Submitted by Amanda Silva (amanda.osilva2@ufpe.br) on 2015-03-03T13:48:15Z No. of bitstreams: 2 Dissertação Isabelle Viviane Batista.pdf: 2489199 bytes, checksum: 071e90882c02492775c9025eb8a26f8b (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-03T13:48:15Z (GMT). No. of bitstreams: 2 Dissertação Isabelle Viviane Batista.pdf: 2489199 bytes, checksum: 071e90882c02492775c9025eb8a26f8b (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2013 / CNEN;CNPq / A produção do 18F tem crescido na última década. Ele é produzido basicamente para a síntese do 18F-fluordeoxiglicose (18FDG), principal radiofármaco utilizado em exames PET (Positron Emission Tomography). O crescimento na frequência de realização destes exames resultou em aumento do número de indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE) ao radionuclídeo 18F na forma de 18FDG, elevando-se, desta forma, a probabilidade de incorporação acidental do mesmo. Este trabalho teve como objetivo a implementação de técnicas otimizadas para avaliação da exposição interna de indivíduos ocupacionalmente expostos por meio de métodos de bioanálise in vivo e in vitro, durante procedimentos de produção e manipulação de 18FDG na Divisão de Produção de Radiofármacos (DIPRA) pertencente ao Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste (CRCN-NE/CNEN). A monitoração in vivo foi realizada no Laboratório de Dosimetria Interna pertencente à Divisão de Laboratórios Técnico-Científicos (DILAB). Para este método de bioanálise, o sistema de detecção utilizado foi o detector de NaI(Tl) 3”x3”, modelo 802, Canberra, acoplado ao software Genie 2000. A calibração deste sistema foi realizada com um fantoma de cérebro contendo uma fonte padrão líquida de 22Na para simulação de um indivíduo contaminado. A calibração do sistema de detecção HPGe coaxial, modelo GC1018, Canberra, para a monitoração in vitro, foi realizada no Laboratório de Medidas de Atividade de Radionuclídeos (DIPRA/CRCN-NE/CNEN) por meio de uma fonte padrão de 22Na. A partir dos fatores de calibração, foi possível determinar as atividades mínimas detectáveis (AMD) dos sistemas por meio de medições diretas de indivíduos e de simulador de urina não expostos ao radiofármaco. Em seguida, utilizando os modelos biocinéticos publicados pela ICRP 106 e editados pelo software AIDE versão 6.0, foi possível estimar a dose efetiva mínima detectável (DEMD), que avalia a sensibilidade de detecção das técnicas desenvolvidas. A DEMD foi estimada para medições in vivo e in vitro executadas até 2,4 horas após a ocorrência de incorporação por ingestão, uma vez que este é o período da maior fração de retenção de atividade no compartimento cérebro e urina acumulada para o 18FDG. Os valores obtidos foram comparados ao limite de registro de 1 mSv, recomendado pela AIEA. Após a validação da técnica de monitoração in vivo, iniciaram-se as medições dos IOE da DIPRA do CRCN-NE logo após os procedimentos de produção e controle de qualidade do radiofármaco 18FDG. A monitoração interna in vitro não foi realizada uma vez que não houve participação voluntária para obtenção da amostra biológica (urina). As técnicas desenvolvidas apresentaram sensibilidade suficiente para sua aplicação em monitoração ocupacional interna.

