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MESTRADO EM RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA - Turma 2012


 

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Curriculo Lattes

ADILSON DA SILVA LARANJEIRA   
Nome em citações bibliográficas: LARANJEIRA, A. S.

Status: TITULADO
Data: 02/07/2014

Área de Concentração: METROLOGIA
Orientador: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN)
Co-orientador: CARLOS JOSÉ DA SILVA (IRD/CNEN)

Dissertação: PADRONIZAÇÃO ABSOLUTA DO 153Sm POR ANTI-COINCIDÊNCIA PARA PROVER RASTREABILIDADE AOS SISTEMAS DE MEDIÇÃO DE REFERÊNCIA

Revisora: CLÁUDIA LÚCIA DE PINHO MAURÍCIO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN) - AKIRA IWAHARA (IRD/CNEN) - MARIA CÂNDIDA MOREIRA DE ALMEIDA (CNEN) - WALSAN WAGNER PEREIRA (IRD/CNEN)

Resumo: Os serviços de medicina nuclear do Brasil estão utilizando o 153Sm - EDTMP (ácido etilenodiaminotetrametilenofosfônico) desde 1995 para controlar a dor óssea devido à metástase do câncer de mama e de próstata, mas sem um padrão absoluto de atividade que garanta a rastreabilidade das medições do valor da dose administrada aos pacientes. O objetivo deste trabalho é fornecer um padrão nacional de atividade para o 153Sm, para integrar o programa de comparação do LNMRI-IRD (Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes do Instituto de Radioproteção e Dosimetria) com os serviços de medicina nuclear e os produtores de radiofármacos no Brasil, para garantir a rastreabilidade metrológica nas medições. O 153Sm decai por β- formando o 153Eu, com 3 ramos principais e pelo menos 15 outros ramos muito fracos, e tem uma meia-vida de 1,92855 (5) d. As emissões γ de maior intensidade são 69,7 keV (4,69%) e 103,18 keV (29,19%). A atividade por unidade de massa foi padronizada absolutamente pelo sistema de anti-coincidência e comparada com os resultados obtidos pelo método CIEMAT/NIST (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas/National Institute of Standards and Technology). Ambos os métodos usam cintilação líquida para detectar as partículas beta. Os resultados obtidos por duas padronizações realizadas concordaram com diferenças de 0,13% e 0,15%. As incertezas do sistema de anti-coincidência obtidas foram uc = 0,42% e 0,29%, e do método CIEMAT/NIST: uc = 0,46% e 0,38%. Para reter os dados da padronização absoluta, um fator de calibração foi determinado no sistema de padronização secundária com câmara de ionização 4π, com incerteza combinada de 0,33%. A meia-vida do 153Sm também foi determinada com a câmara de ionização 4πγ. O valor obtido foi de 1,92913 (11) d, com 0,03% de diferença em relação ao valor de referência de 1,92855 (5) d. Não foram encontradas impurezas de radionuclídeos nas soluções de 153Sm. A padronização do 153Sm, realizada neste trabalho, fornece a garantia da rastreabilidade metrológica nas medições dos serviços de medicina nuclear e dos produtores de radiofármacos no Brasil.


 

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Curriculo Lattes

ALEXANDRE ROZA DE LIMA
Nomes em citações bibliográficas: LIMA, A. R.; LIMA, A.R.

Status: TITULADO
Data: 27/11/2014

Área de Concentração: BIOFÍSICA DAS RADIAÇÕES
Orientador: JOHN GRAHAM HUNT (IRD/CNEN)
Co-orientador: FRANCISCO CESAR AUGUSTO DA SILVA (IRD/CNEN)

Dissertação: ESTIMATIVA DE DOSE NOS CRISTALINOS DE OPERADORES DE GAMAGRAFIA INDUSTRIAL USANDO O MÉTODO DE MONTE CARLO

Revisor: PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: JOHN GRAHAM HUNT (IRD/CNEN) - CLAUDIA LUCIA DE PINHO MAURICIO (IRD/CNEN) - EVALDO SIMÕES DA FONSECA (IRD/CNEN) - ADEMIR XAVIER DA SILVA (UFRJ)

