Laboratório De Medicina Nuclear - Estudo Dirigido 1 - I Física Médica - Unesp (2006)

Universidade Estadual Paulista “Júlio de Mesquita Filho” Faculdade de Medicina de Botucatu Departamento de Doenças Tropicais e Diagnóstico por Imagem Curso de Bacharelado em Física Médica

Laboratório de Medicina Nuclear Estudo dirigido n.º 1

Docente Responsável: Prof.ª Dr.ª Beatriz Lotufo Griva Alunos: Anderson Akira Arima Danielle Pereira Wiecek Luciana Cardoso Matsushima Paulo Roberto da Fonseca Filho

Botucatu, setembro de 2006.

1

Sumário

Lista de Figuras Figura 1: a) Foto de um Calibrador de Dose b) esquema de funcionamento de um calibrador de dose...........................................................................................................11 Figura 2: Resultado para o teste de linearidade para o 99mTc.......................................20 Figura 3: Resultado para o teste de linearidade para o 131I...........................................20 Figura 4: Variação da radiação de fundo nos testes de linearidade para o 131I.............21 Figura 5: Resultado do teste de reprodutibilidade..........................................................25

Lista de Tabelas Tabela 1: Exemplos de radionuclídeos produzidos por gerador.......................................9 Tabela 2: Exemplos de radiofármacos utilizados em Medicina Nuclear e suas principais aplicações........................................................................................................................10 Tabela 3: Fontes de referência utilizadas nos testes de exatidão e precisão...................15 Tabela 4: Leituras de atividade para 57Co nos testes de exatidão e precisão.................16 Tabela 5: Leituras de atividade para 133Ba nos testes de exatidão e precisão...............16 Tabela 6: Leituras de atividade para 137Cs nos testes de exatidão e precisão...............17 Tabela 7: Leituras de atividade para 131I para o teste de precisão coletadas durante visita ao Serviço de Medicina Nuclear do HC/FMB......................................................17 Tabela 8: Dados obtidos no teste de linearidade para 99mTc no mês de novembro de 2005.................................................................................................................................18 Tabela 9: Dados obtidos no teste de linearidade para 131I no mês de julho de 2006.. . .19 Tabela 10: Leituras de atividade e radiação de fundo (background – BG) para 99mTc no teste de reprodutibilidade. ..............................................................................................21

2

1. Introdução A constante busca por informações para obter melhores diagnósticos e prognósticos na área médica implicaram numa enorme variedade de técnicas de obtenção de imagens médicas. Nesse contexto, diversas instrumentações foram desenvolvidas ou aperfeiçoadas no intuito de avaliar informações funcionais ou anatômicas dos sistemas biológicos, tais como radiografia convencional [1], mamografia [2], tomografia computadorizada (CT), ultra-sonografia e ressonância magnética (RMN) [1,3,4], que priorizam imagens anatômicas. Por outro lado, técnicas de imagem que enfocam situações fisiológicas e funcionais, como a ressonância magnética funcional (fRMN) [3] e a medicina nuclear [1,5] . A história da Medicina Nuclear envolve contribuições de um grande número de cientistas e físicos. Os fundamentos teóricos da Medicina Nuclear originaram-se no final do século XIX com a descoberta da radioatividade por Henri Becquerel (1896) e do rádio por Maria Curie (1898). Essas descobertas foram logo após a descoberta dos raios-X por Wilhelm Roentgen (1895). Em 1913, George de Hevesy desenvolveu os princípios de um traçador, sendo a primeira aplicação biológica realizada em 1923. Essa consistiu no estudo da absorção e translocação de nitrato radioativo em plantas. O primeiro emprego de traçadores radioativos em humanos foi feito por Blumgart e Weiss (1927) e consistiu na injeção de uma solução aquosa de radônio intravenosamente, medindo-se posteriormente o tempo de transição do sangue de um braço para o outro através de um detector de radiação. Em 1930, com a invenção do ciclotron por Lawrence, tornou-se possível a produção artificial de novos radionuclídeos; desse modo, ampliou-se o alcance dos processos biológicos que poderiam ser estudados. Novamente, Hevesy foi o pioneiro nos estudos práticos dos radionuclídeos em plantas e em células sangüíneas vermelhas. No período subseqüente à Segunda Guerra Mundial, a utilização de reatores nucleares propiciou a produção de isótopos radioativos em quantidades suficientes para aplicações médicas, o que, aliado ao desenvolvimento tecnológico ocorrido na década de 1950, permitiu a obtenção de imagens da distribuição de radionuclídeos no corpo humano. Os maiores marcos que revolucionaram os sistemas de imagens em Medicina

3

Nuclear foram: em 1951, o desenvolvimento do scanner retilíneo por Benedict Cassen e a Gama Câmara por Hal Anger, em 1958. Na década de 60, o

123

I era empregado em diagnósticos para a avaliação do

funcionamento da glândula tireóide. O uso do

99m

Tc em 1964, por Paul Harper,

impulsionou o desenvolvimento da medicina nuclear, pois os raios gama emitidos por ele apresentavam propriedades importantes para a obtenção da imagem. Além disso, ele demonstrou-se ser bem flexível em sua marcação para uma ampla variedade de componentes que permitissem um estudo de vários órgãos do corpo humano, fazendo com que ele seja o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. A prática clínica da medicina nuclear envolve a administração via intra-venosa, inalatória ou oral de componentes marcados com traçadores radioativos (radionuclídeos emissores γ ou β+), os quais são usados para obter informações sobre várias patologias. Ao decair, o radionuclídeo dá origem a um raio γ com energia suficiente para atravessar o corpo do paciente sem sofrer muitas interações (espalhamento ou atenuação) até atingir o detector. O sistema de detecção mais comum é a Gama Câmara (ou Câmara Anger), que é composta por um cristal cintilador de Iodeto de Sódio dopado com Tálio (NaI-Tl), tubos fotomultiplicadores e um aparato computacional para análise dos fótons e processamento das imagens. Deste modo, a estrutura mínima de um centro de medicina nuclear envolve uma sala quente, onde os radiofármacos são preparados, uma sala de realização de exames e, em casos de serviços que ofereçam terapia, quartos de internação devidamente blindados. Toda essa estrutura exige que o serviço garanta a qualidade dos procedimentos realizados, isso é feito através de testes de controle de qualidade periódicos, envolvidos num Programa de Garantia de Qualidade.