Submitted by Caroline Xavier (caroline.xavier@pucrs.br) on 2017-06-30T17:45:25Z No. of bitstreams: 1 DIS_CAROLINE_MACHADO_DARTORA_COMPLETO.pdf: 2382956 bytes, checksum: 7909b8673eceb86e85c844ad70245e3b (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-30T17:45:25Z (GMT). No. of bitstreams: 1 DIS_CAROLINE_MACHADO_DARTORA_COMPLETO.pdf: 2382956 bytes, checksum: 7909b8673eceb86e85c844ad70245e3b (MD5) Previous issue date: 2017-03-29 / The statistical nature of the physical process involved in Nuclear Medicine exams makes the use of Monte Carlo methods an useful tool for deposited energy and absorbed dose calculations on organs, mainly for risk-benefits assessment. Pregnant are important target for risk-benefit assessment, due the fetus exposure to radiation. Nuclear Medicine exams may generate fetus dose, either by irradiation due to maternal organs, or by activity that crosses the placenta and accumulates in fetus. Usually, both internal dosimetry estimation software and virtual anthropomorphic simulators are proprietary. The aim of this research is to investigate the use of GATE (Geant4 Application for Emission Tomography) application of Monte Carlo method on internal dosimetry calculation in simulated Nuclear Medicine image exams in pregnant woman. First, an evaluation of the use of GATE was performed to build dose maps with simple geometries. An evaluation of the radiation interaction behavior with respect to available GATE source types of configuration of single photon (99mTc) and positrons (18F) emitters was also performed. Dose estimation on a fetus was performed by simulation of a [18F] FDG distribution in a virtual 24-week pregnant woman simulator, Katja, with data based on literature. It was evaluated the impact on fetal dose of the mother bladder uptake of , placenta uptake, maternal organs irradiation and dose generated due to the uptake only in the fetus. The total estimated dose for a fetus on 24 weeks was 0.0122 mGy/MBq, in agreement with published data. Several individual dose contributions in the fetus that are not commonly found in the literature, such as the contribution due to the bladder (13%) and placenta (0.53%) were obtained. The contribution in total fetal dose of the activity only in the organs of the fetus was analyzed, resulting in 3.8%, where 56% is due only to positron emitted by the source. In conclusion, GATE generates dose maps that can be used as a method of dose estimation in pregnant women in MN scans, giving detailed information about the individual contributions of maternal organs uptake. / A natureza estat?stica dos processos f?sicos nos exames de Medicina Nuclear faz com que o uso de m?todos de Monte Carlo seja ?til para c?lculos da energia depositada e da dose absorvida nos ?rg?os, principalmente para avalia??o de risco-benef?cio. Gr?vidas s?o um alvo importante para avalia??o risco-benef?cio devido ? exposi??o do feto ? radia??o. Exames de Medicina Nuclear podem gerar dose no feto, tanto pela irradia??o devido ? atividade nos ?rg?os maternos, como pela atividade que atravessa a placenta e se acumula no feto. Usualmente, os softwares de estimativa de dosimetria interna e os simuladores antropom?rficos virtuais s?o propriet?rios. O objetivo desta pesquisa ? investigar o uso do aplicativo gratuito de simula??o de Monte Carlo denominado GATE (Geant4 Application for Emission Tomography), no c?lculo da dosimetria interna em exames simulados de Medicina Nuclear em mulheres gr?vidas. Inicialmente, foi realizada uma avalia??o do uso do GATE na constru??o de mapas de dose com geometrias simples e o comportamento para diferentes configura??es dos tipos de fontes no aplicativo para emissores de f?ton ?nico (99mTc) e p?sitrons (18F). A estimativa de dose no feto foi realizada atrav?s da simula??o de uma distribui??o de [18F]FDG em um simulador virtual gratuito de mulher gr?vida de 24 semanas, denominada Katja, com distribui??o de atividade baseada na literatura. Foi investigado o impacto, na dose fetal total, da capta??o e esvaziamento da bexiga da m?e, da placenta, da irradia??o do feto pelos ?rg?os maternos e dose gerada devido ? atividade captada somente pelo feto. A dose estimada total para um feto de 24 semanas foi de 0,0122 mGy/MBq, estando de acordo com a m?dia dos trabalhos publicados. Obtiveram-se contribui??es individuais ? dose no feto que n?o s?o comumente encontradas na literatura, tais como a dose devido ? bexiga (13%) e ? placenta (0,53%). Foi analisada a contribui??o da atividade captada somente nos ?rg?os do feto na dose total no feto, que resultou em 3,8%, sendo que 56% correspondem ? dose devido aos p?sitrons emitidos pela fonte. Conclui-se que o aplicativo GATE gera mapas de dose que podem ser utilizados como um m?todo de estimativa de dose de mulheres gr?vidas em imagens de Medicina Nuclear, fornecendo informa??es detalhadas das contribui??es individuais da capta??o nos ?rg?os da m?e ? dose.

