IPEN Avaliacao de dose em radiologia diagnostica pediatrica

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES Autarquia associada à Universidade de São Paulo Avaliação de dose em radiologia diagnóstica pediátrica Versão Original ADERSON RESENDE DE SOUSA JUNIOR Dissertação apresentada como parte dos requisitos para obtenção do Grau de Mestre em Ciências na Área de Tecnologia Nuclear – Aplicações Orientadora: Profa. Dra. Letícia L. C. Rodrigues São Paulo 2020 . FOLHA DE APROVAÇÃO Autor: ADERSON RESENDE DE SOUSA JUNIOR Título: Avaliação de dose em radiologia diagnóstica pediátrica Dissertação apresentada ao Programa de Pós-Graduação em Tecnologia Nuclear da Universidade de São Paulo para obtenção do título de Mestre em Ciências. Data: ______/_____/______ Banca Examinadora Prof. Dr.: _________________________________________________________ Instituição: ____________________________ Julgamento:________________ Prof. Dr.: _________________________________________________________ Instituição: ____________________________ Julgamento:________________ Prof. Dr.: _________________________________________________________ Instituição: ____________________________ Julgamento:________________ Prof. Dr.: _________________________________________________________ Instituição: ____________________________ Julgamento:________________ Prof. Dr.: _________________________________________________________ Instituição: ____________________________ Julgamento:________________ Dedico esta dissertação à minha gentil esposa, que me acompanha com seu cuidado e carinho incansável, presença sempre marcante em cada etapa, no incentivo diário com palavras e gestos de uma mulher, sem seu amor minha vida teria outro sentido; à minha mãe por ter me dado a oportunidade da vida e meu saudoso irmão pelo companheirismo, ambos in memoriam. AGRADECIMENTOS Agradeço, primeiramente, à Deus, pela presença constante nessa caminhada. Ao Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuleares – IPEN, na pessoa do Senhor Superintendente, Dr. Wilson Parejo Calvo, pela oportunudade de realizar este trabalho. Agradeço também à Profa. Dra. Letícia Lucente Campos Rodrigues, orientadora desse trabalho pela intensa contribuição, empenho dedicado, interesse e paciência em todas as etapas ensinando-me sempre. Especiais agradecimento aos profissionais Técnicos funcionários do IPEN-USP, que em vários momentos contribuíram cada um com seu conhecimento, principalmente aos Sres. Aldo Ramos de Oliveira, Alan Naor da Silva e Vicente de Paulo de Campos. Por fim, mas não menos importante, agradeço aos amigos Professores Gustavo Barretto Vila, João Carlos Alves Prestes e Tallyson Sarmento Alvarenga pelos vários momentos de contribuição no incentivo e discussões dialogadas nessa caminhada em todo o trabalho científico. Como todo trabalho de pesquisa cientifica, temos o tempo atuando sobre si com possibilidades de novos conhecimentos e conceitos, evidenciando a experiencia de outros colegas. Todavia, críticas e sugestões são sempre bem vindas de forma a colaborar com o aperfeiçoamento de outras pesquisas e seus ensinamentos. Obrigado a todos. RESUMO SOUSA JUNIOR, A. R. d. Avaliação de dose em radiologia diagnóstica pediátrica. 2020. 84 p. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear), Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares, IPEN–CNEN/SP, São Paulo De acordo com o relatório do Conselho Nacional de Proteção Radiológica – NCRP (2009), nos Estados Unidos foi registrado um aumento médio anual nas exposições médicas de 0,6mSv/ano para 3 mSv/ano entre os anos de 1987 a 2006. Portanto estima-se que em países ocidentais as irradiações médicas devidas ao radiodiagnóstico são responsáveis por pelo menos 300 exames por milhão de habitantes, representando 90% das fontes artificiais aproximadamente. Este número de exposições médicas é 20 vezes maior que a contribuição das investigações da medicina nuclear, que também é irradiação médica, e 1000 vezes mais que a contribuição advinda da indústria nuclear. No Brasil, essa utilização vem crescendo a taxas próximas de 10% ao ano, e os exames de diagnóstico por imagem, segundo dados do DATASUS, tiveram acréscimo de 45,27% entre dezembro de 2000 e 2006 (Soares e colaboradores, 2011). As crianças são mais sensíveis à exposição à radiação e, por terem maior expectativa de vida, têm maior chance e risco de manifestar as consequências dessa exposição ao longo de suas vidas. Este Trabalho tem por objetivo geral a identificação e avaliação da dose entregue aos pacientes em radiologia radiodiagnóstica convencional, Raios X, em procedimentos radiológicos de tórax pediátrico, de crianças entre 1 a 5 anos. Para isso, será utilizado um Objeto Simulador de polimetilmetacrilato (PMMA), especialmente projetado para avaliação da dose de radiação. Para as avaliações foram utilizados dosímetros termoluminescentes (TLD) de CaSO4: Dy (sulfato de cálcio dopado com disprósio), desenvolvido pelo Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN/CNENSP, e seguidos os procedimentos do Comitê de Avaliação de Serviços de Monitoração Individual Externa - CASMIE/IRD. As exposições com raios X foram efetuadas em um Serviço Público Municipal de Pronto Atendimento (PA), situado no Município de Cotia, fora do IPEN, parceiro do trabalho. Palavra-chave: (TLD) de CaSO4:Dy, dosimetria em radiodiagnóstico pediátrico, radiologia ABSTRACT SOUSA JUNIOR, A. R. d. Dose evaluation in pediatric diagnostic radiology. 