Resumo: A Comissão Internacional de Proteção Radiológica em sua publicação 103 de 2007 reviu evidências epidemiológicas recentes que sugerem que, para o cristalino, o limiar de dose absorvida para a indução de efeitos tardios é de 0,5 Gy. Nesta base, em 2011, a CNEN recomendou alteração no limite de dose ocupacional em situações de exposição planejadas, reduzindo o limite de dose equivalente do cristalino para 20 mSv por ano, em média, durante o período de 5 anos, com a exposição não superior a 50 mSv em um único ano. Este trabalho apresenta as estimativas de doses nos cristalinos (olhos), Hp(10), dose efetiva e doses nos demais órgãos de interesse, recebidas por operadores de gamagrafia industrial, seja em situações de exposições planejadas ou acidentais. Foi utilizado o programa computacional Visual Monte Carlo e definidos dois cenários mais críticos: o cenário para exposição planejada, onde o operador está mais exposto à radiação durante a operação do equipamento, considerando um número médio de 12 exposições radiográficas por dia e 250 dias trabalhados por ano, o que leva a uma exposição à radiação de 36000 segundos ou 10 horas por ano. Simulando-se, então, uma fonte radioativa isotrópica de 192Ir, com 1,0 TBq de atividade, distâncias de 5 a 10 m do simulador e três alturas distintas de 0,2 m, 1,0 m e 2,0 m, obteve-se doses entre 16,9 mSv/ano e 66,9 mSv/ano para os olhos (cristalinos) e 17,7 mSv/ano e 74,2 mSv/ano para Hp(10). No cenário de exposição acidental, onde o operador é diretamente exposto à fonte radioativa, foi simulado o mesmo radionuclídeo e a mesma atividade, mas sem e com uso de colimador, variando a altura em relação ao solo de 1,0 m, 1,5 m e 2,0 m, uma distância fonte/operador de 40 cm, com um tempo de exposição de 74 segundos. Obteve-se, para 1,5 m, doses de 12,3 mGy e 0,28 mGy no cristalino, sem e com colimador, respectivamente. Três conclusões foram retiradas deste trabalho. A primeira é que as estimativas de dose demonstram que o novo limite anual de dose equivalente do cristalino (20 mSv) pode impactar diretamente as atividades de gamagrafia industrial, principalmente em instalações radiativas com elevado número de exposições por ano. A segunda é que o risco de opacificação do cristalino do operador é considerado remoto, para um único acidente, mas dependendo do número de acidentes reincidentes e dos níveis de dose registrados em exposições planejadas, este limiar de dose pode ser facilmente ultrapassado durante a carreira profissional do operador de gamagrafia industrial e a terceira é que, em primeira aproximação, pode-se estimar a dose equivalente no cristalino utilizando a grandeza operacional Hp(10).


 

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ANNA CAROLINA SOBRINHO DOS SANTOS
Nome em citações bibliográficas: SANTOS, A. C. S.

Status: TITULADO
Data: 30/09/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGIA
Orientadora: MARIZA RAMALHO FRANKLIN (IRD/CNEN)

Dissertação: HIDROGEOQUÍMICA DE ÁGUAS SUBTERRÂNEAS EM UMA BACIA HIDROGRÁFICA SUJEITA A MINERAÇÃO DE URÂNIO

Revisor: CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: MARIZA RAMALHO FRANKLIN (IRD/CNEN) - ELAINE RUA RODRIGUEZ ROCHEDO (IRD/CNEN) - LENE HOLANDA SADLER VEIGA (IRD/CNEN) - GERSON CARDOSO DA SILVA JUNIOR (IGEO-UFRJ)

Resumo: Centros de produção de urânio tem o potencial de provocar impactos ambientais relevantes, incluindo alteração da qualidade das águas. Esta situação é agravada quando essas unidades se localizam em regiões semiáridas, onde as águas subterrâneas são recursos importantes. Esta é a situação da Unidade de Concentrado de Urânio (URA), localizada no município de Caetité/BA.Vários estudos foram conduzidos para caracterizar a qualidade ambiental da região ou para avaliar o impacto das atividades desta instalação no meio ambiente. No entanto, a discriminação entre contribuição antrópica e ocorrência natural de determinadas espécies químicas na água, permanece pobremente entendida. Este estudo objetiva identificar os principais processos hidrogeoquímicos da interação água-rocha responsáveis pela composição química nas águas subterrâneas da bacia hidrográfica que contém a URA, Bacia Experimental de Caetité (BEC). O sistema hidrogeológico da BEC foi avaliado através do mapa geológico, do perfil construtivo dos poços e da distribuição da carga hidráulica. Método hidroquímico gráfico (Aquachem) aliado a modelagem geoquímica (PHREEQC) foram usados para caracterizar os tipos de água e identificar os principais processos geoquímicos. Um total de 202 amostras de água subterrânea cobrindo o período de 2003 a 2008 provenientes do programa de monitoramento conduzido pelo operador da URA foram analisados com relação a química da água. A avaliação da qualidade das águas subterrâneas da BEC para consumo humano foi feita com base na portaria No 2914 do Ministério da Saúde (MS). Do ponto de vista radiológico essas águas foram avaliadas com base nas recomendações da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA). Os resultados mostram que as águas subterrâneas na área fluem com sentido geral de oeste para leste. A análise hidroquímica revela que a precipitação e o pH não afetaram significativamente as concentrações dos íons maiores. As águas subterrâneas são predominantemente mistas (Na-Ca-HCO3-Cl) em função do intemperismo dos silicatos, mecanismos de troca iônica e evaporação, principais processos geoquímicos responsáveis pela química dessas águas. Em geral, essas águas encontram-se supersaturadas em albita, barita, goetita, caulinita, quartzo e montmorilonitas, porém subsaturados em uraninita e uranofano. Os resultados sugerem uma sequência geoquímica evolutiva das águas do tipo Na-Cl→ Na-Ca-Cl/Ca-Na-Cl→ Na-Ca-HCO3-Cl/Ca-Na-HCO3-Cl→ Na-Ca-Cl-HCO3/Ca-Na-Cl-HCO3. Na+, SO4-2, NO2, Zn e Al apresentaram concentrações abaixo dos limites estabelecido para o consumo humano, enquanto que as espécies Mn+2, Fe+2, Ba+2, Cl-, NO3-, F-, 238U, 226Ra e 228Ra encontraram-se acima dos limites, para parte das amostras analisadas. Os elementos mais críticos foram o flúor e o manganês. As elevadas concentrações observadas podem ser explicadas por processos geoquímicos naturais com exceção do NO3- e Cl- que podem ter origem antrópica. As doses efetivas estimadas variam de (0,001 a 2,69) mSv/a. Apenas 2 poços excederam o nível de referência recomendado pela AIEA, sendo que um desses poços foi desestruturado pelo avanço da frente de lavra e o outro não é utilizado para consumo humano. As águas subterrâneas da BEC possuem características oxidantes, consideradas como não salinas a levemente salinas, com fluxos rápidos e tempo de residência curto. Do ponto de vista radiológico nenhum dos poços analisados apresentou risco significativo a saúde humana.