A dose resultante da contaminação interna pode ser estimada por meio de modelos biocinéticos em conjunto com os resultados experimentais obtidos de medidas de bioanálise e do conhecimento do momento da incorporação. Os modelos biocinéticos são representados por um conjunto de compartimentos que expressam o transporte, a retenção e a eliminação dos radionuclídeos do organismo. As publicações 66, 78 e 100 da ICRP apresentam modelos compartimentais para o trato respiratório, trato gastrointestinal e de distribuição sistêmica para diversos radionuclídeos de interesse para a proteção radiológica. O objetivo deste trabalho é desenvolver um código computacional para utilização em Dosimetria Interna considerando os principais radionuclídeos de interesse do IPEN do ponto de vista das exposições ocupacionais, tanto em situações rotineiras como também em casos acidentais, de modo a servir de ferramenta ágil e eficiente na construção, visualização e resolução de modelos compartimentais de qualquer natureza. A arquitetura do sistema foi concebida contendo dois programas independentes: CBT - responsável pela criação e manipulação dos modelos, e SSID - responsável pela resolução matemática dos mesmos. São oferecidas quatro técnicas diferentes para a resolução do sistema de equações incluindo métodos semi-analíticos e numéricos, onde se pode comparar a precisão e o desempenho destas. O desenvolvimento foi feito na linguagem de programação C#, utilizando um banco de dados Microsoft Access e o padrão XML para a troca de arquivos com outros aplicativos. Para a validação do programa CBT foram construídos os modelos de compartimentos para os radionuclídeos urânio, tório e iodo. Com o programa SSID os modelos foram resolvidos e os resultados comparados com os valores publicados pela ICRP 78. Em todos os casos, o sistema desenvolvido conseguiu reproduzir os valores publicados pela ICRP. / The dose resulting from internal contamination can be estimated with the use of biokinetic models combined with experimental results obtained from bioanalysis and assessment of the time of incorporation. The biokinetics models are represented by a set of compartments expressing the transportation, retention and elimination of radionuclides from the body. The ICRP publications, number 66, 78 and 100, present compartmental models for the respiratory tract, gastrointestinal tract and for systemic distribution for an array of radionuclides of interest for the radiological protection. The objective of this work is to develop a computational code for the internal doses assessment of the main radionuclides of occupational exposure at IPEN. Consequently serving as a agile and efficient tool for the designing, visualization and resolution of compartmental models of any nature. The architecture of the system was conceived containing two independent software: CBT responsible for the setup and manipulation of models and SSID responsible for the mathematical solution of the models. Four different techniques are offered for the resolution of system of equations, including semi-analytical and numerical methods, allowing for comparison of precision and performance of both. The software was developed in C# programming, using a Microsoft Access database and XML standards for file exchange with other applications. Compartmental models for uranium, thorium and iodine radionuclides were generated for the validation of the CBT software. The models were subsequently solved via SSID software and the results compared with the values published in the issue 78 of ICRP. In all cases the system replicated the values published by ICRP.

