Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07923.pdf: 9394711 bytes, checksum: df7d9fe1d70a7a5ba73e4ffdbe4e11e8 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-10-22T16:54:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-10-22T16:54:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:16:05Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:16:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:21:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:21:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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

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

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

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

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