As lesões dermatológicas submetidas à terapia com fontes de radiação podem apresentar diferentes padrões de malignidade. Os tumores de pele mais comumente encontrados nos serviços de radioterapia são os carcinomas. A radioterapia de lesões dermatológicas é realizada com feixes de radiação de baixa penetração como os raios-X de ortovoltagem, feixes de elétrons e fontes radioativas (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranjadas em moldes superficiais ou aplicadores metálicos. O presente trabalho teve como objetivo analisar o perfil de distribuição de dose terapêutica produzida por fontes de radiação utilizadas em procedimentos radioterápicos em lesões superficiais da pele. As medidas experimentais, para as análises dosimétricas das fontes de radiação, foram comparadas com cálculos obtidos no sistema computacional baseado no Método de Monte Carlo. Os resultados obtidos com os cálculos computacionais através do código MCNP-4C apresentaram uma boa concordância com as medidas experimentais. As comparações das medidas experimentais com os cálculos obtidos através do código MCNP-4C, foram utilizadas para validar os cálculos e assim possibilitar o uso de dados de simulação para aplicação em casos clínicos de rotina. A comparação entre diferentes modalidades podem fornecer um indicativo dos procedimentos mais adequados em cada caso clínico. / Skin lesions undergoing therapy with radiation sources may have different patterns of malignancy. Malignant lesions or cancer most commonly found in radiotherapy services are carcinomas. Radiation therapy in skin lesions is performed with low penetration beams and orthovoltage X-rays, electron beams and radioactive sources (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranged on a surface mold or in metal applicator. This study aims to analyze the therapeutic radiation dose profile produced by radiation sources used in skin lesions radiotherapy procedures . Experimental measurements for the analysis of dosimetric radiation sources were compared with calculations obtained from a computer system based on the Monte Carlo Method. Computational results had a good agreement with the experimental measurements. Experimental measurements and computational results by the MCNP4C code were both physically consitent as expected. These experimental measurements compared with calculations using the MCNP-4C code have been used to validate the calculations obtained by MCNP code and to provide a reliable medical application for each clinical case.

Ao implementar uma técnica de tratamento, as características do feixe nas condições de irradiação precisam ser bem conhecidas e estudadas. Cada um dos parâmetros utilizados para cálculo de dose deve ser medido e validado antes da utilização dos mesmos na rotina clínica. Isso se torna ainda mais necessário quando se tratam de técnicas especiais. Neste trabalho estão descritos todos os parâmetros e medidas necessárias para a implementação da irradiação de corpo inteiro numa instalação projetada para tratamentos convencionais, e que faz uso de geometrias não convencionais para gerar os tamanhos de campos alargados. Além disso, são apresentados os dados de comissionamento desta modalidade no Hospital das Clínicas de São Paulo utilizando a comparação de três tipos de detectores para medidas de dose de entrada durante tratamentos de irradiação de corpo inteiro. / Before implementing a treatment technique, the characteristics of the beam under irradiation conditions must be well acknowledged and studied. Each one of the parameters used to calculate the dose has to be measured and validated before its utilization in clinical practice. This is particularly necessary when dealing with special techniques. In this work, all necessary parameters and measurements are described for the total body irradiation implementation in facilities designed for conventional treatments that make use of unconventional geometries to generate desired enlarged field sizes. Furthermore, this work presents commissioning data of this modality at Hospital das Clínicas of São Paulo using comparison of three detectors types for measurements of entrance dose during total body irradiation treatment.