2020. 84 p. Dissertation (Master in Nuclear Technology), Energy and Nuclear Research Institute, IPENCNEN/SP, São Paulo According to the report of the National Council for Protection and Radiation Measurements - NCRP (2009), in the United States there was an average annual increase in medical exposures from 0,6mSv / year to 3 mSv / year between the years 1987 to 2006. Therefore, it is estimated that in Western countries medical irradiations due to radiodiagnosis are responsible for at least 300 exams per million inhabitants, representing approximately 90% of artificial sources. This number of medical exposures is 20 times greater than the contribution of nuclear medicine research, which is also medical radiation, and 1000 times more than the contribution from the nuclear industry. In Brazil this use has been growing at rates close to 10% per year, and diagnostic imaging tests, according to DATASUS data, increased by 45,27% between December 2000 and 2006 (Soares et al., 2011). Children are more sensitive to radiation exposure and, because they have a longer life expectancy, they have a greater chance and risk of manifesting the consequences of this exposure throughout their lives. This work has the general objective the identification and evaluation of the absorbed dose in conventional radiodiagnostic radiology, X-rays, in pediatric chest radiological procedures of children between 1 and 5 years old. For this, will be used a Phantom of polymethylmethacrylate (PMMA), specially designed to evaluate the radiation dose. For the evaluations were used thermoluminescent dosimeters (TLD) of CaSO 4: Dy (calcium sulphate doped with dysprosium), developed by the Dosimetric Materials Laboratory of IPEN/CNEN-SP, and according to the procedures of the Evaluation Committee for External Individual Monitoring Services - CASMIE/IRD. The exposures with X-rays were performed at a Municipal Public Emergency Service (PA), located in the Cotia city, outside the IPEN, working partner. Keywords: CaSO4 (TLD): Dy, Pediatric Radiology Diagnostic Dosimetry, Radiology LISTA DE TABELAS Tabela 1 - Dados fornecidos pela comissão europeia (CE, 1996; ICRP, 2006) .............. 24 Tabela 2 - Dose efetiva aproximada de radiação à qual um adulto médio é exposto durante a realização de alguns exames.............................................. 34 Tabela 3 - Limites de dose estabelecidos pela norma CNEN – NN 3.01 ........................ 36 Tabela 4 - Requisito de desempenho para os porta dosímetros IRD/CNEN ................... 45 Tabela 5 - Espessura média para o tórax em cm.............................................................. 48 Tabela 6 - Unidade de pronto atendimento Caucaia do Alto – Cotia/SP ........................ 55 Tabela 7 - Resultados obtidos do programa de garantia da qualidade............................. 56 Tabela 8 - Resultados obtidos. ......................................................................................... 57 Tabela 9 - Tabela de exatidão do tempo de exposição. ................................................... 57 Tabela 10 - Planilha algoritmo 137Cs do LCI-IPEN. .......................................................... 64 Tabela 11 - Avaliação da dose e energias na fonte 137Cs do LCI-IPEN. ........................... 65 Tabela 12 - Ciclos de leitura TL(nC) para seleção do lote de detectores a serem utilizados. ............................................................................................. 68 Tabela 13 - Curva de distribuição de resposta TL ............................................................. 69 Tabela 14 - Avaliação da dose e energias na fonte 137Cs do LCI-IPEN. ........................... 70 Tabela 15 - Irradiações empregando tensão de 50kV e corrente de 200mA em função do tempo de exposição........................................................................ 73 Tabela 16 - Irradiações empregando tensão de 60kV e corrente de 200mA em função do tempo de exposição........................................................................ 73 Tabela 17 - Tensão de 50kV e corrente de 200mA - objeto simulador isopor. ................. 74 Tabela 18 - Tensão de 60kV e corrente de 200mA - objeto simulador isopor. ................. 75 Tabela 19 - Tensão de 50kV e corrente de 200mA - objeto simulador PMMA. ............... 76 Tabela 20 - Tensão de 60kV e corrente de 200mA - objeto simulador PMMA. ............... 77 LISTA DE FIGURAS Figura 1 - Interação da radiação coma matéria. ............................................................... 20 Figura 2 - Predominância relativa dos efeitos/fenômenos de interação da radiação com a matéria. ................................................................................................. 