Cada um dos

equipamentos utilizados requer testes específicos e com periodicidade própria, ou seja, alguns desses testes podem ser: diários, semanais, trimestrais, semestrais ou anuais, por exemplo. Como a primeira parte dos relatórios da disciplina de “Laboratório de Medicina Nuclear”, oferecida ao curso de bacharelado em Física Médica, são apresentados os testes de controle de qualidade em calibradores de dose, nos quais estão incluídos os seguintes testes diários de linearidade, reprodutibilidade, precisão e exatidão.

4

2. Objetivo O objetivo deste primeiro conjunto de aulas práticas foi analisar os dados de medidas realizadas entre 01/07/2004 e 19/01/2006 nos testes de linearidade, reprodutibilidade, precisão e exatidão do calibrador de dose, internacionalmente padronizados pela Agência Internacional de Energia Atômica através do TecDoc 602 “Quality control of nuclear medicine instruments 1991” [6]. 3. Fundamentos Teóricos 3.1 Radionuclídeos Um isótopo radioativo é caracterizado por possuir instabilidades nucleares que são eliminadas via emissão de partículas (neutras ou carregadas) ou fótons para que o átomo decaia para um núcleo estável (não-radioativo). 3.1.1

Decaimento radioativo

O decaimento radioativo é um processo espontâneo, ou seja, não há como prever o momento exato em que um núcleo instável submete-se a uma transformação radioativa, tornando-se um núcleo mais estável. Matematicamente, o decaimento radioativo é descrito em termos de probabilidades e taxas de decaimento médio. A quantidade ∆N/∆t, a taxa de decaimento médio, é a atividade da amostra e tem dimensão desintegrações por segundo (dps) ou desintegrações por minuto (dpm) e é essencialmente uma medida da quantidade de radioatividade de uma amostra. Suas unidades são Curie ou Bequerel. O Curie (Ci) é a mais antiga das unidades e é definida como 3,7.1010 dps (2,22.1012 dpm), enquanto que a unidade de atividade no Sistema Internacional (SI) é o bequerel (Bq), que equivale a uma taxa de decaimento de 1 dps. Então:

5

 ∆N  A( Bq) =   = λN  ∆t 

1

em que λ é a constante de desintegração, ∆N é o número de átomos iniciais da amostra e ∆t é o tempo decorrido durante o decaimento. Com a passagem do tempo, o número N de átomos radioativos em uma amostra decresce, diminuindo, portanto, a sua atividade. Integrando a equação acima, obtém-se a seguinte expressão:

N (t ) = N 0 e −λt 2 em que N(t) é o número de átomos que permanecem após um certo tempo t, N0 é o número de átomos no tempo inicial (t=0) e − λt é o fator de decaimento do tempo t. A atividade A é proporcional ao número de átomos N, assim o fator de decaimento também pode ser aplicado à atividade versus tempo. Desse modo, tem-se a seguinte equação:

A( t ) = A0 e − λt 3.1.2

3

Meia-vida

A meia-vida física (T1/2) de um radionuclídeo é um dos parâmetros cruciais na escolha de determinado isótopo para uso na rotina clínica. Ele representa o tempo necessário para que metade dos átomos radioativos numa amostra decaia para átomos estáveis, ou seja, para que a atividade inicial diminua 50%. A meia-vida e a constante de decaimento de um radionuclídeo estão relacionadas através da equação 4, obtida através da equação 3: T1 / 2 =

ln 2 ln 2 ⇒λ = λ T1 / 2

4

6

3.1.3

Produção de radionuclídeos

O radioisótopo pode possuir duas origens: natural ou artificial, sendo que os radionuclídeos utilizados na medicina nuclear moderna são produzidos artificialmente. Eles são fabricados através do bombardeamento do núcleo de átomos estáveis com partículas subnucleares (como nêutrons e prótons), produzindo reações nucleares que convertem um núcleo estável em um isótopo radioativo. Os radionuclídeos podem ser obtidos através de reatores, aceleradores ou geradores. 3.1.3.1 Reator Nuclear O reator nuclear contém uma quantidade de material que sofrerá fissão, tipicamente urânio natural (235U e

238

U). O

U sofre fissão nuclear espontânea (T1/2 ∼

235

7.108 anos) emitindo dois ou três nêutrons. A fissão de nêutrons, por sua vez, provocará outros eventos de fissão, gerando uma reação em cadeia no bombardeamento nuclear dos isótopos 235U e 238U. A principal reação é representada pela seguinte fórmula, a qual mostra a geração do 236U*, isótopo altamente instável.

U + n→ 236 U *

5

235

Os produtos da fissão sempre possuem um excesso de nêutrons e se submetem a um decaimento radioativo por emissão β-, até que um nuclídeo estável seja alcançado. Se um dos elementos radioativos intermediários tem uma meia-vida suficientemente longa, ele pode ser extraído de produtos de fissão e utilizado como um radionuclídeo médico. Por exemplo: −

−

−

.5 s ) s) s) 99 Y β(1 → 4099 Zr β( 21   → 41 Nb β(15  → 4299 Mo

99 39

6

A meia-vida do 99Mo é 65,9 horas, a qual é suficientemente longa para permitir que ele seja separado quimicamente de outros fragmentos de fissão. O

99

Mo

desempenha um papel importante em medicina nuclear, pois ele é o radionuclídeo pai do 99mTc, elemento mais comumente utilizado nos procedimentos de rotina.