 

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BRUNO MENDES FREITAS
Nome em citações bibliográficas: FREITAS, B. M.

Status: TITULADO
Data: 21/02/2014

Área de Concentração: BIOFÍSICA DAS RADIAÇÕES
Orientadora: CLAUDIA LUCIA DE PINHO MAURICIO (IRD/CNEN)
Co-orientador: WALSAN WAGNER PEREIRA (IRD/CNEN)

Dissertação: ESTIMATIVA DO FATOR DE CORREÇÃO DE ESPALHAMENTO DE NÊUTRONS NO LABORATÓRIO NACIONAL DE METROLOGIA DAS RADIAÇÕES IONIZANTES NA CALIBRAÇÃO COM FONTE DE 241Am-Be

Revisor: EVALDO SIMÕES DA FONSECA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: CLAUDIA LUCIA DE PINHO MAURICIO (IRD/CNEN) - ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES  (IRD/CNEN) - KARLA CRISTINA DE SOUZA PATRÃO (IRD/CNEN) - ADEMIR XAVIER DA SILVA (UFRJ)

Resumo: Neste trabalho foi avaliada a contribuição de espalhamento de nêutrons, assim como a melhor metodologia para este cálculo, nas condições atuais de irradiação do Laboratório de Baixo Espalhamento do Laboratório de Metrologia de Nêutrons (LN) do Instituto de Radioproteção e Dosimetria. Foi utilizada uma fonte padrão de 241Am-Be e todos os métodos de avaliação recomendados na norma ANBT NBR ISO 8529-2 aplicáveis à geometria do laboratório. As medições foram realizadas na grandeza taxa de fluência com um detector de 6LiI(Eu) moderado por uma esfera de polietileno de 8” de diâmetro, em 11 distâncias fonte-detector entre 52 e 300 cm, para a aplicação dos métodos de variação da distância; e a 100 e 225 cm, para a aplicação do método do cone de sombra. Os resultados mostram que até 100 cm a contribuição de espalhamento neste detector é menor do que 10%, mas chega a ultrapassar 40% a 300 cm, valor considerado como a contribuição máxima de espalhamento permitida na leitura de um dispositivo para aplicação destes métodos. Nas medições com o método do cone de sombra, foi utilizado um único cone de sombra com dimensões maiores do que o recomendado para a geometria utilizada. Este cone grande acarreta numa super sombra no detector, absorvendo não apenas o feixe direto de nêutrons, mas também parte dos nêutrons do feixe espalhado, causando uma subestimativa no valor do espalhamento calculado, principalmente a 225 cm. Como a contribuição de espalhamento depende da resposta de cada detector, com base nos resultados encontrados neste trabalho, recomenda-se que o método de ajuste reduzido para avaliação do espalhamento seja refeito para cada detector no ato de sua calibração, em qualquer grandeza de medição. Isto aplica-se, por exemplo, na calibração de monitores de área em e monitores individuas ativos em . Para procedimentos de irradiação de dispositivos e amostras em geral nas grandezas fluência, , , ou suas taxas, é necessário o conhecimento do valor verdadeiro da grandeza no ponto de interesse, que só pode ser obtida com um espectrômetro. Para esta avaliação, foi utilizado o espectrômetro de multiesferas de Bonner e o método do cone de sombra para as distâncias fonte-detector mais utilizadas na rotina de irradiação do LN: 100 e 225 cm. A contribuição de espalhamento nas grandezas operacionais foi de cerca de 8% a 100 cm, e de 20% a 225 cm, mas apenas o valor calculado para a distância fonte-detector de 100 cm pode ser utilizado.