Doenças cardiovasculares (DCVs) são uma das maiores causas de morte ao redor do mundo, de acordo com a Organização Mundial da Saúde (OMS). Sabe-se que, alterações do nível das lipoproteínas plasmáticas, que são responsáveis pelo transporte do colesterol pela corrente sanguínea, estão relacionadas com o desenvolvimento de doenças cardiovasculares. Por essa razão conhecer os parâmetros biocinéticos das lipoproteínas plasmáticas e quantificá-los é importante para corrigir e aprofundar estudos relacionados às doenças associadas a alterações no nível das lipoproteínas. O objetivo principal deste trabalho é fornecer um modelo biocinético e estimar as doses radiométricas para o 3H-Colesterol, um traçador radioativo empregado em estudos fisiológicos e metabólicos. O modelo utilizado neste trabalho foi baseado em [SCHWARTZ e col., 2004] quanto à distribuição do colesterol pelas lipoproteínas e no modelo gastrointestinal do [ICRP 30, 1979]. As doses distribuídas nos compartimentos do modelo e nos órgãos e tecidos de um adulto padrão descritos no [ICRP 106, 2008] foram calculadas utilizando a metodologia MIRD (Medical Internal Radiation Dose) e a análise compartimental realizada pelo programa computacional Matlab®. Os coeficientes de doses foram estimados para um phantom de um homem padrão (73 kg) descrito no [ICRP 60, 1991]. As doses estimadas tanto para o modelo quanto as estimadas para outros órgãos foram baixas e não ultrapassaram a maior dose obtida que foi no intestino grosso superior, como sendo 46,8 μGy. Esses parâmetros poderão ser utilizados como auxilio em trabalhos que necessitem de pareceres dos comitês de ética, quanto ao uso do 3H-Colesterol como traçador radioativo. / Cardiovascular diseases (CVDs) are one of the major reasons of death around the world according to the World Health Organization (WHO). It is well known that changes in levels of plasma lipoproteins, which are responsible for the transport of cholesterol into the bloodstream, are associated with cardiovascular diseases. For this reason to know the biokinetic parameters of plasma lipoproteins and quantifies them is important to correct and deep understanding about the diseases associated with these disorders. The main aim of this study is to provide a biokinetic model and estimate the radiometric doses for 3H-Cholesterol, a radioactive tracer widely used in physiological and metabolic studies. The model was based on [Schwartz et al. 2004] about the distribution of cholesterol by the lipoprotein and gastrointestinal model [ICRP 30, 1979]. The doses distribution in compartments of the model and other organs and tissues of a standard adult described in [ICRP 106, 2008] was calculated using MIRD method (Medical Internal Radiation Dose) and compartmental analysis using the computer program Matlab®. The dose coefficients were estimated for a standard phantom man (73 kg) described in [ICRP 60, 1991]. The estimated doses for both model and for other organs were low and did not exceed the highest dose obtained that was in the upper large intestine, as 46.8 μGy these parameters will assist in ethics committees opinions on the use of works that use the 3H-cholesterol which radioactive tracer.

Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / The calibration methods of NaI(Tl) detectors of the in vivo Monitoring Laboratory (LMIV) of IPEN were analyzed by comparing experimental results with simulations performed with the PENELOPE- penEasy Monte Carlo radiation program. The first simulations were performed without the anthropomorphic simulator aiming to find a simplified detector geometry that could represent the whole body and thyroid detectors. The data acquisition was performed with the GENIE software, which is used in the laboratory routine, and the photopeak areas were calculated with the GENIE and GNUPLOT softwares as well as using the method described on the Ciemat Technical Report. Standard sources of 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi and 241Am were used in the measurements. The results show that GENIE is a suitable software to be used in the laboratory routine and ideal sources are those that present isolated and well-defined photopeaks in the spectra measured with NaI(Tl) detectors. The Monte Carlo study reveals that the simplified models of the NaI detectors are able to provide a full- energy peak efficiency curve but it is necessary to know all details of the significant quantities as the source, the detector and the electronics in order to minimize sources of systematic errors.

Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / The calibration methods of NaI(Tl) detectors of the in vivo Monitoring Laboratory (LMIV) of IPEN were analyzed by comparing experimental results with simulations performed with the PENELOPE- penEasy Monte Carlo radiation program. The first simulations were performed without the anthropomorphic simulator aiming to find a simplified detector geometry that could represent the whole body and thyroid detectors. The data acquisition was performed with the GENIE software, which is used in the laboratory routine, and the photopeak areas were calculated with the GENIE and GNUPLOT softwares as well as using the method described on the Ciemat Technical Report. Standard sources of 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi and 241Am were used in the measurements. The results show that GENIE is a suitable software to be used in the laboratory routine and ideal sources are those that present isolated and well-defined photopeaks in the spectra measured with NaI(Tl) detectors. The Monte Carlo study reveals that the simplified models of the NaI detectors are able to provide a full- energy peak efficiency curve but it is necessary to know all details of the significant quantities as the source, the detector and the electronics in order to minimize sources of systematic errors.