7

Quando nêutrons colidem com um alvo, alguns deles são “capturados” pelo núcleo dos átomos-alvo; desse modo, um núcleo alvo pode ser convertido em um produto radioativo. Tal evento é chamado de “ativação por nêutrons”. Dois tipos de reações ocorrem comumente. A primeira é a reação (n,γ), na qual um núcleo alvo, captura um nêutron e é convertido em um núcleo produto,

A+1 Z

A Z

X,

X * , o qual é formado em

um estado excitado. O núcleo produto retorna ao seu estado inicial emitindo um raio gama, sendo que o alvo e o núcleo resultante dessa reação representam diferentes isótopos do mesmo elemento químico. A reação é representada abaixo: A Z

X (n, γ ) A+Z1X

7

O segundo tipo desta reação é a reação (n,p). Nesse caso, o núcleo alvo captura um nêutron e ejeta um próton. Nesse caso, o alvo e o produto nuclear para a reação (n,p) não representam o mesmo elemento químico. Essa reação é representada como: A Z

X (n, p) Z −A1Y

8

3.1.3.2 Aceleradores de partículas Os aceleradores são utilizados para acelerar partículas carregadas eletricamente, como prótons, dêuterons e partículas α. Quando direcionado a um material alvo, estas partículas podem causar reações nucleares que resultam na formação de radionuclídeos de um modo similar à ativação com nêutrons em um reator. A maior diferença é que as partículas devem ter energias muito altas, tipicamente 10-20 MeV, para vencer as forças coulombianas vizinhas ao núcleo. O ciclotron é o acelerador mais utilizado para a produção de radionuclídeos importantes. 3.1.3.3 Geradores de radionuclídeos Um gerador de radionuclídeo contém um nuclídeo-pai, e através de um aparato, permite a separação e extração do radionuclídeo filho. O gerador mais importante é o sistema

99

Mo-99mTc, por causa do amplo emprego do tecnécio-99m. O tecnécio-99m

emite raios gama (140 keV), os quais são fundamentais para a formação de imagens na

8

Gama Câmara. A tabela abaixo ilustra alguns radionuclídeos produzidos por gerador mais utilizados em Medicina Nuclear.

Tabela 1: Exemplos de radionuclídeos produzidos por gerador Filho

Decaimento

T1/2

62

β+,CE

9.7 min

62

68

β+,CE

68 min

68

82

β+,CE

1.3 min

82

87m

Sr

TI

2.8 h

87

99m

Tc

TI

6h

99

TI

100 min

113

Cu Ga Rb

113m

In

Pai

T1/2

Zn

9.3h

Ge

275dias

Sr

25 dias

Y

80 h

Mo

66 h

Sn

120 dias

CE=Electron capture, TI =transição isomérica 3.2 Rádiofármacos utilizados em Medicina Nuclear Os radionuclídeos utilizados em medicina nuclear devem cumprir alguns prérequisitos: possuir meia-vida física curta e meia-vida biológica suficientemente longa para garantir o sucesso dos estudos fisiológicos e não comprometer o paciente com a dose clínica ou radiológica do radiofármaco. Mesmo com as restrições anteriormente mencionadas, a Medicina Nuclear é uma ferramenta utilizada para uma ampla variedade de diagnósticos. Há aproximadamente 100 diferentes procedimentos que envolvem imagens diagnósticas avaliados no ano de 1996. Esses procedimentos envolvem componentes marcados radioativamente os quais possibilitam a avaliação de funções biológicas. Dos radioisótopos conhecidos, os que cumprem estas características e, conseqüentemente, são mais utilizados tanto isoladamente como associados a fármacos são:

99m

Tc [7],

131

I,

67

Ga,

201

Ta e

153

Sm, conforme pode-se observar na Tabela 2 que

mostra alguns dos mais comuns procedimentos clínicos.

9

Tabela 2: Exemplos de radiofármacos utilizados em Medicina Nuclear e suas principais aplicações. Nuclídeo 99m

Tc

Componente 99m

Tc-metileno

Tipo

Aplicação

imagem Planar

Exemplos de

Metabolismo ósseo

difosfonato 99m

Tc 99m Tc 201 Tl 99m Tc 99m Tc 99m Tc 99m Tc 131

I

67

Ga

111

In

18

F

(MDP) Sestamibi Tetrofosmin Cloreto de tálio MAG3 DTPA HMPAO ECD Iodeto de sódio

uso clínico Metástase Osteomielite

SPECT /

Perfusão miocárdica

planar

Doenças

artéria coronária

planar

Função renal

Disfunção renal

SPECT

Fluxo

Planar

cerebral Função da tireóide

neurológicas Disfunções

sanguíneo Disfunções

Citrato de gálio

Planar

Metabolismo

tireoidianas Localização

Linfócitos

Planar

tumoral Locais de infecção

tumoral Detecção

marcados Fluordeoxiglicose

da

PET

Metabolismo

(FDG)

de

inflamações da Câncer,

glicose

disfunções neurológicas

13

N

Amônia

PET

Perfusão miocárdica

e

doenças

do

miocárdio Doenças

da

artéria coronária 3.3 Calibrador de Dose Um dos métodos de aferição da atividade de um radiofármaco é através de um calibrador de dose ou curiômetro, Figura 1.a. O calibrador de dose é composto por duas partes: uma câmara de ionização com um furo na região central (comumente denominada poço) e um eletrômetro com um conjunto de teclas que permitem selecionar o radioisótopo desejado para a calibração do equipamento.