 

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CAMILA CRISTINA CUNHA ARAÚJO
Nome em citações bibliográficas: ARAÚJO, C.C.C.

Status: TITULADO
Data: 04/03/2015

Área de Concentração: METROLOGIA
Orientador: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN)

Dissertação: DETERMINAÇÃO DE FATORES DE CORREÇÃO PARA SERVIÇOS DE MEDICINA NUCLEAR BASEADOS EM SEUS HISTÓRICOS DE DESEMPENHO NO PROGRAMA DE COMPARAÇÃO INTERLABORATORIAL

Revisor: PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN) - MARIA CÂNDIDA M. DE ALMEIDA (DRS/CNEN) - RENATO DI PRINZIO (IRD/CNEN) - CARLOS JOSÉ DA SILVA (IRD/CNEN)

Resumo: Desde 1997 o Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI) provê Ensaios de Proficiência (EP), cujo objetivo é realizar comparação interlaboratorial para medições de Atividades de radiofármacos aplicados aos pacientes durante as práticas médicas de Serviços de Medicina Nuclear (SMN). Atualmente, os resultados são analisados sob o ponto de vista de conformidade com as normas da autoridade reguladora e de exatidão das medições em relação aos valores de referência do LNMRI e abastecem o banco de dados nacional. Este banco possui dados históricos relevantes de desempenho de cada SMN. Porém, estes não são aplicados no momento da administração do radiofármaco ao paciente de modo a garantir que a atividade do radiofármaco administrada seja a “atividade real”. Baseado nestes resultados de desempenho uma metodologia foi aqui desenvolvida para estabelecer o fator de correção, isto é, o grau de equivalência metrológica, que leve em consideração o desempenho dos SMN durante as rodadas do Programa de Comparação Interlaboratorial (PCI). Para validar o estudo aplicou-se o Coeficiente de Correlação Linear de Pearson (R) entre os fatores de correção dos SMN durante as rodadas do programa em função da participação ao longo do tempo, o que permitiu verificar o grau de dispersão das variáveis. Com isto foram avaliados 25 fatores de correção médio e suas respectivas incertezas, cujos valores provêm da combinação de resultados de 6 SMN para 5 diferentes radiofármacos (67Ga, 99mTc, 123I, 131I, e 201Tl) em diferentes Laboratórios de Ensaio do Estado do Rio de Janeiro. Do total dos resultados analisados, apenas 5 medições obtiveram fatores de correção maiores que ±10%. As incertezas destes fatores apresentaram valores ligeiramente acima de 1%. E como se trata de algo original e extremamente significativo para a estimativa da dose efetiva nas exposições médicas e ocupacionais, sugere-se aos Provedores de EP que introduzam este parâmetro nas rodadas do PCI e aos Órgãos Reguladores que normatizem a aplicação dos fatores de correção na rotina dos serviços.


 

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CONRADO ARAUJO LIMEIRA DE NIEMEYER
Nome em citações bibliográficas: NIEMEYER, C. A. L.

Status: TITULADO
Data: 11/03/2015

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Dissertação: EFEITO DA QUANTIFICAÇÃO NO USO DO PET/CT EM RADIOTERAPIA

Revisor: AKIRA IWAHARA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN) - LUIZ ANTONIO RIBEIRO ROSA (IRD/CNEN) - SIMONE KODLULOVICH RENHA (IRD/CNEN) - EDSON RAMOS DE ANDRADE (CETX)

Resumo: Dentre as novas tecnologias de Medicina Nuclear a Tomografia por Emissão de Pósitrons associada à Tomografia Computadorizada (PET/CT) tem se mostrado uma ótima ferramenta no diagnóstico por imagem, pois possibilita a fusão da imagem anatômica do CT com uma imagem funcional do PET. As imagens resultantes têm sido utilizadas para o planejamento radioterápico, estadiamento e acompanhamento de terapias, já que fornecem não apenas o volume do tumor a ser tratado, como também uma avalição qualitativa da agressividade do mesmo. Porém, a quantificação fornecida pelo PET/CT não tem se mostrado exata, levando a possíveis erros na avalição da doença, principalmente para tumores de pequenas dimensões. Este trabalho teve por objetivo estudar a aplicação de imagens PET/CT no planejamento da radioterapia quantificando o Efeito do Volume Parcial (PVE) em pequenas lesões captantes. Foram utilizados os simuladores físicos AMERICAN COLLEGE OF RADIOLOGY (ACR) e NATIONAL ELECTRICAL MANUFACTURES ASSOCIATION (NEMA) para calcular coeficientes de recuperação (RC) em função dos tamanhos e formas das lesões e respectivos valores de quantificação (Standart Uptake Value – SUVMÁXIMO). O método de delimitação do volume tumoral bruto (GTV) utilizado foi de 50% do SUVMÁXIMO, sendo os valores encontrados de GTV corrigidos pelos valores da curva de RC obtidos pelos simuladores físicos. Os volumes dos GTV obtidos através do software de planejamento da radioterapia do INCa, Eclipse® VARIAN™ e os volumes corrigidos pelo RC foram, então, comparados. Os resultados mostraram que para tumores da ordem de 12 mm de diâmetro, o volume de uma esfera equivalente (GTV) selecionado pelo software sem correção para RC é modificado em até 86% quando este coeficiente é aplicado. Já para o tumor de dimensões maiores, da ordem de 20 mm de diâmetro, a correção não se mostrou tão significativa, sendo a alteraçãodo volume GTV de 31%, mostrando que a influência do erro da quantificação não é tão crítica. Portanto, a determinação dos coeficientes de correção do efeito do volume parcial e sua aplicação no planejamento mostrou-se uma metodologia factível e importante na garantia da qualidade do tratamento e na segurança do paciente oncológico.