Dosimetria usando Luminescência Opticamente Estimulada (OSL) é uma área em constante crescimento dentro da ciência e com excelentes perspectivas comerciais. O Óxido de Alumínio crescido na presença de uma atmosfera rica em Carbono (Al 2O3:C) tem fornecido bons resultados como detector luminescente. Esse material apresenta alta sensibilidade à radiação ionizante e boa resposta à estímulos ópticos. Estima-se que cerca de dois milhões de pessoas façam uso de dosímetros com detectores de Al 2O3:C em rotinas de dosimetria individual externa, que por apresentar varias vantagens experimentais acredita-se substituirá as outras duas técnicas dosimétricas mais adotadas: dosimetria fotográfica e termoluminescente. A certificação de uma técnica de dosimetria para uso comercial exige uma série de estudos. Neste trabalho apresentamos contribuições que complementam o entendimento e adoção da técnica de OSL em dosimetria pessoal. Nossa primeira contribuição consiste numa serie de testes de desempenho mostrando a eficácia da técnica para justificar nossa proposta de certificação de dosimetria individual externa usando OSL no Brasil. No intuito de relacionar centros paramagnéticos e o processo de luminescência, apresentamos resultados de espectros de EPR em detectores OSL. Detectamos e classificamos sinais de EPR relacionados a impurezas nas amostras, porem, sinais dos centros luminescentes não foram detectados. Finalmente, apresentamos um estudo preliminar sobre a resposta de luminescência do Al2O3:C quando exposto a diferentes comprimentos de onda de radiação UV. A inexistência de dosimetria de nêutrons por técnicas de OSL motivou o estudo de vários óxidos dopados com Térbio como possíveis candidatos a material dosimétrico. Alguns resultados preliminares do espectro de EPR desses óxidos quando irradiados em campo beta de 90Sr/90Y e da resposta de luminescência em função da luz de excitação para análise dos tipos de armadilhas criadas pela presença do Tb+3 são apresentados. / Dosimetry using Optically Stimulated Luminescence (OSL) is an expanding scientific research area which also shows excellent commercial potential. Aluminum oxide grown in an atmosphere in the presence of Carbon, Al 2O3:C, presented excellent results as a luminescent detector. This material has high sensitivity when exposed to ionizing radiation and good responses to optical stimulation. Over two million people use dosimeters with Al 2O3:C detectors in personal dosimetry procedures. The experimental advantages of using OSL are believed to replace the two other usual techniques: photographic and thermoluminescent dosimetry. To validate the commercial use of a dosimetry technique it is necessary to evaluate a number of studies. In this work we present results which increase our understanding of OSL dosimetry. First we present a number of behavior tests to show the efficiency of the technique for the purpose of justifying the use of OSL in personal dosimetry in Brazil. In an attempt to correlate paramagnetic centers and the luminescence process we present EPR results in OSL detectors. We could detect and classify impurities centers in our samples; however we could not find conclusive results about paramagnetic centers generated by exposition to ionizing radiation. We present a preliminary study about the luminescence behavior from Al 2O3:C when exposed to different UV wavelengths. The nonexistence of a neutron dosimetry using OSL suggested a study of three types of oxides doped with Terbium which are strong candidates as OSL detectors due to their sensitivity to neutron expositions. We present preliminary results of EPR spectroscopy from these oxides when exposed in a beta field of 90Sr/90Y and the luminescent response when the excitation light is used to analyze traps generated by the presence of Tb+3.

Os resultados esperados em Radioterapia requerem o controle da qualidade dos procedimentos executados, existindo a necessidade de avaliar-se a dose administrada aos pacientes e sendo recomendado que a diferença percentual entre as doses prescrita e administrada esteja entre -5% e +7%, conforme a Comissão Internacional sobre Unidades e Medidas em Radiação (ICRU). Especificamente em tratamentos de irradiação de corpo inteiro (TBI, do inglês Total Body Irradiation), que emprega distâncias fonte-superfície extensas e campos largos de radiação, apresentando um grau de complexidade elevada quando comparada com os procedimentos convencionais, não há um protocolo bem estabelecido para o cálculo da dose absorvida. Considerando-se, por outro lado, os efeitos colaterais severos associados ao tratamento, TBI requer um controle rigoroso das doses administradas ao paciente, fazendo com que um programa de verificação do tratamento através de dosimetria in vivo seja imprescindível. O presente trabalho apresenta um estudo dos parâmetros dosimétricos, para campos convencionais e de irradiação de corpo inteiro, como parte de um programa de controle da qualidade em Radioterapia. Os parâmetros dosimétricos foram determinados utilizando-se dosímetros termoluminescentes, câmara de ionização e dosímetro semicondutor. Avaliaram-se as correções necessárias para o uso dos parâmetros dosimétricos, obtidos em condições convencionais, nos tratamentos de irradiação de corpo inteiro, apresentado-se, ainda, uma metodologia de dosimetria in vivo para tratamentos de TBI. Os resultados obtidos permitem concluir que os parâmetros dosimétricos utilizados em TBI devem ser obtidos nas condições próprias desse tipo de técnica, não devendo ser adaptados de condições convencionais, e que a metodologia de dosimetria de entrada é adequada para avaliação das doses nessa técnica de tratamento. / The expected outcomes in Radiotherapy require a strict quality control program to be performed in order to evaluate the doses delivered to patients. Accordingly to the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) the possible discrepancies between prescribed and delivered doses to patients must be in a range of -5% and +7%. Treatments of total body irradiation (TBI) use large source-surface distances and broad radiation fields, showing high complexity when compared to conventional procedures and do not present a well-established protocol for the calculation of the absorbed dose. On the other hand, considering, the severe collateral effects associated to this treatment, TBI requires a rigorous control of the doses administrated to the patient and a program of verification of the treatment through in vivo dosimetry is paramount. This work presents a study of dosimetric parameters for both conventional and total body irradiation treatments as part of a quality control program in Radiotherapy. The dosimetric parameters had been determined using termoluminescente dosimetry, ionization chamber, and semiconductor dosimeters. Possible corrections for the use of the conventional conditions-obtained parameters in total body irradiation were evaluated. An in vivo dosimetry methodology had been also studied to be applied to TBI treatments. The obtained results leads to the conclusions that TBI dosimetric parameters must be obtained under proper irradiation conditions and should not be adapted from conventional conditions and that entrance dosimetry is an adequate technique to evaluate delivered doses in TBI.