10

a)

b)

Figura 1: a) Foto de um Calibrador de Dose b) esquema de funcionamento de um calibrador de dose. A câmara é selada, sob pressão, e possui dois eletrodos co-axiais cilíndricos mantidos em uma diferença de potencial fornecida por uma fonte de tensão. Quando um fóton de raios-γ interage com o ar no interior da câmara ocorre ionização, dando origem a duas cargas: uma positiva e outra negativa. Cada uma das cargas é atraída eletricamente para o eletrodo de polaridade contrária à sua, Figura 1.b, o que gera uma pequena corrente elétrica. No eletrômetro, a corrente de ionização é convertida em um sinal, que é amplificado, processado e, finalmente, apresentado. Isso é possível porque é assumido que as condições de geometria são as mesmas e que a resposta é linear e diretamente proporcional à atividade. Todavia, a resposta de uma câmara de ionização para radiação de diferentes radionuclídeos varia com o tipo de radiação, a energia e a abundância das mesmas, com maior importância para a energia, fazendo com que ajustes na amplificação do sinal seja necessária para cada radionuclídeo, o que justifica a existência de teclas de seleção de isótopos na maioria dos curiômetros. Além disso, um potenciômetro pode ser posicionado para ajustar parâmetros específicos caso não haja teclas de seleção apropriada. Uma blindagem em torno do poço (câmara de ionização) fornece a proteção radiológica de pessoal e também reduz a resposta do sistema à radiação ambiental embora a radiação de fundo (residual) permaneça. Alguns calibradores de dose têm ajustes de zero para que esta contagem de fundo possa ser “desconsiderada” nas medidas de atividade.

11

3.4 Testes de controle de qualidade do calibrador de dose 3.4.1

Precisão e exatidão

Este procedimento objetiva testar a precisão e exatidão do calibrador através das medidas de atividades das fontes padrões de referência nas mesmas condições de geometria e seu protocolo compreende os seguintes passos para cada uma das fontes padrão utilizadas (Tabela 3): selecionar condições operacionais apropriadas para cada fonte, inserir a fonte no poço e aguardar a estabilização da leitura, repetir dez leituras em intervalos regulares de tempo para cada fonte e subtrair a leitura da radiação de fundo, corrigindo a leitura da atividade. O teste de precisão [6], expresso matematicamente pela equação 9, representa a “variação” das leituras em relação à sua média durante dez aquisições consecutivas:

P (%) =

100 * ( Ai − A ) A

9

em que Ai é a atividade individual da fonte e A é atividade média. A exatidão, expressa matematicamente pela equação 10, representa a variação da leitura da atividade média em relação à atividade corrigida da fonte padrão. Essa atividade corrigida é obtida através da lei de decaimento exponencial da atividade, apresentada na equação 11 e leva em consideração a atividade inicial da fonte na data de sua confecção, assumindo que o curiômetro do fabricante esteja devidamente calibrado.

E (%) =

100 * ( A − C ) C

10

em que A é a atividade média C é atividade corrigida.

C = C0 e

−

0.693T T1 / 2

11

12

em que C é a atividade esperada pela fonte, C0 é a atividade inicial da fonte, T é o período decorrido, T 1/2 é a meia-vida do radioisótopo. Os limites de tolerância destes equipamentos são estabelecidos pelo fabricante, mas há a recomendação de que o valor da precisão não deve exceder ± 5% e o valor da exatidão deve estar entre ± 10%. 3.4.2

Teste de precisão de contagem

Esse tipo de teste objetiva verificar a precisão de um sistema de contagem para medidas de radiação γ in vitro. Para tanto, os parâmetros do sistema foram ajustados de acordo com o determinado para teste de calibração de energia [6] e os controles para janela e limiar de energia ajustados para o isótopo utilizado. Em seguida, foram realizadas dez medidas com pelo menos 10000 contagens. A análise dos dados é feita através da equação abaixo:

χ

2

∑ (C =

i

−C )

2

12

C

em que C i é a contagem individual e C é a média das contagens. Para uma coleta de dados com 10 pontos e, portanto, nove graus de liberdade, os níveis de confiança para χ 2 são 16,92 e 3,32. Valores fora desse intervalo são explicados pela natureza aleatória do decaimento radioativo.

3.4.3

Linearidade

O teste de linearidade [6] verifica se a resposta do calibrador de dose está adequada em toda faixa de atividade para a qual ele é utilizado. Para a realização desse teste, é selecionada uma fonte de baixa meia-vida física com atividade mais próxima à

13

leitura máxima do calibrador e leituras seqüenciais, em intervalos regulares de tempo, são realizadas até que a atividade desta fonte esteja próxima à radiação de fundo do serviço. Para a análise dos dados, apresenta-se os pontos corrigidos (subtraída a radiação de fundo) em um gráfico tipo semi-log, sendo logaritmo da atividade versus tempo. Os limites de aceitação ficam restritos a desvios positivos ou negativos de 10% de um ajuste linear dos dados. 3.4.4

Reprodutibilidade

Com este teste deseja-se verificar a reprodutibilidade do desempenho diário do calibrador através de medidas de um radionuclídeo de meia-vida longa [6]. Para a realização deste teste é necessária uma fonte selada emissora gama de média energia com atividade em torno de 100 µCi. O protocolo exige que o teste seja realizado nas mesmas condições utilizadas para o radionuclídeo mais comum no serviço,

99m

Tc, por exemplo. Nestas condições

deve ser medida a atividade da fonte de referência e registrar, já subtraindo a radiação de fundo, a atividade da fonte, radiação de fundo e o dia da medida. Se mais de um radionuclídeo for comum no serviço deve-se repetir o teste nas condições de cada um dos radionuclídeos. A análise é “sintetizada” num único gráfico em que são apresentadas quatro linhas de decaimento: experimental, “teórica”, limite de tolerância superior e limite inferior. Para tanto, a curva esperada, “teórica” é obtida através da equação 11 (determinada pela meia-vida física do radionuclídeo) em que se considera a atividade inicial a média de 10 medidas consecutivas no primeiro dia; os limites superior e inferior são obtidos calculando-se 5% a mais e 5% a menos da curva “teórica”, respectivamente. Ao comparar curva de decaimento (experimental) obtida com a curva esperada, os limites de aceitabilidade dos dados são as duas linhas paralelas, acima e abaixo da curva, com distância correspondente à precisão do instrumento (em geral 5% da atividade esperada).

