paciente para obter uma avaliação detalhada da dose em terapia. Novos sistemas de dosimetria interna utilizam imagens de tomografia computadorizada para obter tanto informações do corpo do paciente, como informações da distribuição da atividade interna do paciente, para assim, com base nessas informações, realizar o cálculo de dose mediante um código de Monte Carlo. Esse tipo de dosimetria é denominado dosimetria personalisada do paciente. No Centro de Engenharia Nuclear do Ipen, está em desenvolvimento uma metodologia em que as informações das imagens tomográficas são inseridas no código de Monte Carlo MCNP5 mediante um software denominado SCMS (Sistema Construtor de Manequins Segmentadores). Assim, a dosimetria pode ser realizada de forma personalizada para cada paciente, obtendo-se a deposição de energia nos órgãos de interesse. O presente trabalho teve por objetivo contribuir para a área de medicina nuclear com o desenvolvimento de parte do sistema mencionado de dosimetria personalizada do paciente para terapia radionuclídica. Para isso foram propostos três objetivos específicos: (1)Desenvolver um software para converter imagens de tomografia computadorizada (CT) em parâmetros do tecido (ρ,ωi); (2) Desenvolver um software para realizar a correção de atenuação em imagens tomográficas de medicina nuclear (SPECT ou PET) para fornecer o mapa de atividade relativa e (3) Preparar os dois softwares anteriores para fornecerem dados de entrada ao SCMS. O software desenvolvido para o primeiro objeto específico foi o Image Converter Computed Tomography (ICCT) que obteve uma boa precisão para determinar a densidade, e em relação à composição dos tecidos, os únicos elementos que obtiveram alta variação foram o carbono e oxigênio. Felizmente, essa variação para a faixa de energia utilizada em terapia radionuclídica não é prejudicial para a distribuição da dose. Uma das vantagens é a alta precisão em relação a cálcio e fósforo que possuem grande influência na distribuição da dose. Para o segundo objetivo foi desenvolvido o Attenuation Corretion PET SPECT (ACPS) que efetua a correção de atenuação em imagens de PET e SPECT mediante o método de Chang de 1a ordem e gera a distribuição da atividade relativa no interior do paciente. Por fim, os dados gerados pelos dois softwares foram formatados para o SCMS. / The nuclear medicine area has an increasing slope in the therapy of diseases, particularly in the treatment of radiosensitive tumors. Due to the high dose levels in radionuclide therapy, it is very important the accurate quantify of the dose distribution to avoid deleterious effects on healthy tissues. In Brazil, the internal dosimetry system used is the MIRD (Medical Internal Radiation Dose) based on a reference model that does not have adequate patient data to obtain a dose accurate assessment in therapy. However, in recent years, internal radionuclide dosimetry evaluates the spatial dose distribuition basead on information obtained from CT and SPECT or PET images together with the using of Monte Carlo codes. Those systems are called patient-specific dosimetry systems. In the Nuclear Engineering Center at IPEN, this methodology is in development. When the CT images are inserted into the Monte Carlo code MCNP5 through of use of a interface software called SCMS the dosimetry can be accomplished using patient-specific data, resulting in a more accurate energy deposition in organs of interest. This work aim to contribute with the development of part of that patient-specific dosimetry for therapy. To achieve this goal we have proposed three specific objectives: (1) Development of a software to convert images from Computed Tomography (CT) in the tissue parameters (ρ, ω(i)); (2) Development of a software to perform attenuation correction in nuclear medicine tomographic images (SPECT or PET) and to provide the map of relative activity and (3) Provide data to the SCMS code by these two softwares. The software developed for the first specific objective was the Image Converter Computed Tomography (ICCT), which obtained a good accuracy to determine the density and the tissue composition; the elements that had high variation were carbon and oxygen. Fortunately, this variation for the energy range used in radionuclide therapy is not detrimental to the dose distribution. A major advantage is the high accuracy obtained to calcium and phosphorus which have great influence on the dose distribution calculation. For the second objective it was developed the Attenuation Corretion SPECT PET (ACPS) software which performs the attenuation correction in PET and SPECT images through of 1a order Chang method and create the relative activity distribution within of patient. Finally, the data generated by the two softwares, was formatted to SCMS which in provides the complete information do the MCNP5 Monte Carlo code for radiation transport simulation for dose distribution estimation.