 

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GABRIELLA MONTEZANO PINTO
Nome em citações bibliográficas: MONTEZANO, G.

Status: TITULADO
Data: 28/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)
Co-orientadora: CLAUDIA LUCIA DE PINHO MAURICIO (IRD/CNEN)

Dissertação: AVALIAÇÃO DE TÉCNICAS DOSIMÉTRICAS EM TOMOGRAFIA POR EMISSÃO DE PÓSITRONS E TOMOGRAFIA COMPUTADORIZADA (PET/CT)

Revisor: DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LÍDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN) - LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN) - PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN) - RICARDO TADEU LOPES (PEN/COPPE/UFRJ)

Resumo: Dentre os exames diagnósticos, o exame de PET/CT é um dos que apresentam as maiores entregas de dose para o paciente, por este ser submetido à exposição externa dos raios X oriundos da tomografia computadorizada e às emissões gama de alta energia relacionada ao radiofármaco biodistribuído em seu corpo. Assim, a dosimetria dos componentes da técnica torna-se importante de forma a justificar e otimizar seu uso. Encontram-se na literatura diversas técnicas dosimétricas, sem o consenso da melhor a ser utilizada. Com os avanços tecnológicos e consequentes mudanças nas configurações dos equipamentos, o aumento de atualizações e modificações nas metodologias, principalmente em relação ao CT, demandam definição e padronização das mesmas. Estudos anteriores mostram que o CT é responsável por 70% da dose entregue ao paciente em exames PET/CT. Dessa forma, diversos pesquisadores têm se concentrado em estudos de otimização de dose para os protocolos de CT. O presente trabalho analisa as doses envolvidas em um protocolo oncológico de PET/CT, utilizando um simulador antropomórfico feminino em um hospital público da cidade do Rio de Janeiro. Para tanto, estima as doses envolvidas pelo uso do radiofármaco 18F-FDG, através de fatores de dose publicados pela ICRP 106. Para o CT, compara as doses efetivas e absorvidas médias para pacientes segundo quatro metodologias: técnicas por dosimetria termoluminescente (TLD100) em um simulador, medidas de CTDI segundo a AAPM n° 96, fator de correção por diâmetro efetivo SSDE (AAPM n°204) e simulação pelo programa ImPACT. As metodologias de CT que apresentam os resultados em termos de dose efetiva (TLD, CTDI e ImPACT) tiveram variações de no máximo ±5%. As que apresentam resultados em dose absorvida média (TLD, SSDE e ImPACT) apresentaram variações de ±7% entre si. Esses resultados demonstram que os parâmetros de dose apresentados no console podem ser utilizados como referência, tanto das doses absorvidas quanto efetivas de pacientes de forma rápida na rotina clínica, desde que se adote uma cultura de garantia da qualidade para o acompanhamento periódico desses parâmetros. Os órgãos que receberam as maiores doses equivalentes no exame de PET/CT foram a bexiga (64 mSv) e o coração (41 mSv). O cristalino recebeu dose equivalente da ordem de 17 mSv e outros órgãos radiossensíveis, como útero e mama receberam 17 e 13 mSv, respectivamente. As doses efetivas também apresentaram pouca variação entre as metodologias, com valores em torno de 20 mSv, o que mostra que somente essa medida não dimensiona o pior caso, sendo necessária a verificação das doses em órgãos críticos para o exame de PET/CT.


