Desde o seu desenvolvimento na década de 1970 a tomografia computadorizada (TC) passou por grandes mudanças tecnológicas, tornando-se uma importante ferramenta diagnóstica para a medicina. Consequentemente o papel da TC em diagnóstico por imagem expandiu-se rapidamente, principalmente devido a melhorias na qualidade da imagem e tempo de aquisição. A dose de radiação recebida por pacientes devido a tais procedimentos vem ganhando atenção, levando a comunidade científica e os fabricantes a trabalharem juntos em direção a determinação e otimização de doses. Nas últimas décadas muitas metodologias para dosimetria em pacientes têm sido propostas, baseadas especialmente em cálculos utilizando a técnica Monte Carlo ou medições experimentais com objetos simuladores e dosímetros. A possibilidade de medições in vivo também está sendo investigada. Atualmente as principais técnicas para a otimização da dose incluem redução e/ou modulação da corrente anódica. O presente trabalho propõe uma metodologia experimental para estimativa de doses absorvidas pelos pulmões devido a protocolos clínicos de TC, usando um objeto simulador antropomórfico adulto e dosímetros termoluminescentes de Fluoreto de Lítio (LiF). Sete protocolos clínicos diferentes foram selecionados, com base em sua relevância com respeito à otimização de dose e frequência na rotina clínica de dois hospitais de grande porte: Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (InRad) e Instituto do Câncer do Estado de São Paulo Octávio Frias de Oliveira (ICESP). Quatro protocolos de otimização de dose foram analisados: Auto mA, Auto + Smart mA, Baixa Dose (BD) e Ultra Baixa Dose (UBD). Os dois primeiros protocolos supracitados buscam redução de dose por meio de modulação da corrente anódica, enquanto os protocolos BD e UBD propõem a redução do valor da corrente anódica, mantendo-a constante. Os protocolos BD e UBD proporcionaram redução de dose de 72,7(8) % e 91(1) %, respectivamente; 16,8(1,3) % e 35,0(1,2) % de redução de dose foram obtidas com os protocolos Auto mA e Auto + Smart mA, respectivamente. As estimativas de dose para os protocolos analisados neste estudo são compatíveis com estudos similares publicados na literatura, demonstrando a eficiência da metodologia para o cálculo de doses absorvidas no pulmão. Sua aplicabilidade pode ser estendida a diferentes órgãos, diferentes protocolos de CT e diferentes tipos de objetos simuladores antropomórficos (pediátricos, por exemplo). Por fim, a comparação entre os valores de doses estimadas para os pulmões e valores de estimativas de doses dependentes do tamanho (Size Specific Dose Estimates SSDE) demonstrou dependência linear entre as duas grandezas. Resultados de estudos similares exibiram comportamentos similares para doses no reto, sugerindo que doses absorvidas pelos uma órgãos podem ser linearmente dependente dos valores de SSDE, com coeficientes lineares específicos para cada órgão. Uma investigação mais aprofundada sobre doses em órgãos é necessária para avaliar essa hipótese. / Since its development in 1970s the computer tomography (CT) technique have gone through major technological advances, becoming an important diagnostic tool in medicine. Consequently the role of CT in diagnostic imaging expanded rapidly, mainly due to improvements in image quality and speed of acquisition. The radiation dose imparted in patients undergoing CT scans has gained attention, leading the radiology community (radiologists, medical physicists and manufacturers) to work together towards dose estimation and optimization. New methodologies for patients dosimetry have been proposed in the past decades, based specially on Monte Carlo calculations or experimental measurements with phantoms and dosimeters. In vivo methodologies are also under investigation. Current dose optimization strategies include mainly tube current reduction and/or tube current modulation. The present work proposes a methodology to experimentally estimate lung absorbed doses due to clinical CT protocols using an adult anthropomorphic phantom and Lithium Fluorite (LiF) thermoluminescent dosimeters (TLD). Seven clinical protocols were selected for phantom irradiation, based