14

4. Materiais O calibrador de dose que foi submetido aos procedimentos de controle de qualidade foi Calibrador de Dose Carpintec CRC-127 do Serviço de Medicina Nuclear do HC/FMB. Para os testes de precisão e exatidão do calibrador de dose, foram utilizadas três fontes de referência, apresentadas na Tabela 3, suportes para a fonte e pinça para manipulação. No caso do teste de precisão de contagem, porém, só foi utilizada uma fonte de 131I, além dos aparatos de suporte e manipulação da fonte. Tabela 3: Fontes de referência utilizadas nos testes de exatidão e precisão. Radionuclídeo 57 Co 133 Ba 137 Cs

Energia (keV) 122 81,356 662

Meia-vida 270,9 dias 10,7 anos 30 anos

Atividade (µCi) 5627,00 269,000 218,000

Confecção da fonte 01/04/2001 06/06/1995 05/09/1995

Para o teste de linearidade, foi utilizado um radionuclídeo de meia -vida física curta, 99mTc, em solução com atividade próxima ou maior que a atividade máxima para a qual este instrumento é utilizado, cerca de 100 mCi. Outros materiais, como suportes e frascos para a fonte, pinças para manipulação e papel semi-log também foram empregados. Já para o teste de reprodutibilidade também foi utilizada uma fonte de Cs, cuja atividade inicial, em 01/07/2004, era de 325,48 µCi.

137

5. Resultados 5.1 Resultados para testes de precisão e exatidão. Os resultados dos testes de precisão e exatidão realizados no dia 19/01/2006 são apresentados na Tabela 4, para 57Co, Tabela 5, para 133Ba e na Tabela 6 para 137Cs.

15

Tabela 4: Leituras de atividade para 57Co nos testes de exatidão e precisão. Leitura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Média

Atividade (mCi) 61,400 61,400 61,500 61,800 61,600 61,400 61,400 61,500 61,400 61,600 61,500

BG (mCi) 1,120 1,130 1,080 1,040 1,000 1,060 1,120 1,090 1,110 1,060 1,081

Leitura corrigida (mCi) 60,280 60,270 60,420 60,760 60,600 60,340 60,280 60,410 60,290 60,540 60,419

Precisão (%) -0,230 -0,247 0,002 0,564 0,300 -0,131 -0,230 -0,015 -0,214 0,200

Neste dia, a atividade calculada da fonte era de 63,330µCi, passados 1754 dias da confecção da fonte, que possui meia-vida física de 270,90 dias, resultado em uma exatidão de -4,596159377%.

Tabela 5: Leituras de atividade para 133Ba nos testes de exatidão e precisão. Leitura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Média

Atividade (mCi) 130,800 130,700 130,800 130,900 131,000 130,900 130,900 130,800 130,800 131,000 130,860

BG (mCi) 0,210 0,180 0,220 0,230 0,250 0,250 0,250 0,230 0,240 0,230 0,229

Leitura corrigida (mCi) 130,590 130,520 130,580 130,670 130,750 130,650 130,650 130,570 130,560 130,770 130,631

16

Precisão (%) -0,031 -0,085 -0,039 0,030 0,091 0,015 0,015 -0,047 -0,054 0,106

Neste dia, a atividade calculada da fonte era de 133,46 µCi, passados 3880 dias da confecção da fonte, que possui meia-vida física de 3836,15 dias, resultado em uma exatidão de -2,118569052%. Tabela 6: Leituras de atividade para 137Cs nos testes de exatidão e precisão. Leitura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Média

Atividade (mCi) 169,600 169,300 169,300 169,200 169,700 169,500 169,600 169,400 169,500 169,500 169,460

BG (mCi) 0,250 0,200 0,210 0,260 0,230 0,230 0,190 0,150 0,190 0,210 0,212

Leitura corrigida (mCi) 169,350 169,100 169,090 168,940 169,470 169,270 169,410 169,250 169,310 169,290 169,248

Precisão (%) 0,060 -0,087 -0,093 -0,182 0,131 0,013 0,096 0,001 0,037 0,025

Neste dia, a atividade calculada da fonte era de 171,52µCi, passados 3.789 dias da confecção da fonte, que possui meia-vida física de 10.950 dias, resultado em uma exatidão de -1,324449112%. 5.2 Resultados para teste de precisão de contagem Tabela 7: Leituras de atividade para 131I para o teste de precisão coletadas durante visita ao Serviço de Medicina Nuclear do HC/FMB. Leitura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

(C

−C) 2289774,24 7235024,04 746150,44 4288212,64 11304388,84 3436574,44 8897095,84 131623,84 8463444,64 9236736,64

Contagens 29765 33968 32142 33349 27916 33132 34261 31641 28369 28239 17

2

i

Média

∑

31278

= 56029025,6

Com base na expressão matemática fornecida em [6], o valor encontrado é

χ 2 = 1791,312 .

5.3 Resultados para teste de linearidade Como dados para o teste de linearidade, foram apresentadas as tabelas e gráficos abaixo. Tabela 8: Dados obtidos no teste de linearidade para 99mTc no mês de novembro de 2005. Data e hora 21/11/05 7:45 21/11/05 8:45 21/11/05 9:45 21/11/05 10:45 21/11/05 11:45 21/11/05 12:55 21/11/05 13:45 21/11/05 14:55 21/11/05 15:55 21/11/05 16:40 21/11/05 17:40 22/11/05 7:45 22/11/05 8:45 22/11/05 9:45 22/11/05 10:53 22/11/05 11:45 22/11/05 12:54 22/11/05 13:52 22/11/05 14:40

Tempo decorrido (dias) 0,00 0,04 0,08 0,13 0,17 0,22 0,25 0,30 0,34 0,37 0,41 1,00 1,04 1,08 1,13 1,17 1,21 1,25 1,29

18

Atividade (mCi) 200,00 179,00 160,00 141,00 125,00 109,00 101,60 89,00 79,40 72,80 65,60 12,70 11,30 10,10 8,76 7,95 6,93 6,21 5,67

Ajuste (mCi) 200,00 178,18 158,74 141,42 125,99 110,11 100,00 87,391 77,856 71,395 63,605 12,500 11,136 9,9213 8,7037 7,8745 6,8949 6,1663 5,6220