 

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GUSTAVO COELHO ALVES COSTA
Nomes em citações bibliográficas:COSTA, G. C. A.; COSTA, G C A

Status: TITULADO
Data: 07/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN)
Co-orientadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Dissertação: DETERMINAÇÃO DA DOSE ABSORVIDA EM ÓRGÃOS CRÍTICOS PARA TERAPIAS DE TUMORES NEURO-ENDÓCRINOS COM 177LU UTILIZANDO GATE

Revisor: WALSAN WAGNER PEREIRA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN) - ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES (SEDE/CNEN) - MARISTELA SOUZA SANTOS (IRD/CNEN) - ROBERTO SALOMON DE SOUZA (INCa)

Resumo: A dosimetria interna em medicina nuclear ainda ocupa um lugar de destaque nas pesquisas relacionadas à física médica. As diculdades envolvidas na estimativa de dose absorvida recaem sobre o conhecimento da biocinética, da meia vida efetiva do radiofármaco e, ainda, porque uma medição direta não é possível. Métodos de medida indireta vêm sendo desenvolvidos, tais como métodos matemáticos e, especialmente, simulação computacional, dentre estes, o método de Monte Carlo. O objetivo deste estudo foi validar o código de Monte Carlo GATE associado a simuladores voxelizados da ICRP e aplicá-lo a um caso de dosimetria clínica. O código foi utilizado em simulações de irradiação de fótons e elétrons, variando entre 10 keV e 10 MeV, em 3 órgãos fonte e frações de dose absorvida calculadas em 4 órgãos alvo e comparadas com valores de referência. Para tal, 15 valores de energia foram utilizados entre 10 keV e 10 MeV. Posteriormente, uma aplicação do método foi realizada em estimativa de dose clínica real e comparada com dados da literatura. Fatores de dose de três órgãos foram calculados para o caso do 177Lu e comparados com os valores do programa OLINDA/EXM. Os resultados obtidos estão em acordo com relação à referência, o que permite validar o método desenvolvido. A estimativa da dose absorvida em um caso clínico obteve valores comparáveis aos de referência e os valores dos fatores de dose também apresentaram convergência com os dados do OLINDA/EXM. Com isso, pode-se conrmar a validade do código desenvolvido.


 

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SAMIRA MARQUES DE CARVALHO
Nomes em citações bibliográficas: CARVALHO, S. M.; DE CARVALHO, SAMIRA; DE CARVALHO, SAMIRA MARQUES

Status: TITULADO
Data: 06/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientadora: SILVIA MARIA VELASQUES DE OLIVEIRA (IRD/CNEN)
Co-orientador: SERGIO QUIRINO BRUNETTO

Dissertação: AVALIAÇÃO DOS MÉTODOS DE DOSIMETRIA PARA RADIOTERAPIA: MONITORAÇÃO DE DOSE EXTERNA E QUANTIFICAÇÃO ABSOLUTA DE IMAGENS CINTILOGRÁFICAS

Revisor: BERNARDO MARANHÃO DANTAS (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: SILVIA MARIA VELASQUES DE OLIVEIRA (IRD/CNEN) - ANA LETÍCIA DE ALMEIDA DANTAS (IRD/CNEN) - JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN) - LORENA POZZO (IPEN/CNEN/SP)

Resumo: Foi realizado um estudo prospectivo não randomizado e não cegado, em um hospital público da cidade do Rio de Janeiro, com dez pacientes (entre 29-59 anos) submetidos à tireoidectomia total, com diagnóstico histopatológico de carcinoma diferenciado (papilífero e folicular) de tireoide, sem tratamento prévio com radioiodo e que receberam tratamento ablativo com 131I-NaI. As meias-vidas efetivas, atividade acumulada e tempo de residência foram obtidas através do método de quantificação de vistas conjugadas de imagens cintilográficas planares de corpo inteiro adquiridas 24h, 96h e 240h após a administração da dose ablativa e comparadas com monitorações de doses externas realizadas durante a internação dos pacientes. As imagens foram adquiridas com Gama Câmara Millenium MG (GE) com correção de espalhamento através do método da janela tripla e processadas com o software Xeleris 2.0. Foram realizados SPECT da região do abdomen imediatamente após a aquisição planar. As imagens tomográficas de 24h foram processadas na estação Symbia 2.0 com método iterativo OSEM, com 8 subsets e 4 iterações, e filtro Gaussiano (9,75) e para 96 h, 4 subsets e 4 iterações, e filtro Gaussiano (14,5). Todas as imagens foram processadas com correção de atenuação (Método de Chang) e correção para espalhamento através da técnica de janela de energia tripla (TEW). Para a determinação do fator de calibração foram feitas imagens com Simulador Cilindrico preenchido com água e a fonte cilindrica de 131I centralizada e fonte cilindrica de 131I periférica processadas com os parâmetros de reconstrução utilizados nas imagens de pacientes. Para o “threshold” de 30%, foram encontrados desvios de 23% e 17% para a fonte posicionada na periferia do simulador, com e sem a correção de atenuação, respectivamente. Para a fonte posicionada no centro do simulador, com e sem a correção de atenuação, os desvios foram de 15% e 6%, respectivamente. Para os métodos teórico e experimental de monitorações de dose externa, atividades acumuladas, meias-vidas efetivas e tempos de residência foram independentes para a metodologia utilizada. A meia-vida efetiva média obtida foi 12,9±0,9 (h) e coincide com os valores encontrados na literatura. A atividade acumulada, meia-vida efetiva e tempo de residência, obtidos com a quantificação planar de corpo inteiro foram estatisticamente superiores aos valores obtidos com monitorações de dose externa. Para órgãos, as diferenças entre os fatores de calibração sugerem a necessidade do uso de fatores específicos de acordo com a localização do órgão de interesse.