A medicina nuclear é a área da ciência médica que usa radiofármacos, isto é um radionuclídeo ligado a uma molécula de interesse biomédico, para estudar o funcionamento do organismo. Com isso, essa ciência pode realizar diagnósticos de patologias ou tratamento oncológico. Os estudos pré-clínicos, estudo com pequenos animais, são requisitos de suma importância para o desenvolvimento dessa área. São esses estudos que permitem os testes de novos radiofármacos que possivelmente serão usados em humanos. Quando se trata de pequenos animais, os órgãos de estudo são muito pequenos, portanto é vital que o equipamento tenha uma ótima resolução espacial e boa sensibilidade. Na medicina nuclear, a tomografia por emissão de pósitron (Positron Emission Tomography, PET) tem as características necessárias para desenvolver esses estudos com pequenos animais. Os animais mais usados são ratos e camundongos, e como nem sempre esses animais representam modelo humano seria interessante ter um equipamento que também funcionasse em outros animais. Sendo esse tomógrafo caro, não é viável ter um equipamento para cada tipo de animal. O presente trabalho propõe justamente um único tomógrafo que possa ser usado em diferentes animais ou eventualmente em dois animais simultaneamente. Isso será alcançado variando o anel de detecção usado nesse tipo de tomógrafos. Isso é alcançado mais facilmente em geometrias retangulares, pois com apenas 4 hastes se consegue variar a distância máxima entre os detectores preservando a forma da geometria. O custo envolvido na construção física desse tomógrafo é elevado, consequentemente é interessante ter um teste preliminar que forneça dados que possam sustentar essa ideia. A melhor alternativa para esse teste é o uso de simulação computacional. GATE (Geant4 Application for Tomographic Emission) foi o programa escolhido para essa simulação, porque já é um software validado, isto quer dizer que é compatível com experimentos reais. Assim sendo, quatro simulações foram montadas, duas para geometrias circulares com diâmetros diferentes, e analogamente, duas quadradas. Para verificar qual das geometrias tem melhor performance, foram usados os métodos sugeridos pela norma NEMA NU 4-2008. Efetuados esses testes, pode-se observar que as geometrias quadradas tem resolução semelhante às circulares. A sensibilidade e a relação sinal-ruído são maiores nas geometrias quadradas. Portanto, conclui-se que no geral, as geometrias retangulares simuladas são melhores que as circulares. Esse resultado é motivador para dar início à construção física do tomógrafo, pois o mesmo permite desenvolver novos produtos de modo mais eficiente e com menos custo / Nuclear medicine is an area of medical science that uses radiopharmaceutical (a radionuclide bounded to a molecule of biomedical interest) to study human physiology by images. Thus, this science can perform diagnostics of diseases and eventually, in specific cases, cancer treatment. Before using a new radiopharmaceutical in humans it is necessary to test it in small animals. The organs in these animals are very small, consequently it is vital that the equipment has a great spatial resolution and high sensitivity. In nuclear medicine Positron Emission Tomography (PET) has this requirement. The most animal used to develop this kind of studies are rats and mice. However, they are not always representing human animal model, so equipment that works to other animals also it would be interesting. But it is not feasible to have equipment for each animal, because it will be very expensive. Therefore, the aim of this work is test one scanner that can be used in different animals or possibly in two animals at the same time. This will be achieved by varying the detection ring used in this type of scanners (PET). To do it, it is easier using rectangular geometries because moving only four stalks the distance between the detectors can be varied preserving the shape of the geometry. The cost involved in physical construction of this kind of tomograph is too high, therefore it is interesting have a preliminary test that provides some data which supports this idea. Computer simulation is a cheap alternative for this test and it is able to provide a reliable data. The software used to do the simulations was GATE (Geant4 Application for Tomographic Emission) because it has already validated, what means it is compatible with real experiments. Thus, four simulations were builded, two for circular geometries with different diameters and two for rectangular geometries. To check which kind of geometry has better performance, it used the methods suggested by NEMA NU 4-2008. At end of these tests, it is possible to observe that the spatial resolution in square geometries is similar to circular. The sensitivity and signal to noise ratio are higher in the square geometries. So, in general, it is concluded that the simulated rectangular geometries are better than circular certainly, this result can be motivating to begin physical construction of the scanner, as it allows developing new products more efficiently and with less cost.