Para avaliar os níveis de exposição e a dose absorvida em pacientes submetidos a exames de tomografia computadorizada, TC, é necessário calcular os índices de dose em medições com um simulador de PMMA, ou cheio de água. O simulador deve ser capaz de reproduzir as características de absorção e espalhamento do corpo ou parte do corpo humano em um campo de radiação. As grandezas específicas em TC: índice de kerma livre no ar (Ca,100), índice de kerma no ar ponderado (CW), índice de kerma no volume total (Cvol) e produto kerma no ar-comprimento (PKL) devem ser determinadas e comparadas com os níveis de referência já existentes na literatura. Neste trabalho foi desenvolvido um simulador pediátrico craniano, já que no Brasil os níveis de referência para diagnósticos (NRDs) disponíveis foram determinados baseados em um simulador padrão adulto. O simulador desenvolvido inovou em sua construção apresentando materiais que simulam a calota craniana em osso cortical (alumínio) e osso esponjoso (PVC). O seu interior foi preenchido com água destilada. As dimensões foram escolhidas de acordo com as recomendações da Organização Mundial da Saúde e do International Commission on Radiation Units, para o tamanho da cabeça de uma criança de 0 a 5 anos: 160 mm de diâmetro e 155 mm de altura. A calota craniana tem uma espessura de 4 mm e diâmetro interno de 111,9 mm. Para avaliar seu comportamento foram realizados testes em laboratórios e em feixes clínicos. Os resultados apresentaram uma atenuação de até 23% na utilização dos materiais que simulam a calota craniana evidenciando que os valores adotados para os cálculos de NRD podem estar superestimando a dose recebida por pacientes pediátricos. Percebe-se que a dose recebida em exames de crânio apresenta uma distribuição diferente por ser parcialmente atenuada e/ou retroespalhada pela calota craniana, o que não é considerado ao se utilizar o simulador constituído apenas de PMMA. / To determine the exposure levels and the absorbed dose in patients undergoing CT scans, is necessary to calculate the CT dose index in measurements with a PMMA or water phantom. The phantom must be enough to simulate the attenuation and scattering characteristics of a human body or parts in a radiation field. The CT specific quantities : CT air kerma index (Ca,100) , weighted CT air kerma index (CW ), a total volume CT air kerma index (Cvol) and the CT air kerma-lenght product (PKL) must be determined and compared to literature reference levels. In this work a head pediatric phantom was developed, considering that the Brazilian published Diagnostic Reference Levels (DRL) are based on adult phantom measurements. This developed phantom shows a construction innovation using materials to simulate the skullcap, cortical bone (aluminum) and cancellous bone (PVC), and it was filled with distilled water. The phantom dimension follows the recommendations of the World Health Organization and the International Commission on Radiation Units for children from 0 to 5 years old head size: diameter of 160 mm and height of 155 mm. The skullcap has 4 mm of thickness and 111.9 mm of internal diameter. In order to evaluate its behavior, tests were carried out in calibration laboratories and in clinical beams. The results showed attenuation up to 23% when different materials are used as skullcap, demonstrating that the DRLs adopted could be overestimating the dose received by pediatric patients. It is observed that the dose received by CT skull scans presents different distribution, due to the skullcap partially attenuation and/or backscattering which is not considered when the PMMA phantom is used.