22/11/05 15:50 22/11/05 16:45 22/11/05 17:40 23/11/05 7:45 23/11/05 8:45 23/11/05 9:45 23/11/05 10:45 23/11/05 11:45 23/11/05 12:45 23/11/05 13:45 23/11/05 14:43 23/11/05 15:44 23/11/05 16:47 23/11/05 17:45

1,34 1,38 1,41 2,00 2,04 2,08 2,13 2,17 2,21 2,25 2,29 2,33 2,38 2,42

4,96 4,48 4,03 0,80 0,72 0,61 0,56 0,50 0,45 0,40 0,36 0,32 0,28 0,25

4,9131 4,4194 3,9753 0,78125 0,69601 0,62008 0,55243 0,49216 0,43846 0,39062 0,34935 0,31063 0,27515 0,24607

Tabela 9: Dados obtidos no teste de linearidade para 131I no mês de julho de 2006. Data 5/7/2006 6/7/2006 7/7/2006 13/7/2006 14/7/2006 18/7/2006 19/7/2006

Tempo decorrido 1,00 2,00 8,00 9,00 13,00 14,00

Atividade 20355 20156 19236 10931 9410 6657 5975

Leituras (µCi) BG Corrigida 86 20269 74 20082 89 19147 80 10851 73 9337 74 6583 75 5900

19

Ajuste (µCi) 20269 18591 17052 10154 9313,6 6592,1 6046,5

Figura 2: Resultado para o teste de linearidade para o 99mTc

Figura 3: Resultado para o teste de linearidade para o 131I

20

Figura 4: Variação da radiação de fundo nos testes de linearidade para o 131I. 5.4 Resultado para teste de reprodutibilidade Na coleta de dados para o teste de reprodutibilidade, foram registrados os pontos apresentados na tabela abaixo. Tabela 10: Leituras de atividade e radiação de fundo (background – BG) para 99mTc no teste de reprodutibilidade. BG

Data 01/07/04 02/07/04 05/07/04 06/07/04 07/07/04

Leitura BG

Leitura

(µCi) 326,00 325,00 325,00 325,00 324,00

Corrigida 325,48 324,95 325,00 323,60 323,22

(µCi) 0,52 0,05 0,00 1,40 0,78

Data 12/01/05 13/01/05 14/01/05 17/01/05 18/01/05

21

Leitura

(µ

Leitura

(µCi) 320,00 320,00 322,00 320,00 322,00

Ci) 2,77 2,34 1,10 1,46 1,08

Corrigida 317,23 317,66 320,90 318,54 320,92

08/07/04 12/07/04 13/07/04 14/07/04 15/07/04 16/07/04 19/07/04 20/07/04 21/07/04 22/07/04 23/07/04 27/07/04 28/07/04 29/07/04 30/07/04 02/08/04 03/08/04 04/08/04 05/08/04 06/08/04 09/08/04 10/08/04 11/08/04 12/08/04 13/08/04 16/08/04 17/08/04 18/08/04 19/08/04 20/08/04 23/08/04 24/08/04 25/08/04 26/08/04 27/08/04 30/08/04 02/09/04 03/09/04 08/09/04 09/09/04 10/09/04 13/09/04 14/09/04 15/09/04 16/09/04 17/09/04

327,00 325,00 325,00 326,00 325,00 325,00 324,00 326,00 326,00 326,00 327,00 325,00 326,00 325,00 326,00 327,00 326,00 327,00 323,00 324,00 324,00 322,00 324,00 325,00 321,00 322,00 322,00 322,00 322,00 324,00 322,00 323,00 322,00 323,00 323,00 325,00 326,00 325,00 321,00 320,00 323,00 324,00 324,00 325,00 325,00 320,00

0,92 0,39 1,20 1,79 1,50 1,46 0,40 1,34 1,60 1,13 0,50 0,03 0,07 0,07 0,05 0,35 0,44 1,22 1,38 0,42 0,39 0,51 0,06 0,29 0,21 0,95 0,54 0,72 0,64 0,30 0,45 0,12 0,54 0,15 0,37 0,72 1,50 0,94 0,37 0,62 0,39 0,01 1,45 1,72 0,66 1,40

326,08 324,61 323,80 324,21 323,50 323,54 323,60 324,66 324,40 324,87 326,50 324,97 325,93 324,93 325,95 326,65 325,56 325,78 321,62 323,58 323,61 321,49 323,94 324,71 320,79 321,05 321,46 321,28 321,36 323,70 321,55 322,88 321,46 322,85 322,63 324,28 324,50 324,06 320,63 319,38 322,61 323,99 322,55 323,28 324,34 318,60

19/01/05 03/02/05 04/02/05 09/02/05 10/02/05 11/02/05 14/02/05 15/02/05 16/02/05 17/02/05 18/02/05 21/02/05 22/02/05 23/02/05 24/02/05 25/02/05 28/02/05 01/03/05 02/03/05 03/03/05 04/03/05 07/03/05 08/03/05 09/03/05 10/03/05 11/03/05 14/03/05 15/03/05 16/03/05 17/03/05 18/03/05 21/03/05 22/03/05 23/03/05 24/03/05 28/03/05 29/03/05 30/03/05 31/03/05 01/04/05 04/04/05 05/04/05 06/04/05 07/04/05 08/04/05 11/04/05

22

320,00 320,00 321,00 319,00 320,00 320,00 319,00 321,00 320,00 320,00 319,00 318,00 321,00 323,00 316,00 316,00 319,00 316,00 320,00 318,00 318,00 316,00 315,00 318,00 319,00 318,00 317,00 316,00 318,00 316,00 315,00 317,00 318,00 317,00 313,00 314,00 322,00 322,00 318,00 319,00 315,00 317,00 317,00 314,00 316,00 317,00

1,19 2,50 0,23 1,11 0,85 1,32 1,11 0,75 1,06 1,60 1,47 0,82 0,56 0,33 1,18 1,09 1,12 1,10 0,40 0,65 0,99 1,02 1,37 0,73 1,19 1,36 1,28 1,87 0,18 1,83 2,05 1,65 1,70 1,57 1,92 0,61 0,89 1,91 2,02 1,41 2,27 1,52 0,02 0,78 2,09 0,35