21 Figura 3 - Tubo de raios X - ilustração. ........................................................................... 22 Figura 4 - Tubo de raios X. .............................................................................................. 22 Figura 5 - Produção dos raios X. ..................................................................................... 23 Figura 6 - Imagem pediátrica de raios X, de tórax (AP), com DFF 1 metro de criança de cinco anos idade ............................................................................. 24 Figura 7 - Corrente de saturação do tubo de raios X. ...................................................... 26 Figura 8 - Cartas radiográficas típicas de rendimento para tubos de raios X. ................. 26 Figura 9 - Carta de resfriamento do anodo. ..................................................................... 27 Figura 10 - Exemplo de uma carta de isodose. .................................................................. 29 Figura 11 - Materiais que podem blindar as emissões nucleares. ...................................... 35 Figura 12 - Esquema de transições eletrônicas que ocorrem durante o processo de ionização e de aquecimento do cristal. ....................................................... 38 Figura 13 - Porta-dosímetro do IPEN para CaSO4:Dy. ..................................................... 45 Figura 14 - Curva de emissão do CaSO4:Dy - resposta para radiação gama do 137Cs, dose de 1Gy. .................................................................................................... 49 Figura 15 - Bandeja de alumínio para tratamento térmico dos detectores. ........................ 51 Figura 16 - Porta dosímetro do IPEN, específico para os detectores de CaSO4:Dy. ......... 51 Figura 17 - Forno tipo Mufla Vulcan................................................................................. 52 Figura 18 - Sistema leitor de termoluminescência marca Harshaw, modelo 5500. ........... 52 Figura 19 - Avental de chumbo. ........................................................................................ 53 Figura 20 - Irradiador panorâmico de 137Cs. ...................................................................... 53 Figura 21 - Aparelho de raios X, marca SAWAE. ............................................................ 54 Figura 22 - Objeto simulador de poliestireno expandido – isopor e bandeja de alumínio. 59 Figura 23 - Objeto simulador de polimetilmetacrilato - PMMA e bandeja de alumínio – vista 1 ....................................................................................... 60 Figura 24 - Objeto simulador de polimetilmetacrilato - PMMA e bandeja de alumínio – vista 2 ....................................................................................... 60 Figura 25 - Simulador antropomórfico - boneca de borracha. ........................................... 61 Figura 26 - Curva de distribuição da sensibilidade TL média das amostras de CaSO4:Dy. .................................................................................................. 69 Figura 27 - Curva de resposta TL em função da dose (137Cs) ........................................... 70 Figura 28 - Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionado sob o filtro de Pl. ......................................................................... 71 Figura 29 - Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionados sob o filtro de Pb. ...................................................................... 72 Figura 30 - Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionados sob o filtro de Pbº. ..................................................................... 72 Figura 31 - Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose, utilizando o objeto simulador Isopor com diferentes tempos de exposição. ................... 74 Figura 32 - Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose, utilizando o objeto simulador Isopor com diferentes tempos (ms). ................................. 75 Figura 33 - Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy, utilizando o objeto simulador PMMA em função do tempo de exposição ..................................................... 77 Figura 34 - Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy, utilizando o objeto simulador PMMA com diferentes tempos (ms). .............................................................. 78 LISTA DE ABREVIATURAS ANSI Instituto Nacional americano de Padrões ANVISA Agência Nacional de Vigilância Sanitária CASMIE Comitê de Avaliação de Serviços de Monitoração Individual Externa CE Comissão Europeia CNEN Comissão Nacional Energia Nuclear CR Radiologia Convencional Cs Césio DATASUS Departamento de Informação do SUS IEC Comissão Eletrotécnica Internacional EPI Equipamento de Proteção Individual ICRU Comissão Internacional de Unidades de Medidas de Radiação ICRP Comissão Internacional de Proteção Radiológica IP Protocolo Internet IPEN Instituto de Pesquisas de Energia Nucleares IRD Instituto de Radioproteção e Dosimetria LMD Laboratório Metrologia Dimensional LNMRI Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes mAs Miliamper por segundo Mev Mega elétron volt MSv Milisilvert MS Ministério da Saúde NCRP Conselho Nacional de Proteção e Medidas de Radiação NN Normas para Radioproteção OSI Objeto Simulador Isopor OMS Organização Nacional da Saúde AP Antero Posterior PA Pronto Atendimento PMMA Polimetilmetacrilato Pb Chumbo PGQR Programa da Garantia da Qualidade SUS Sistema Único de Saúde SSD Distância foco superfície constantes Sv Silvert TLD Dosímetro Termoluminescente TL Termoluminescente Kv Kilovolts US Ultrassom SUMÁRIO 1 INTRODUÇÃO ............................................................................................................ 