O tratamento de câncer possui diversas modalidades. Uma delas é a utilização de fontes de radiação como principal protagonista do tratamento. A radioterapia e a medicina nuclear são exemplos desse tipo de tratamento. Por utilizarem a radiação ionizante como principal ferramenta para a terapia, há a necessidade de se efetuar diversas simulações do tratamento a fim de maximizar a dose nos tecidos tumorais sem ultrapassar os limites de dose nos tecidos sadios circunvizinhos. Os sistemas utilizados na simulação desses tipos de terapia recebem o nome de Sistemas de Planejamento Dosimétrico. A medicina nuclear e a radioterapia possuem seus próprios sistemas de planejamento dosimétricos devido a grande diversidade das informações necessárias às suas simulações. Os sistemas de planejamento em radioterapia são mais consolidados do que os de medicina nuclear e por tal motivo um sistema que aborde tanto os casos de radioterapia como de medicina nuclear contribuiria para significativos avanços na área de medicina nuclear. Dessa forma, o objetivo do trabalho foi modelar um Sistema de Planejamento Dosimétrico com o uso do código de Monte Carlo MCNP6 Monte Carlo N-Particle Transport Code que permitisse incorporar os casos de radioterapia e medicina nuclear e que fosse extensível a novos tipos de tratamentos. A modelagem desse sistema resultou na construção de um Framework, orientado a objetos, nomeado IBMC o qual auxilia no desenvolvimento de sistemas de planejamento que necessitam interpretar grandes quantidades de informações com o objetivo de escrever o arquivo base do MCNP6. O IBMC permitiu desenvolver de maneira rápida e prática sistemas de planejamento para radioterapia e medicina nuclear e os resultados foram validados com sistemas já consolidados. Ele também mostrou alto potencial para desenvolver sistemas de planejamento de novos tipos de tratamentos que utilizam a radiação ionizante. / Cancer therapy has many branches and one of them is the use of radiation sources as treatment leading method. Radiotherapy and nuclear medicine are examples of these treatment types. For using the ionization radiation as main tool for the therapy, there is the need of crafting many treatment simulation in order to maximum the tumoral tissue dose without throught the dose limit in health tissue surrounding. Treatment planning systems (TPS) are systems which have the purpose of simulating these therapy types. Nuclear medicine and radiotherapy have many distinct features linked to the therapy mode and consequently they have different TPS destined for each. The radiotherapy TPS is more developed than the nuclear medicine TPS and by that reason the development of a TPS that was similar to the radiotherapy TPS, but enough generic for include other therapy types, it will contribute with significant advances in nuclear medicine and in others therapy types with radiation. Based on this, the goal of work was to model a TPS that utilizes the Monte Carlo N-Particle Transport code (MCNP6) in order to simulate radiotherapy therapy, nuclear medicine therapy and with potential for simulating other therapy types too. The result of this work was the creation of a Framework in Java language, objectoriented, named IBMC which will assist in the development of new TPS with MCNP6 code. The IBMC allowed to develop rapidly and easily TPS for radiotherapy and nuclear medicine and the results were validated with systems already consolidated. The IBMC showed high potential for developing TPS by new therapy types.

Introdução: Postula-se que a creatina (ácido-metil-guanadino-acético), descrita como um \"tampão energético\" dos processos metabólicos cerebrais, poderia melhorar o desempenho cognitivo nos indivíduos em desenvolvimento. Objetivo: Investigar os efeitos da suplementação com creatina na função cognitiva e nas concentrações cerebrais em crianças saudáveis. Métodos: O presente ensaio-clínico, duplo-cego, randomizado e controlado por placebo, foi composto por 67 crianças saudáveis com idades entre 10 e 12 anos (11,5 ± 0,8). Os participantes receberam 0,3g/Kg/dia de creatina monohidratada (n= 35) ou dextrose (n=32). No período basal, e após sete dias de intervenção, os participantes foram submetidos à bateria de testes cognitivos. Em uma sub amostra aleatória de participantes (creatina: n = 11 e placebo: n = 10), as concentrações cerebrais de creatina foram avaliadas no córtex pré-frontal dorsolateral esquerdo, hipocampo esquerdo e lobo occipital, pela técnica de espectroscopia por ressonância magnética (1H-ERM). Resultados: Os escores obtidos nos testes de função executiva e aprendizagem verbal não foram estaticamente diferentes entre os grupos antes ou após a intervenção (p > 0,05). As concentrações cerebrais de creatina (expresso em mmol/L) não foram estaticamente diferentes entre os grupos no córtex pré-frontal dorsolateral esquerdo (creatina - pré: 6,9 ± 0,8, pós: 6,7 ± 0,5; placebo - pré: 6,7 ± 0,8; pós: 6,9 ± 0,09; p = 0,50), hipocampo esquerdo (creatina - pré: 7,0 ± 0,5, pós: 6,8 ± 0,7; placebo - pré: 6,7 ± 1,0; pós: 6,6 ± 1,9; p = 0,80), e no lobo occipital (creatina - pré: 7,9 ± 0,9, pós: 8,1 ± 0,8; placebo - pré: 7,7 ± 0,4; pós: 7,8 ± 0,5; p = 0,70). Conclusão: o protocolo de suplementação de creatina por sete dias mostrou-se incapaz de provocar aumento nas concentrações cerebrais de creatina ou no desempenho cognitivo em crianças. Esses dados sugerem que essa população depende principalmente da síntese cerebral do que a creatina exógena para manter a homeostase desse nutriente no cérebro / Background: It has been hypothesized that creatine (?