on their relevance regarding dose optimization and frequency in two major hospitals routine: the Institute of Radiology from the Medical Faculty from the University of São Paulo (Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo InRad) and the Cancer Institute of the State of São Paulo Octávio Frias de Oliveira (Instituto do Câncer do Estado de São Paulo Octávio Frias de Oliveira ICESP). Fours thorax protocols for dose optimization were analyzed: Auto mA, Auto + Smart mA, Low Dose (LD) and Ultra Low Dose (ULD) thorax. The first two aforementioned protocols seek dose reduction by tube current modulation, while the last two propose a decrease on the constant tube current value. Values of 72.9(8) % and 91(1) % of lung dose reduction were achieved with LD and ULD protocols, respectively. Auto mA and Auto + Smart mA provided 16.8(1.3) % and 35.0(1.2) % of lung dose reduction, respectively. The results from all analyzed protocols are compatible with similar studies published in literature, demonstrating the efficiency of the methodology to lung absorbed dose estimation. Its applicability could be extended to different organs, different clinical CT protocols and pediatric phantoms. Moreover, comparison of lung absorbed doses and Size Specific Dose Estimates (SSDE) for the studied protocols exhibited a tendency of linear dependency. Results from similar studies demonstrate a similar behavior between rectal doses and SSDE, suggesting that organ absorbed doses and SSDE values may be linearly dependent, with organ-specific linear coefficients. Further investigation in organ doses is necessary to evaluate this assumption.

Medidas de Termoluminescência (TL), Luminescência Opticamente Estimulada (LOE), EPR (Ressonância Paramagnética de Elétron) e RL (Radioluminescência) foram obtidas de amostras de óxido de alumínio e óxido de alumínio dopado com magnésio. As amostras foram calcinadas em três diferentes temperaturas (1100, 1350 e 1600°C) para observar a variação do comportamento das propriedades luminescentes. Ao final, constatou-se que a temperatura de calcinação é um parâmetro de grande importância para a produção de materiais dosimétricos, pois a amostra com melhores resultados LOE foi o material sem dopante tratada a 1600°C. Em trabalhos anteriores, a composição de óxido de alumínio dopado com magnésio havia apresentado nanoestruturas de aluminato de magnésio, observadas através de Microscopia Eletrônica de Transmissão (MET), que influenciaram a sensibilidade do material à radiação. Amostras de aluminato de magnésio puro e dopado com terras raras foram obtidas na forma de pó e calcinadas a 1100, 1350 e 1600°C. Medidas de TL e LOE de amostras irradiadas com fonte de partículas foram analisadas e comparadas com resultados de EPR e Difração de Raios-X (DRX). Como resultado, foi concluído que, nas condições trabalhadas, somente o elemento gadolínio proporcionou aumento de emissão LOE e TL no espectro visível. DRX indicou a formação dos compostos Al5Er3O12 e Al5Yb3O12; gadolínio e európio também formaram estruturas secundárias que não puderam ser determinadas. A partir do óxido de alumínio em pó, foram produzidos alvos para deposição de filmes finos empregando um sistema de sputtering magnetron e lâminas de silício monocristalino (100) tipo P para substrato. Parâmetros de deposição e de tratamento térmico foram variados de modo a produzir amostras com diferentes características. Curvas de TL foram levantadas e analisadas com relação aos resultados de DRX. Imagens de Microscopia Eletrônica de Varredura (MEV) foram obtidas de algumas amostras para visualizar o estado dos filmes depositados após tratamentos térmicos de 500 e 1100°C. Resultados mostraram a formação de picos de difração de a-Al2O3 em algumas das amostras espessas. Medidas de TL de amostras expostas à radiação ambiente exibiram picos de emissão em posições que variaram de acordo com a composição e espessura do filme depositado. / Thermoluminecent (TL), Optically Stimulated Luminescence (OSL), EPR (Electron spin Resonance) and Radioluminescence (RL) measurements were obtained from aluminum oxide and magnesium doped aluminum oxide samples. The samples were