Submitted by Haroudo Xavier Filho (haroudo.xavierfo@ufpe.br) on 2016-04-20T17:12:27Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) DISSERTAÇÃO FINAL PARA IMPRESSÃO CAPA DURA.compressed.pdf: 5438350 bytes, checksum: 6a32a2d9accc05fb896d407a8a699c4b (MD5) / Made available in DSpace on 2016-04-20T17:12:27Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) DISSERTAÇÃO FINAL PARA IMPRESSÃO CAPA DURA.compressed.pdf: 5438350 bytes, checksum: 6a32a2d9accc05fb896d407a8a699c4b (MD5) Previous issue date: 2015-05-31 / CAPES / FACEPE / No presente trabalho, foi realizado um levantamento das doses recebidas por pacientes pediátricos, em exames radiográficos convencionais dos seios da face, realizados no Recife, PE. Para a realização do estudo, foram selecionados dois hospitais que atendem ao Sistema Único de Saúde, com alta demanda de exames pediátricos. Os dados dos pacientes e os parâmetros de irradiação utilizados em 159 exames radiográficos dos seios da face de crianças, com idades entre 0 e 15 anos, foram coletados, sendo 103 radiografias realizadas na projeção lateral (radiografia cavum) e 56 radiografias realizadas nas projeções pósteroanteriores em fronto-naso (FN) e mento-naso (MN) (radiografias Caldwell e Waters, respectivamente). Inicialmente, foram efetuadas as avaliações de desempenho dos dois equipamentos de raios X pertencentes aos hospitais. A partir dos valores dos rendimentos dos tubos de raios X e dos parâmetros de irradiação empregados nos exames, foram estimados os valores de kerma no ar na superfície de entrada (Ka,e) e produto kerma no ar-área (PK,A). Os valores de kerma no ar nas regiões dos olhos e da tireoide foram estimados utilizando dosímetros termoluminescentes (TLD-100). As doses absorvidas médias nos órgãos e a dose efetiva foram estimadas com o software PCXMC® a partir dos dados antropométricos, parâmetros de irradiação e do kerma no ar incidente (Ka,i), obtido com o rendimento. Os resultados mostraram que os valores de Ka,e variaram entre 0,065 mGy e 1,113 mGy, para radiografias cavum, entre 0,13 mGy e 7,99 mGy, para radiografias na incidência Caldwell e entre 0,13 mGy e 10,12 mGy, para radiografias na incidência Waters. Os valores do kerma no ar na região dos olhos variaram entre 0,001 mGy e 0,968 mGy, nas radiografias cavum, e 0,011 mGy e 0,427 mGy, nas incidências Caldwelll e Waters (conjuntamente). Na região da tireoide, os valores de kerma no ar variaram entre 5 μGy e 932 μGy, para as radiografias cavum, e 2 μGy e 972 μGy, para as incidências Caldwell e Waters. 90% dos valores de Ka,e estimados para os exames realizados no Hospital B encontram-se dentro do recomendado pela comunidade britânica, enquanto todos no Hospital A encontram-se acima. O fato do Hospital B apresentar valores de Ka,e dentro do aconselhado não significa que seu serviço esteja otimizado, devido a grande quantidade de filmes rejeitados, cuja imagem apresentava-se clara e inapropriada para o diagnóstico, elevando a dose final recebida pelo paciente pela repetição do exame. Os altos valores de Ka,e devem-se, principalmente, à utilização indiscriminada da grade antiespalhamento, não recomendada para pacientes desta idade. Os valores de PK,A variaram entre 5,7 mGy.cm2 e 92,3 mGy.cm2 para as radiografias cavum, entre 24,4 mGy.cm2 e 340,3 mGy.cm2 para as radiografias Caldwell e, entre 34,0 mGy.cm2 e 378,3 mGy.cm2 para as radiografias Waters. A partir dos dados pode-se concluir que há necessidade de otimização dos procedimentos radiográficos. / In this study, a survey was conducted in order to assess doses received by pediatric patients ongoing conventional radiographs of the sinuses, performed in Recife, PE. For the study, two hospitals of SUS (Sistema Único de Saúde), with high demand for pediatric examinations, were selected. Patient data and irradiation parameters were collected for 159 radiographs of the children’s sinuses with ages between 0 and 15. Among those, 103 radiographs were taken on the lateral projection (cavum radiography) and 56 radiographs were taken in posteroanterior projections in fronto-naso (FN) and mento-naso (MN) (Caldwell and Waters radiographs, respectively). Initially, the performance of the two X-ray equipment was evaluated. Air kerma values at the entrance surface (Ka,e), and air kerma area product (PK,A) were estimated using X-ray tubes output and irradiation parameters used in the examinations. Air Kerma values on the eyes and thyroid were estimated using thermoluminescent dosimeters (TLD-100). The average absorbed organ doses and effective dose were estimated at the PCXMC® software using the anthropometric data, irradiation parameters and the incident air kerma (Ka,i) obtained with the x-ray tube output. The results showed that Ka,e values varied between 0.065 and 1.113 mGy for cavum radiographs; between 0.13 and 7.99 mGy for Caldwell’s view; and between 0.13 and 10.12mGy for Waters’ view. The air kerma values in at the eye region varied from 0.001 mGy to 0.968 mGy for cavum radiographs, and from 0.011 mGy to 0.427 mGy for Caldwell and Waters’ views (together). In the thyroid region air kerma values ranged from 5 μGy to 932 μGy for cavum view and from 2 μGy to 972 μGy for Caldwell and Waters’ views. Tests performed at Hospital B have shown that 90% of the Ka,e values estimated during exams are within the recommended values by British Commonwealth, while all the Ka,e values in the Hospital A were above it. However, even though Hospital B presented Ka,e values within recommended values, this service was not optimized, due to the large amount of rejected films, whose image were inappropriate for diagnosis resulting in increased dose by the patient re-examination. The high Ka,e values are due mainly to the indiscriminate use of anti-scatter grid, not recommended for patient ages assessed in this study. PK,A values varied between 5.7 and 92.3 mGy.cm2 for cavum radiographs, between 24.4 and 340.3 mGy.cm2 for Caldwell’s view and between 34.0 and 378.3 mGy.cm2 for Waters’ view. Thus, it was concluded that there is need for optimization of radiographic procedures.

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.

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.

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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