Neste trabalho implementamos as grandezas operacionais no sistema de monitoração de área e individual. Determinamos a combinação ideal dos detectores termoluminescentes para constituírem os monitores de radiação como sendo: dois de fluoreto de cálcio (CaF2), um envolto em filtro de chumbo de (0,50 ± 0,05) mm e outro sem filtro e um de fluoreto de lítio TLD-100, também sem filtro. Aproveitamos a propriedade termoluminescente desses detectores, qual seja a de emissão de luz em intensidade proporcional à dose de radiação recebida, quando eles são aquecidos. A grandeza final avaliada é o equivalente de dose ambiental H*(10) e direcional H(10,) para fins de monitoração de área e o equivalente de dose pessoal Hp(10) para monitoração individual. Para tanto, estudos foram realizados irradiando os monitores no ar no primeiro caso e na frente de um fantoma de PMMA preenchido com água no segundo caso. Para avaliar o desempenho dos monitores de radiação eles foram submetidos a testes de linearidade da resposta com a dose, dependência angular e dependência energética. Uma análise detalhada dos resultados obtidos mostrou que todos os valores dos equivalentes de dose obtidos em testes de desempenho estão dentro dos limites estabelecidos por normas internacionais, com 95% de nível de confiança. Para o monitor escolhido obtivemos para a razão [H(10)determinado/H(10)nominal ± desvio] no caso de equivalente de dose ambiental e pessoal respectivamente os valores: (1,02 ± 0,11) e (0,97 ± 0,25). Os desvios foram calculados com o método t de student, considerando o intervalo que contém o valor nominal com 95% de probabilidade. / Operational quantities have been implemented to be applied in individual and area routine monitoring against external radiation exposure. This procedure is based on the use of an ideal combination of thermoluminescent detectors inside a monitor: two pellets of CaF2, one covered by a lead filter of (0,50 ± 0,05) mm and another one without filter and one TLD-100 without filter too. The operational quantities studied for area monitoring are the ambient and directional dose equivalent, H*(10) and H(10,), respectively and for individual monitoring, the personal dose equivalent, Hp(10). To evaluate the personal dose equivalent, all the experiments were performed irradiating the monitor on a slab water phantom made of PMMA walls with outer dimensions 30x30x15 cm, (a substitute of ICRU sphere four-element tissue phantom) completely full of water. Area monitors were irradiated in free air without any phantom. In general, an operational quantity H is determined from the basic physical quantity kerma free-in-air by means of conversion coefficients. The blind performance testing of monitors was performed after type testing, including analysis of the linearity of the response with the dose, the angular and energy dependence. The results of these investigations agree with the values recommended by international organisations within 95 % of confidence level. The ratios (H(10)evaluated/H(10)nominal ± deviation) obtained for ambient and personal dose equivalente are respectively (1,02 ± 0,11) and (0,97 ± 0,25), with the monitor above quoted. The error was estimated with the method of t-student, considering 95 % confidence level.

O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / The success of a radiotherapy depends on the correct planning of the dose to be delivered to the target volume. In brachytherapy which is a radiotherapy mode where intracavitary or interstitial implants of a sealed radioisotope are used, there are less computational advances in treatment planning systems than in teletherapy, more widely used in typical medical services. However, brachytherapy, where applicable, is preferable for sparing neighboring healthy tissues from unnecessary dose. The AMIGOBrachy is a treatment planning system (TPS) with an user-friendly interface for brachytherapy, compatible with other commercial systems, and integrated with MCNP6 code (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6). It was developed in the Nuclear Engineering Center of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN), São Paulo, Brasil, and is currently in a validation process. This work contributed to this process, evaluating three different clinical cases with the TG43 formalism by AAPM (American Association of Medical Physics), a protocol for dosimetry in brachytherapy, and comparing their results with the dose distributions calculated by other well-known commercial systems: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, USA) and Nucletron Oncentra® (Elekta; Stockholm, Sweden). The results obtained are within a ±10% range of agreement, being more discrepant in regions very near to the applicator, where commercial planning systems and AMIGOBrachy differ due to different calculation methods. However, the dose agreed in a range of ±3% for at least two thirds of the region of interest, for all three cases. Also, simulations were performed using the TG186 formalism of AAPM, which considers heterogeneities in the tissue, to assess their impact on the dose. In addition to the validation process, a study in ophthalmic brachytherapy for future insertion of an additional module to AMIGOBrachy was performed; for this, a human eye model was developed using UM (Unstructured Mesh) geometry, for validation with MCNP6 code, that only in this version shows a new resource capable of simulating a hybrid geometry: partly analytical, partly UM. Ten different structures of the human eye were modeled: sclera, choroid, retina, vitreous body, cornea, anterior chamber, lens, optic nerve, optic nerve wall, and a tumor defined arbitrarily growing from the external surface of the eyeball toward its center. The results were compared with a purely analytical model eye modeled with MCNP6 and used as a reference. The results were satisfactory in all performed simulations, except for the optic nerve and its wall, mainly because of their small size and distance from the source, showing larger relative errors, but still lower than 10%, which, however, does not represent clinical concern problem since they receive very small doses. The problems encountered in this new resource of MCNP code to simulate hybrid geometries were also discussed, since it was implemented recently and still display deficiencies that were overcome in the present work.