calcinated at three different temperatures (1100, 1350 and 1600°C) in order to observe variation of luminescent properties. As results, it was found that the calcination temperature is of great importance in the production of dosimetric materials, since the undoped sample calcinated at 1600°C showed the highest sensibility. In early works, magnesium doped aluminum oxide samples exhibited the formation of nanostructured layer composed by magnesium aluminate, observed using Transmission Electron Microscopy (TEM), which induced an increase of the luminescent properties. Samples of undoped and rare-earths doped magnesium aluminate, calcinated at 1100, 1350 and 1600°C, were produced. TL and OSL measurements were obtained from irradiated aliquots, analyzed and compared to EPR and XRD results. Results showed that, under the parameters used in this work, only gadolinium doped samples exhibited increase in TL and OSL emissions. XRD indicated the formation of Al5Er3O12 and Al5Yb3O12 structures in doped samples; gadolinium and europium doped samples also showed new structures, which couldnt be identified. Powder aluminum oxide was used to produce deposition targets, which were employed in the deposition of thin films over P type monocrystalline silicon (100) wafers. Variations of deposition parameters and heat treatment induced the formation of thin films with different characteristics, observed by XRD and luminescent analysis (TL). XRD results indicated the occurrence of alpha-Al2O3 in some of the thick films. Samples exposed to natural radiation produced TL emission in the visible spectrum.

Com o objetivo de monitorar o crescente número de trabalhadores potencialmente expostos à radiação de nêutrons, foi projetado e desenvolvido um dosímetro individual para campos mistos nêutron-gama. O dosímetro proposto foi caracterizado para o espectro de energia de uma fonte de Amerício-Berílio e para o intervalo de dose de interesse da proteção radiológica (até 20 mSv). Para tanto utilizou-se a dosimetria termoluminescente de albedo e a dosimetria de traços nucleares, técnicas consagradas na literatura internacional, empregando materiais de fabricação nacional e de baixo custo. Um policarbonato comercial, denominado SS-1, foi caracterizado para aplicação como detector sólido de traços nucleares. Os parâmetros para revelação química e ampliação dos traços, assim como a metodologia de avaliação dos detectores foram determinados. Estudou-se a resposta dos detectores TLD-600, TLD-700 e SS-1 em campos mistos nêutrongama de uma fonte de Amerício-Berílio e definiu-se um algoritmo para cálculo da dose de nêutrons e de radiação gama. A razão entre as respostas para nêutrons térmicos, de albedo e rápidos permite analisar o espectro ao qual o dosímetro foi submetido e corrigir a resposta do detector de traços para variações no ângulo de incidência da radiação. O novo dosímetro está pronto e apresenta desempenho para ser usado como dosímetro de nêutrons no Brasil. / An individual dosimeter for neutron-gamma mixed field dosimetry was design and developed aiming monitoring the increasing number of workers potentially exposed to neutrons. The proposed dosimeter was characterized to an Americium-Beryllium source spectrum and dose range of radiation protection interest (up to 20 mSv). Thermoluminescent albedo dosimetry and nuclear tracks dosimetry, traditional techniques found in the international literature, with materials of low cost and national production, were used. A commercial polycarbonate, named SS-1, was characterized for solid state tack detector application. The chemical etching parameters and the methodology of detectors evaluation were determined. The response of TLD-600, TLD-700 and SS-1 were studied and algorithms for dose calculation of neutron and gamma radiation of Americium- Beryllium sources were proposed. The ratio between thermal, albedo and fast neutrons responses, allows analyzing the spectrum to which the dosimeter was submitted and correcting the track detector response to variations in the radiation incidence angle. The new dosimeter is fully characterized, having sufficient performance to be applied as neutron dosimeter in Brazil.