O principal objetivo deste trabalho é fornecer um modelo biocinético validado em termos fisiológicos para a avaliação das doses radiométricas devido à ingestão de [4-14C]-colesterol em humanos. Com o intuito de validar o modelo biocinético proposto para o [4-14C]-Colesterol, os valores de excreção fecal e absorção preditos pelo modelo foram comparados com dados experimentais da literatura, foi obtido um alto grau de concordância entre os resultados de acordo com teste ANOVA (p = 0,416 para os valores de excreção e p = 0,423 para os valores de absorção). Foram calculados os coeficientes de Dose Efetiva (SvBq-1), Dose Equivalente (SvBq-1) e Dose Absorvida (GyBq-1) nos orgãos e tecidos para humanos utilizando a metodologia MIRD e o software de análise compartimental ANACOMP para quatro objetos simuladores que representam: um adulto com massa de 73,3 kg, um adolescente de 15 anos (56,9 kg), uma criança de 10 anos (33,2 kg) e uma criança de cinco anos (19,8 kg). O órgão que obteve a maior Dose Absorvida, para todos os objetos simuladores, foi o intestino grosso inferior (IGI). O conceito da alometria foi utilizado para interpolar o Coeficiente de Dose Absorvida no intestino grosso inferior (DIGI) para massas corpóreas (m) desconhecidas: DIGI(SvBq-1)=161,26.m(kg)-1,025. Para uma mesma quantidade administrada de colesterol, o Coeficiente de Dose Efetiva (E) diminui com o aumento da massa corporal do objeto simulador, em outras palavras, para a mesma atividade administrada os indivíduos com menor massa são submetidos a Doses Efetivas mais elevadas. O conceito de alometria também foi utilizado para interpolar o Coeficiente de Dose Efetiva (E) para massas corpóreas (m) desconhecidas: E(SvBq-1)= 171,1.m(kg)-1,021. / The main objective of this work is to provide a biokinetic model in order to estimate the radiometric dose due to intake of [4-14C]-cholesterol. The model was validated comparing the values of fecal excretion and absorption described in literature with that predicted by the model. The proposed model achieved good concordance between the results (p = 0.416 for excretion and p = 0.423 for absorption). The coefficients of Effective Dose (SvBq-1), Equivalent Dose (SvBq-1) and Absorbed Dose (GyBq-1) in human organs and tissues were calculated using the MIRD methodology and the compartimental analysis software ANACOMP. The coefficients were estimated for four phantoms: (i) adult with a body mass of 73.3 kg, (ii) 15 years old adolescent (56.9 kg), (iii) 10 years old child (33.2 kg) and (iv) five years old child (19.8 kg). The organ that received the highest Absorbed Dose for all phantoms was the lower large intestine (LLI). The allometry theory was used to interpolate the coefficient of absorbed dose in the lower large intestine (DLLI) for unknown body mass (m): DLLI (GyBq-1)=161.26 m (kg)-1.025. For the same administered activity, the Effective Dose Coefficient (E) decreases as the body mass increases. On other words, for the same intake activity, individuals with low body mass are exposed to higher doses. The allometry theory was used to interpolate the coefficient Effective Dose (E) for unknown body mass (m): E(SvB-1)= 171.1 m(kg)-1,021.

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.