-methyl-guanidine-acetic acid), which is thought to energetically buffer brain metabolic processes, could enhance cognitive performance in developing individuals. Aims: This study aimed to investigate the effects of creatine supplementation on cognitive function and brain creatine concentration in healthy youth. Methods: This was a 7-day, double-blind, randomized, placebo-controlled study. The sample comprised 67 healthy children aged 10 to 12 years. The participants were given either creatine supplementation ((0.3 g/Kg/day; n = 35) or 2) placebo (dextrose; n = 32). At baseline and after 7 days of intervention, participant undertook a battery of cognitive tests. In a random sub-sample of participants (creatine: n = 11 and placebo: n = 10), brain creatine concentration was also assessed in left dorsolateral prefrontal cortex, left hippocampus, and occipital lobe, by proton magnetic resonance spectroscopy (1H-MRS) technique. Results: As a result, scores obtained from Rey Auditory Learning Test, Stroop Test, Trail Making Test, and Raven Progressive Matrices did not significantly differ between groups at baseline or after the intervention (all p > 0.05). Creatine concentration (expressed in mmol/L) was not significantly different between groups in left dorsolateral prefrontal cortex (creatine - pre: 6.9 ± 0.8, post: 6.7 ± 0.5; placebo - pre: 6.7 ± 0.8; post: 6.9 ± 0.09; p = 0.50), left hippocampus (creatine - pre: 7.0 ± 0.5, post: 6.8 ± 0.7; placebo - pre: 6.7 ± 1.0; post: 6.6 ± 1.9; p = 0.80), and occipital lobe (creatine - pre: 7.9 ± 0.9, post: 8.1 ± 0.8; placebo - pre: 7.7 ± 0.4; post: 7.8 ± 0.5; p = 0.70). Conclusion: In conclusion, a 7-day creatine supplementation protocol did not elicit improvements in brain creatine concentration or cognitive performance in healthy youth, suggesting that this population mainly rely in brain creatine synthesis rather than exogenous creatine intake to maintain brain creatine homeostasis

Metodologias recentes de planejamento dependem fortemente de imagens de tomografia computadorizada e a tendência é que os procedimentos de dosimetria interna na terapia usando medicina nuclear também sejam baseados em imagens, tais como, imagens de ressonância magnética (RM) e tomografia computadorizada (TC), que extraem informações anatômicas e histológicas, bem como, imagens funcionais ou mapas de atividades, provenientes de PET e SPECT. Estas informações, associadas a um software de transporte de radiação, são utilizadas para estimar a dose interna em pacientes submetidos a tratamento em medicina nuclear. Este trabalho visa a re-engenharia do SCMS, que é um software de interface entre o código MCNP e as imagens médicas, que carregam as informações do paciente em tratamento. Em outras palavras, as informações necessárias contidas nas imagens são interpretadas e apresentadas em um formato específico para o código MCNP, que executa a simulação do transporte de radiação. Portanto, o usuário não precisa compreender o complexo processo de introdução de parâmetros do MCNP, pois o SCMS é responsável por construir automaticamente dados anatômicos do paciente, bem como, os dados da fonte radioativa. O SCMS foi originalmente desenvolvido em Fortran-77 e neste trabalho, ele foi reescrito em uma linguagem orientada a objetos (JAVA). Novas funcionalidades e opções de dados também foram incorporadas ao software. Assim, o novo software tem uma série de melhorias, tais como interface gráfica intuitiva e um menu para a seleção do espectro de energia correspondente a um radioisótopo específico, armazenado em um banco de dados XML. A nova versão também trabalha com uma maior quantidade de materiais e o usuário pode especificar uma região de interesse na tomografia computadorizada para o cálculo da dose absorvida. / Recent treatment planning systems depend strongly on CT images and the tendency is that the internal dosimetry procedures in nuclear medicine therapy be also based on images, such as magnetic resonance imaging (MRI) and computed tomography (CT), to extract anatomical and histological information, as well as, functional imaging or activities map as PET and SPECT. This information associated with a radiation transport simulation software is used to estimate internal dose