318,81 317,50 320,77 317,89 319,15 318,68 317,89 320,25 318,94 318,40 317,53 317,18 320,44 322,67 314,82 314,91 317,88 314,90 319,60 317,35 317,01 314,98 313,63 317,27 317,81 316,64 315,72 314,13 317,82 314,17 312,95 315,35 316,30 315,43 311,08 313,39 321,11 320,09 315,98 317,59 312,73 315,48 316,98 313,22 313,91 316,65

20/09/04 21/09/04 22/09/04 23/09/04 24/09/04 27/09/04 28/09/04 29/09/04 30/09/04 01/10/04 04/10/04 05/10/04 06/10/04 07/10/04 08/10/04 13/10/04 14/10/04 15/10/04 18/10/04 19/10/04 20/10/04 21/10/04 22/10/04 25/10/04 26/10/04 27/10/04 28/10/04 29/10/04 03/11/04 04/11/04 05/11/04 08/11/04 09/11/04 10/11/04 11/11/04 12/11/04 16/11/04 17/11/04 18/11/04 19/11/04 23/11/04 24/11/04 25/11/04 26/11/04 29/11/04 30/11/04

320,00 319,00 326,00 320,00 320,00 320,00 319,00 321,00 317,00 318,00 320,00 317,00 320,00 319,00 320,00 320,00 321,00 320,00 320,00 321,00 321,00 320,00 321,00 318,00 320,00 320,00 320,00 322,00 322,00 320,00 319,00 320,00 322,00 322,00 321,00 322,00 330,00 322,00 324,00 321,00 323,00 322,00 322,00 325,00 325,00 324,00

0,13 1,16 5,85 0,54 0,81 0,73 1,26 1,08 0,12 0,05 0,81 1,29 0,26 0,88 0,84 0,55 1,52 1,69 1,45 0,58 2,49 0,42 0,26 0,32 1,84 1,97 1,59 0,70 0,37 1,48 3,05 0,77 0,75 0,47 0,37 1,30 0,24 2,10 1,63 0,88 0,98 1,02 0,56 0,60 1,11 0,95

319,87 317,84 320,15 319,46 319,19 319,27 317,74 319,92 316,88 317,95 319,19 315,71 319,74 318,12 319,16 319,45 319,48 318,31 318,55 320,42 318,51 319,58 320,74 317,68 318,16 318,03 318,41 321,30 321,63 318,52 315,95 319,23 321,25 321,53 320,63 320,70 329,76 319,90 322,37 320,12 322,02 320,98 321,44 324,40 323,89 323,05

12/04/05 13/04/05 15/04/05 18/04/05 19/04/05 20/04/05 25/04/05 26/04/05 27/04/05 28/04/05 29/04/05 02/05/05 03/05/05 04/05/05 05/05/05 06/05/05 09/05/05 10/05/05 11/05/05 12/05/05 13/05/05 16/05/05 17/05/05 18/05/05 19/05/05 20/05/05 23/05/05 24/05/05 25/05/05 30/05/05 31/05/05 01/06/05 02/06/05 03/06/05 06/06/05 07/06/05 08/06/05 09/06/05 10/06/05 13/06/05 14/06/05 15/06/05 16/06/05 17/06/05 20/06/05 21/06/05

23

319,00 320,00 319,00 316,00 316,00 318,00 316,00 315,00 315,00 317,00 317,00 318,00 316,00 316,00 316,00 316,00 313,00 316,00 316,00 316,00 319,00 315,00 316,00 320,00 314,00 316,00 314,00 311,00 312,00 309,00 311,00 310,00 307,00 315,00 312,00 315,00 316,00 317,00 316,00 317,00 316,00 316,00 313,00 318,00 313,00 311,00

0,44 0,57 1,99 1,37 1,23 1,08 0,21 1,96 0,53 0,82 0,16 0,43 0,79 0,29 0,67 0,78 0,32 0,08 0,30 1,22 1,23 0,82 1,14 5,20 1,11 1,40 2,93 1,74 4,10 4,83 0,84 0,76 0,54 2,33 1,25 1,34 1,18 1,35 1,79 1,52 1,74 1,34 2,12 1,15 1,28 1,53

318,56 319,43 317,01 314,63 314,77 316,92 315,79 313,04 314,47 316,18 316,84 317,57 315,21 315,71 315,33 315,22 312,68 315,92 315,70 314,78 317,77 314,18 314,86 314,80 312,89 314,60 311,07 309,26 307,90 304,17 310,16 309,24 306,46 312,67 310,75 313,66 314,82 315,65 314,21 315,48 314,26 314,66 310,88 316,85 311,72 309,47

01/12/04 02/12/04 03/12/04 06/12/04 07/12/04 08/12/04 09/12/04 10/12/04 13/12/04 14/12/04 15/12/04 16/12/04 17/12/04 20/12/04 21/12/04 22/12/04 03/01/05 04/01/05 05/01/05 06/01/05 07/01/05 10/01/05 11/01/05

325,00 325,00 322,00 317,00 322,00 320,00 320,00 319,00 322,00 321,00 322,00 324,00 322,00 321,00 322,00 321,00 320,00 321,00 325,00 319,00 320,00 318,00 324,00

0,31 0,63 0,90 2,29 2,04 1,36 1,71 0,94 1,12 20,70 0,78 1,73 2,23 0,88 2,51 1,39 1,10 2,58 5,51 2,29 1,44 2,93 3,49

324,69 324,37 321,10 314,71 319,96 318,64 318,29 318,06 320,88 300,30 321,22 322,27 319,77 320,12 319,49 319,61 318,90 318,42 319,49 316,71 318,56 315,07 320,51

22/06/05 23/06/05 24/06/05 27/06/05 28/06/05 29/06/05 30/06/05 01/07/05 04/07/05 05/07/05 06/07/05 07/07/05 08/07/05 11/07/05 12/07/05 13/07/05 14/07/05 15/07/05 18/07/05 19/07/05 20/07/05 21/07/05 22/07/05