 

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SAULO SANTOS FORTES
Nome em citações bibliográficas: FORTES, S. S.

Status: TITULADO
Data: 19/05/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Dissertação: ESTIMATIVA DA PROBABILIDADE DE CONTROLE TUMORAL (TCP) E DA PROBABILIDADE DE COMPLICAÇÃO DE TECIDO NORMAL (NTCP) A PARTIR DE UM HISTOGRAMA DOSE VOLUME

Revisor: EDUARDO DE PAIVA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN) - ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES (SEDE/CNEN) - PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN) - ALFREDO VIAMONTE MARIN (INCa)

Resumo: Na Radioterapia moderna, o histograma dose-volume (HDV) é uma das principais ferramentas de avaliação de um plano de tratamento. O HDV se baseia apenas no valor da dose absorvida. Atualmente, de modo geral, a aceitação ou rejeição de um plano de tratamento está baseada somente nos valores de dose absorvida. Esta é uma maneira implícita de avaliar a probabilidade de controle tumoral (TCP) e a probabilidade de complicação de tecido normal (NTCP). Modelos dose-resposta são ferramentas de previsão de TCP e NTCP. O objetivo deste trabalho consiste em criar uma ferramenta auxiliar de avaliação de um plano de tratamento utilizando modelos dose-resposta. A partir de informações de um HDV diferencial, é possível calcular um valor numérico que representa TCP ou NTCP. Usando o programa Excel como plataforma de trabalho, foram inseridos na planilha algoritmos referentes a três modelos dose resposta. São eles: Lyman-Kutcher-Burman (LKB) e LogitEUD para o cálculo de NTCP, e LogitEUD e TCP_Poisson, para o cálculo de TCP. Alguns desses modelos utilizam o conceito de dose equivalente uniforme (EUD). Os modelos LKB e LogitEUD foram utilizados para ajustar valores de dose da literatura produzidos por Emami e colaboradores em 1991, cujo NTCP é de 5% em 5 anos. Ambos os modelos apresentaram bom desempenho. O modelo LKB apresentou um desvio médio de 0,007%, enquanto o modelo LogitEUD apresentou um desvio médio de 0,03%. Foram calculados valores de TCP e NTCP para diversos HDVs da base de dados de pacientes do serviço de radioterapia do Instituto Nacional de Câncer (INCA). Cálculos de NTCP para reto, medula espinhal e quiasma óptico foram realizados utilizando diversos parâmetros para os modelos. Foram usados estudos clássicos de Burman e colaboradores de 1991 e estudos reunidos na publicação QUANTEC (Quantitative Analysis of Normal Tissue Effects in the Clinic) de 2010. No caso do reto, encontrou-se a maior discrepância entre os valores de NTCP calculados, sendo 3,2% o menor valor e 18% o maior. A NTCP média foi de 9,43%, com um desvio padrão de 5,06%. A ferramenta é capaz de prover informações radiobiológicas para complementar a avaliação de um plano de tratamento baseada em informações puramente físicas, como a dose absorvida. A ferramenta desenvolvida também apresenta potencial para ser usada em pesquisa como, por exemplo, em um estudo retrospectivo.


 

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Curriculo Lattes

SUSIE MEDEIROS OLIVEIRA RAMOS
Nomes em citações bibliográficas: RAMOS, S. M. O; RAMOS, SUSIE MEDEIROS OLIVEIRA

Status: TITULADO
Data: 29/11/2013

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Dissertação: OTIMIZAÇÃO DE PROTOCOLO EM EXAMES DE CINTILOGRAFIA DE PERFUSÃO MIOCÁRDICA COM A UTILIZAÇÃO DE UM SIMULADOR ANTROPOMÓRFICO

Revisor: LUIZ ANTÔNIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN) - DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN) - MARISTELA SOUZA SANTOS (IRD/CNEN) - EDSON RAMOS DE ANDRADE (CTEX)