Tanto em Medicina Nuclear como em outras aplicações científicas as ferramentas para cálculos dosimétricos são de suma importância para atender os princípios básicos de proteção radiológica. Este trabalho desenvolve o manequim matemático da mulher brasileira, para ser usado como base em cálculos das Frações Absorvidas Específicas (FAEs) nos órgãos do corpo e no esqueleto, em virtude dos objetivos com relação à diagnose ou à terapia em Medicina Nuclear. O manequim ora desenvolvido é similar, na forma, ao manequim de Snyder tornando-o mais realístico para as condições antropomórficas da mulher brasileira. Para isso, utilizou-se o formalismo do método Monte Carlo, através do código computacional ALGAM-97®. Como contribuição aos objetivos deste trabalho, foi desenvolvido e implementado o sistema computacional cFAE – consulta Fração Absorvida Específica, que se torna mais versátil para a consulta do usuário pesquisador. A interface de diálogo com o operador foi projetada seguindo a atual tendência de utilização de uma linguagem orientada para o evento. Essa interface permite que o usuário navegue através dos manequins referência, escolha o órgão fonte, a energia desejada e receba as respostas num diálogo eficiente e intuitivo. O sistema fornece, além dos dados referentes à mulher brasileira, também aqueles referentes ao modelo de Snyder e ao modelo do homem brasileiro. O sistema possibilita não apenas introduzir os dados individuais para as FAEs dos três manequins, mas também a comparação entre eles. / Tools for dosimetric calculations are of the utmost importance for the basic principles of radiological protection, not only in nuclear medicine, but also in other scientific calculations. In this work a mathematical model of the Brazilian woman is developed in order to be used as a basis for calculations of Specific Absorbed Fractions (SAFs) in internal organs and in the skeleton, in accord with the objectives of diagnosis or therapy in nuclear medicine. The model developed here is similar in form to that of Snyder, but modified to be more relevant to the case of the Brazilian woman. To do this, the formalism of the Monte Carlo method was used by means of the ALGAM- 97® computational code. As a contribution to the objectives of this thesis, we developed the computational system cSAF – consultation for Specific Absorbed Fractions (cFAE from Portuguese acronym) - which furnishes several “look-up" facilities for the research user. The dialogue interface with the operator was planned following current practices in the utilization of event-oriented languages. This interface permits the user to navigate by means of the reference models, choose the source organ, the energy desired, and receive an answer through an efficient and intuitive dialogue. The system furnishes, in addition to the data referring to the Brazilian woman, data referring to the model of Snyder and to the model of the Brazilian man. The system makes available not only individual data to the SAFs of the three models, but also a comparison among them.

Tanto em Medicina Nuclear como em outras aplicações científicas as ferramentas para cálculos dosimétricos são de suma importância para atender os princípios básicos de proteção radiológica. Este trabalho desenvolve o manequim matemático da mulher brasileira, para ser usado como base em cálculos das Frações Absorvidas Específicas (FAEs) nos órgãos do corpo e no esqueleto, em virtude dos objetivos com relação à diagnose ou à terapia em Medicina Nuclear. O manequim ora desenvolvido é similar, na forma, ao manequim de Snyder tornando-o mais realístico para as condições antropomórficas da mulher brasileira. Para isso, utilizou-se o formalismo do método Monte Carlo, através do código computacional ALGAM-97®. Como contribuição aos objetivos deste trabalho, foi desenvolvido e implementado o sistema computacional cFAE – consulta Fração Absorvida Específica, que se torna mais versátil para a consulta do usuário pesquisador. A interface de diálogo com o operador foi projetada seguindo a atual tendência de utilização de uma linguagem orientada para o evento. Essa interface permite que o usuário navegue através dos manequins referência, escolha o órgão fonte, a energia desejada e receba as respostas num diálogo eficiente e intuitivo. O sistema fornece, além dos dados referentes à mulher brasileira, também aqueles referentes ao modelo de Snyder e ao modelo do homem brasileiro. O sistema possibilita não apenas introduzir os dados individuais para as FAEs dos três manequins, mas também a comparação entre eles. / Tools for dosimetric calculations are of the utmost importance for the basic principles of radiological protection, not only in nuclear medicine, but also in other scientific calculations. In this work a mathematical model of the Brazilian woman is developed in order to be used as a basis for calculations of Specific Absorbed Fractions (SAFs) in internal organs and in the skeleton, in accord with the objectives of diagnosis or therapy in nuclear medicine. The model developed here is similar in form to that of Snyder, but modified to be more relevant to the case of the Brazilian woman. To do this, the formalism of the Monte Carlo method was used by means of the ALGAM- 97® computational code. As a contribution to the objectives of this thesis, we developed the computational system cSAF – consultation for Specific Absorbed Fractions (cFAE from Portuguese acronym) - which furnishes several “look-up” facilities for the research user. The dialogue interface with the operator was planned following current practices in the utilization of event-oriented languages. This interface permits the user to navigate by means of the reference models, choose the source organ, the energy desired, and receive an answer through an efficient and intuitive dialogue. The system furnishes, in addition to the data referring to the Brazilian woman, data referring to the model of Snyder and to the model of the Brazilian man. The system makes available not only individual data to the SAFs of the three models, but also a comparison among them.