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 Terapia Fotodinâmica (PDT) é a uma modalidade terapêutica promissora para o tratamento do câncer e outras doenças, que visa a destruição do tecido alterado. A PDT se caracteriza por um conjunto de processos físicos, químicos e biológicos que ocorrem após a administração de uma droga, retida preferencialmente nos tecidos tumorais, seguida pela irradiação com luz visível. Quando as células tumorais tratadas são irradiadas, o fotossensibilizador absorve luz e inicia uma reação em cadeia produzindo espécies reativas de oxigênio que destroem as células tumorais. Neste trabalho procuramos avaliar os principais aspectos da PDT para o desenvolvimento de uma dosimetria baseada em conceitos fundamentais tais como: a estabilidade do Photogem ®, a farmacocinética, a penetração da luz no tecido e os mecanismos de morte celular. Com esse propósito realizamos quatro experimentos distintos nos quais esses aspectos foram investigados. Realizamos experimentos in vitro para averiguar a estabilidade do Photogem ®. As soluções foram submetidas a condições extremas de irradiação, onde variamos comprimentos de onda e potência de irradiação. Analisamos também a variação de pH, concentração e solvente. A farmacocinética, a profundidade de penetração da luz em tecido biológico e os processos de morte celular foram realizados in vivo. Os resultados obtidos foram os seguintes: o fotossensibilizador é degradado ao variarmos o comprimento de onda e a potência de irradiação; ele não sofre degradação ao ser aquecido até 60°C. No estudo da farmacocinética verificamos que os tecidos estudados apresentaram tempos de acúmulo e eliminação diferente, com o fígado apresentando menores tempos. Na avaliação da penetração da luz verificamos que para tecidos menos pigmentados obtivemos maior penetração. Os nossos resultados estão em concordância com os encontrados na literatura. Finalmente para a respiração mitocondrial observamos que para maiores tempos de irradiação a razão de controle respiratório foi elevada, indicando modificações no ciclo respiratório. Os resultados obtidos nesse trabalho fornecem subsídios importantes para auxiliar a determinação de um protocolo controlado de dosimetria para PDT, aumentando a eficiência e conseqüentemente a taxa de sucesso da terapia. / The Photodynamic Therapy (PDT) is a promising therapeutical modality for the treatment of cancer and other diseases, seeking the altered tissue destruction. The PDT is characterized by a set of physical, chemical and biological processes, which occur after a drug injection and selective retention in tumoral tissues, followed by visible light irradiation. When the tumoral cells are irradiated, the photosensitiser absorbs light and begins a chain reaction with the formation of reactive species of oxygen leading to the destruction of the tumoral cells. In this study we evaluate important PDT aspects for the development of a dosimetry based in some fundamental concepts such as Photogem ® stability, pharmacokinetics, light penetration in tissue and all death mechanisms. Four experiments were done to investigate these aspects. In vitro studies were performed to evaluate the Photogem ® stability under different wavelength and light power parameters. It were also investigated the dependence under pH, concentration and solvent type variation. The pharmacokinetics, light penetration in biological tissue and cell death mechanisms were studied in vivo experiments. The results showed that the photosensitiser is degradeted depending on the was no degradation until 60 °C. In the pharmacokinetics study we verified that the investigated tissues present different accumulation and elimination times, the hepatic tissue showing the smallest times. In the light penetration evaluation we verified that the less pigmented ones showed the greater penetration in accordance with the literature results. Finally in mitochondrial study we observed that for longer irradiation times the respiratory cicle. Our results give important data to aid the establishment of a controlled PDT dosimetry protocol, improving the efficiency and consequently the success rate of this therapy.

Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria. / This study made a comparison between some of the major transport codes that employ the Monte Carlo stochastic approach in dosimetric calculations in nuclear medicine. We analyzed in detail the various physical and numerical models used by MCNP5 code in relation with codes like EGS and Penelope. The identification of its potential and limitations for solving microdosimetry problems were highlighted. The condensed history methodology used by MCNP resulted in lower values for energy deposition calculation. This showed a known feature of the condensed stories: its underestimates both the number of collisions along the trajectory of the electron and the number of secondary particles created. The use of transport codes like MCNP and Penelope for micrometer scales received special attention in this work. Class I and class II codes were studied and their main resources were exploited in order to transport electrons, which have particular importance in dosimetry. It is expected that the evaluation of available methodologies mentioned here contribute to a better understanding of the behavior of these codes, especially for this class of problems, common in microdosimetry.