Resumo: As doenças arteriais coronarianas são a causa número um de mortes no mundo todo, de acordo com a Organização Mundial de Saúde. Existem procedimentos médicos para avaliar as condições do coração, como a Cintilografia de Perfusão Miocárdica, que tem mostrado alto valor preditivo negativo. Esta técnica de medicina nuclear é baseada na introdução de material radioativo no organismo, sendo o radiofármaco 99mTc-Sestamibi o mais utilizado. Neste exame, o uso das imagens em posição prona é validado para atenuações que englobam parede inferior do ventrículo esquerdo em homens, porém faltam dados que comprovem que o seu uso pode ser extrapolado para atenuações encontradas em outros segmentos em pacientes do sexo feminino devido a atenuações pelas mamas. Este estudo teve como objetivo otimizar o protocolo usado em exames de Cintilografia de Perfusão Miocárdica no grupo feminino, avaliando diferentes tempos de aquisição,atividades injetadas e posicionamento na qualidade da imagem, assim como a influência da concentração hepática do radiofármaco no diagnóstico. Para isso foi utilizado um simulador antropomórfico de torso, com simuladores de mamas e de gordura. As aquisições foram realizadas em uma gama câmara Ventri e o radiofármaco utilizado foi o 99mTc-Sestamibi. Para quantificação das imagens foi utilizado o software ImageJ. As imagens também foram analisadas qualitativamente por um cardiologista. Para validar os dados obtidos através do simulador, os resultados foram comparados ao de um grupo de pacientes do sexo feminino com baixa probabilidade pré-teste para Doenças Arteriais Coronarianas, que formaram o banco de dados de normalidade para este estudo. É possível reduzir o tempo de aquisição em 53,34% do tempo padrão com uma pequena redução na qualidade da imagem, quando a atividade administrada for de 925 MBq. Com 1110 MBq, o tempo pôde ser reduzido em 53,34% do tempo padrão sem nenhuma alteração na qualidade da imagem.Mantendo-se o tempo padrão de aquisição da imagem, é possível reduzir a quantidade da atividade injetada em 33,34%. Com 740 MBq e 925 MBq, a simulação realizada em posição prona demonstrou ser imprescindível para não gerar falso-positivos por atenuação causada pelas mamas.Foi possível observar que a influência da atividade hepática na imagem depende da concentração de radiofármaco. A partir dos resultados, foi concluído que há margem para otimização do protocolo, e estes dados poderão ser utilizados pelos cardiologistas como base para posteriores estudos com pacientes, aperfeiçoando o uso desta técnica no Brasil.


 

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Curriculo Lattes

VINICIUS DA COSTA SILVEIRA
Nome em citações bibliográficas: SILVEIRA, V. C.

Status: TITULADO
Data: 12/03/2015

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: SIMONE KODLULOVICH RENHA (IRD/CNEN)

Dissertação: OTIMIZAÇÃO DE PROTOCOLOS DE TOMOGRAFIA DE ABDOME COM BASE NOS FILTROS DE RECONSTRUÇÃO, TENSÃO E CORRENTE DO TUBO

Revisor: CARLOS JOSÉ DA SILVA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: SIMONE KODLULOVICH RENHA (IRD/CNEN) - JOSÉ GUILHERME PEREIRA PEIXOTO (IRD/CNEN) - LÍDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN) - LARISSA CONCEIÇÃO GOMES DE OLIVEIRA

Resumo: A aplicação da tomografia computadorizada como ferramenta de diagnóstico teve um aumento expressivo nas últimas décadas. No Brasil o número de exames praticamente dobrou entre 2008 e 2014 e, em especial, os exames de abdome triplicaram. A alta frequência desses exames, combinada com o aumento da dose coletiva de radiação em exposições médicas, tem levado ao desenvolvimento de recursos para maximizar o benefício desta modalidade de imagem. Neste trabalho buscou-se estabelecer protocolos otimizados de tomografia computadorizada de abdome a partir dos parâmetros de exposição e de técnicas de pós-processamento de imagem, como os filtros de reconstrução. Foi avaliada uma amostra de pacientes submetidos a exames de tomografia de abdome em um centro de diagnóstico do Rio de Janeiro, coletados as empregadas técnicas do exame. Simuladores de qualidade da imagem foram irradiados utilizando diferentes valores de tensão ajustando-se as correntes do tubo (mAs). Posteriormente, os valores de CTDIvol foram reduzidos em 35%, 50% e 60%. Todas as imagens foram pós-processadas com filtros de baixo contraste (A) e padrão (B). Os valores de CTDIvol para pacientes com peso normal foi 7% superior ao de pacientes abaixo do peso e 35%, 50% e 60% inferior aos pacientes acima do peso e obesidade I e III, respectivamente. Na qualidade da imagem, a variação da corrente (mA) e a aplicação de diferentes filtros de reconstrução não afetaram o valor do número de CT. A avaliação da resolução de baixo contraste indicou que os protocolos adquiridos com 140 kV e 80 kV possibilitaram uma redução de 60% do valor da dose. O pós-processamento com filtros A reduziu a frequência espacial em 16%. Os protocolos com 140 kV e 80 kV pós-processados com o filtro A melhoram a razão contraste ruído de lesões no baço e fígado, respectivamente. A otimização os protocolos a partir dos parâmetros de exposição e pós-processamento da imagem, possibilitaram uma redução da dose em até 35% sem perdas na qualidade da imagem.


     



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