in patients undergoing treatment in nuclear medicine. This work aims to re-engineer the software SCMS, which is an interface software between the Monte Carlo code MCNP, and the medical images, that carry information from the patient in treatment. In other words, the necessary information contained in the images are interpreted and presented in a specific format to the Monte Carlo MCNP code to perform the simulation of radiation transport. Therefore, the user does not need to understand the complex process of inputting data on MCNP, as the SCMS is responsible for automatically constructing anatomical data from the patient, as well as the radioactive source data. The SCMS was originally developed in Fortran-77. In this work it was rewritten in an object-oriented language (JAVA). New features and data options have also been incorporated into the software. Thus, the new software has a number of improvements, such as intuitive GUI and a menu for the selection of the energy spectra correspondent to a specific radioisotope stored in a XML data bank. The new version also supports new materials and the user can specify an image region of interest for the calculation of absorbed dose.

Ce travail de thèse a été effectué dans le cadre de la collaboration CLaRyS, qui a pour objectif le développement d'une caméra gamma multi-collimatée et d'une caméra Compton pour les applications médicales notamment pour le contrôle en ligne de l’hadronthérapie. La caméra Compton pourrait également être utilisée en médecine nucléaire. L’objectif principal de ce travail de thèse était la caractérisation complète des détecteurs qui composent les caméras et le test des deux systèmes complets avec des faisceaux d’ions cliniques. En parallèle, des études en simulation ont permis d'estimer les performances de la caméra Compton à la fois pour le contrôle de l’hadronthérapie et la médecine nucléaire / This thesis work has been carried out within the CLaRyS French collaboration, which is involved in the development of a multi-collimated gamma camera and a Compton camera for the application in ion beam therapy monitoring through prompt-gamma detection and in nuclear medicine examinations. The main goal of the thesis was the complete characterization of the camera detector components, and the test of the whole systems on clinical ion beams. In parallel, simulation works have been performed to assess the performance of the Compton camera for the measurement of ion range during proton and carbon therapy, and for single photon emission computed tomography application in the nuclear medicine field

This thesis explores learning in clinical practice in the cases of CT, MRI and PACS in UK hospitals. It asks the questions of how and why certain evolutionary features of technology condition learning and change in medical contexts. Using an evolutionary perspective of cognitive and social aspects of technological change, this thesis explores the relationships between technology and organisational learning processes of intuition, interpretation, integration and institutionalisation. Technological regimes are manifested in routines, skills and artefacts, and dynamically evolve with knowledge accumulation processes at the individual, group and organisational levels. Technological change increases the uncertainty and complexity of organisational learning, making organisational outcomes partially unpredictable. Systemic and emergent properties of medical devices such as CT and MRI make learning context-specific and experimental. Negotiation processes between different social groups shape the role and function of an artefact in an organisational context. Technological systems connect artefacts to other parts of society, mediating values, velocity and directionality of change. Practice communities affect how organisations deal with this complexity and learn. These views are used to explore the accumulation of knowledge in clinical practices in CT, MRI and PACS. This thesis develops contextualised theory using a case-study approach to gather novel empirical data from over 40 interviews with clinical, technical, managerial and administrative staff in five NHS hospitals. It uses clinical practice (such as processes, procedures, tasks, rules, interpretations and routines) as a unit of analysis and CT, MRI and PACS technology areas as cases. Results are generalised to evolutionary aspects of technological learning and change provided by the framework, using processes for qualitative analysis such as ordering and coding. When analysed using an evolutionary perspective of technology, the findings in this thesis suggest that learning in clinical practice is diverse, cumulative and incremental, and shaped by complex processes of mediation, by issues such as disease complexity, values, external rules and choice restrictions from different regimes, and by interdisciplinary problem-solving in operational routines.