24

317,00 313,00 317,00 315,00 316,00 319,00 315,00 314,00 316,00 317,00 316,00 315,00 315,00 313,00 315,00 316,00 313,00 314,00 316,00 317,00 317,00 313,00 315,00

1,30 1,52 0,22 0,81 1,89 1,83 1,61 2,19 1,85 1,77 0,57 1,52 0,20 1,09 1,51 1,71 1,62 1,71 1,28 1,40 1,29 0,30 1,71

315,70 311,48 316,78 314,19 314,11 317,17 313,39 311,81 314,15 315,23 315,43 313,48 314,80 311,91 313,49 314,29 311,38 312,29 314,72 315,60 315,71 312,70 313,29

Figura 5: Resultado do teste de reprodutibilidade 6. Discussão 6.1 Testes de exatidão e precisão. Nos testes de precisão para experimentos in vivo, para as fontes de 57Co, 133Ba e 137

Cs verificou-se em relação ao teste de exatidão, o calibrador de dose foi aprovado,

considerando-se que em nenhuma das medidas excedeu o limite de +5% recomendado pelo TecDoc 602 [6] Quanto à exatidão para experimentos in vivo, usando as mesmas três fontes, o calibrador de dose também está aprovado, cabe realçar que mesmo no maior desvio (-4,596159377%) encontrado para a fonte de

57

Co o resultado foi muito inferior ao

limite de +10% recomendado. A dimensão desse desvio se deve provavelmente à idade da fonte, relativamente “velha”, ou seja, o tempo de uso dessa fonte corresponde a aproximadamente 8 vezes o tempo de sua meia-vida.

25

6.2 Teste de precisão de contagem Já nos testes de precisão de contagem para experimentos in vitro, o grupo não encontrou um resultado satisfatório nem conseguiu encontrar explicações para o valor obtido nesse teste, embora considerando que a forma como foram apresentados os dados não foi adequada para proceder com a análise. O Grupo acredita que mais esclarecimentos a respeito deste teste devam ser feitos para correta manipulação dos dados. 6.3 Teste de linearidade Para os testes de linearidade apresentados na Tabela 8, foi construído um gráfico tipo semi-log (Figura 2) em que são apresentadas as atividades medidas para o

99m

Tc, o

ajuste e os limites de tolerância. Nota-se que o ajuste coincidiu com os dados medidos e que nenhum ponto foi encontrado fora dos patamares de aceitação, implicando na aprovação do equipamento nesse teste. Todavia, nos dados apresentados na Tabela 9 e exibidos na Figura 3, nota-se uma discrepância nos valores com maior contagem, sendo que alguns deles estão fora dos limites de aceitação (+10%)para o isótopo utilizado. O consenso do grupo é de que o isótopo utilizado nesse experimento foi o

131

I,

uma vez que quando foi calculado o coeficiente da reta ajustada para obter a meia-vida do isótopo, o valor encontrado estava próximo da meia-vida do decaimento calculada, assumindo-se que estes dados eram de

131

I e a curva de

131

I, estavam bastante

próximas. A discrepância, ou falha de linearidade, na parte superior do gráfico podem indicar saturação do instrumento, quando o número de fótons incidentes na câmara de ionização é muito maior que a capacidade de contagem do equipamento. Nos dois casos não foram observadas alterações para atividades muito baixas que em aparelhos que não possuem o ajuste do zero pode indicar problemas na calibração automática do zero.

26

6.4 Teste de reprodutibilidade No teste de reprodutibilidade, os dados utilizados (Tabela 10) foram apresentados na Figura 5, em que nota-se a dispersão dos dados (em preto) fica restrita à região de aceitabilidade sugerida [6], a qual foi calculada 5% acima e abaixo do decaimento “teórico” da fonte de 137Cs (em verde). O ponto que aparece abaixo da linha vermelha (limite inferior) ocorre quando a leitura de atividade é corrigida por subtração da radiação de fundo, uma vez que o valor da radiação de fundo medida neste caso é muito maior que os outros valores encontrados (veja-se linha em destaque na tabela). É possível que essa discrepância tenha ocorrido por falhas no ajuste de zero do equipamento ou por contaminação do recipiente que envolve a fonte no interior da câmara de ionização. É importante notar que o fato não se repetiu no restante do período avaliado, indicando que não se deve reprovar o equipamento de calibração de dose com base somente nesse dado. 7. Conclusão Com base nos resultados apresentados neste relatório, o grupo concluiu que o equipamento “Calibrador de Dose Carpintec CRC-127” foi aprovado nos testes de Precisão, Exatidão, Linearidade e Reprodutibilidade, estando apto para uso na rotina clínica do Serviço avaliado. 8. Referências Bibliográficas [1]

SPRAWLS, P.; Physical Principles of Medical Imaging, Ed. Madison:

Medical Physics Publishing, 1995. [2]

Introduction

to

Mammography,

disponível

em:

http://www.e-

radiography.net/technique/mammography/mammography_intro.htm , acessado em 4 de maio de 2006.

27

[3]

HORNAK,J.P.;

The

Basics

of

MRI,

disponível

em:

http://www.cis.rit.edu/htbooks/mri/, Acessado em: 02 abr. 2005. [4]

HOBBIE, R.K., Intermediate physics for medicine and biology, 3.ª ed, AIP

Press, 2001. [5]

CHERRY, S.R.; SORENSON, J.A.; PHELPS, M.E.; Physics in Nuclear

Medicine, 3ª ed. , 523p., 2003, Saunders. [6]

AGÊNCIA INTERNACIOANAL DE ENERGIA ATÔMICA; TecDoc-602:

Quality control of nuclear medicine instruments, 1991. [7]

COSTA, A. M.; CALDAS, L.V.E. Intercomparison and calibration of dose

calibrators used in nuclear medicine facilities. Radiol Bras, v.36, n.5, p.293-297. 2003. [8]

CRC 15-R Dose Calibrator; disponível em:

www.atnuke.com/nuclear/therapy/dosecal.htm , acessado em 20/09/2006.

28