A irradiação do sangue humano é usada para evitar a TA-DECH (\"transfusão associada a doença do enxerto contra hospedeiro\"), um raro mas devastador efeito adverso dos leucócitos presentes em componentes de sangue de doadores. Normalmente esta prática de irradiação é executada para a eliminação física de leucócitos. A implementação de procedimentos permitirá que a dose apropriada, dentro de uma faixa de 25 Gy a 50 Gy, seja absorvida pelas bolsas de sangue coletadas em um banco de sangue. Os estudos para estabelecer os procedimentos de BPF (Boas Práticas de Fabricação) foram desenvolvidos baseados na norma ISO 11137 Esterilização de produtos médicos Requisitos para validação e controle de rotina Esterilização por radiação. Dois sistemas dosimétricos foram usados para o mapeamento de dose durante os estudos da qualificação do irradiador, carregamento de produto, validação de processo de irradiação e auditoria. O dosímetro CaSO4:Dy apresentou dificuldades em relação à incerteza na medição da dose, estabilidade, rastreabilidade e calibração. Os dosímetros PMMA e Gafchromic mostraram uma melhor performance e foram adotados para estudos de qualificação de irradiadores necessários para a implantação de BPF. Os testes de irradiação foram realizados em um irradiador Gammacell 220. Os procedimentos desenvolvidos podem ser adaptados para diferentes tipos de irradiadores gama, permitindo a implantação de um programa de garantia da qualidade e BPF para irradiação de sangue. / The irradiation of human blood is used to avoid the TA-GVHD (transfusion-associated graft-versus-host-disease), a rare but devastating adverse effect of leukocytes present in blood components for a immunocompetent transfusion recipients. Usually this irradiation practice is performed to a physical elimination of leukocytes. The implementation of the procedures will assure that the properly dose in a range of 25 Gy to 50 Gy will be delivered to the blood in the bag collected in a blood tissue bank. The studies of the procedures in order to establish a GMP (Good Manufacturing Practices) were developed under the guidelines of the standard ISO 11137 Sterilization of health care products Requirements for validation and routine control Radiation sterilization. In this work, two dosimetric systems were used for dose mapping during the studies of irradiator qualification, loading pattern, irradiation process validation and auditing. The CaSO4:Dy dosimeter presented difficulties concerning to uncertainty on dose measurement, stability, traceability and calibration. The PMMA and Gafchromic dosimetric systems have shown a better performance and were adopted on studies of irradiators qualification that are necessary to implementation of GMP. The irradiation tests have been done in a Gammacell 220 irradiator. The developed procedures can be adapted for different kinds of gamma irradiators, allowing implanting a quality assurance program and a GMP for blood irradiation.

The specific nature of work in nuclear medicine departments involves the use of isotopes and handling procedures, which contribute to the considerable value of the equivalent dose received, in particular, by the fingertips. Workers of nuclear medicine units who label radiopharmaceuticals are exposed to ionizing radiation. The doses of nuclear medicine workers determined by individual dosimeters, which supply data on the magnitude of personal dose equivalent. The dosimetry pointing to a considerable optimization of the radiological protection among that professional group. However, the problem of the excessive hand exposure had been noted already in the early 1980s. Systematic studies were undertaken in West Scotland. The difficulties associated with automation of radiopharmaceutical preparation process are responsible for the continuing growth of exposure to the hands of the workers. Similar studies have also been undertaken, e.g. in Chile, Norway, Australia, Italy, USA, Belgium(1). In each case, special attention has been paid to the exposure of nuclear medicine worker hands. The radiopharmacists who label various ligands can be exposed to high radiation doses to their fingertips (primarily of the thumb, index finger and middle finger). Quite frequently, the Hp(0.07) to the fingertips of those three fingers may exceed the dose limit, i.e. value of 500 mSv/y for the skin of human fingers, this dose limit refers to the maximum dose recorded(2). Specific difficulty in assessing the exposures of the most affected finger parts is aggravated by the fact that the universally employed method for the determination of the radiation doses received by the hands using a ring with attached thermoluminescence detectors is not adequate in this particular case. This measurement method is inadequate because distribution of the doses received by the skin of the hands and fingers is extremely non uniform. The main aim of the study was to measure the absorbed dose at the hands of the personnel by using thermoluminescent detectors / -

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