14 1.1 2 3 Motivação.............................................................................................................. 16 OBJETIVOS ................................................................................................................. 18 2.1 Geral ...................................................................................................................... 18 2.2 Específicos ............................................................................................................ 18 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA ............................................................................... 19 3.1 Raios X - radiação ionizante ................................................................................. 19 3.1.1 Interação da radiação com a matéria ................................................................... 19 3.1.2 Produção de raios X .............................................................................................. 21 3.1.3 Tubos geradores de raios X .................................................................................. 23 3.2 Radiologia diagnóstica .......................................................................................... 24 3.2.2 Aplicação de objetos simuladores........................................................................ 27 3.2.3 Distribuição de dose .............................................................................................. 28 3.3 Controle de qualidade ........................................................................................... 29 3.3.1 Programa de garantia de qualidade ...................................................................... 30 3.3.2 Unidades e grandezas ............................................................................................ 31 3.3.3 Limites de dose ...................................................................................................... 33 3.4 Proteção radiológica .............................................................................................. 33 3.5 Dosimetria das radiações....................................................................................... 36 3.5.1 Termoluminescência (TL) .................................................................................... 37 3.5.2 Dosimetria termoluminescente............................................................................. 38 3.5.3 Materiais dosimétricos .......................................................................................... 39 3.6 Dosímetros termoluminescentes ........................................................................... 40 3.6.1 Homogeneidade ..................................................................................................... 40 3.6.2 Reprodutibilidade .................................................................................................. 40 3.6.3 Linearidade ............................................................................................................. 41 3.6.4 Dependência energética ........................................................................................ 41 3.6.5 Dependência angular ............................................................................................. 41 3.6.6 Estabilidade ............................................................................................................ 42 3.6.7 Sensibilidade ao calor e à luz ............................................................................... 42 3.6.8 Sinal residual .......................................................................................................... 43 3.6.9 Efeito da taxa de dose ........................................................................................... 43 3.6.10 Tratamento térmicos .............................................................................................. 43 3.6.11 Curva de emissão ................................................................................................... 44 4 3.6.12 Porta-dosímetro do IPEN ...................................................................................... 44 3.6.13 Resposta em função da dose - calibração............................................................ 46 3.6.14 Armazenamento e manuseio................................................................................. 46 MATERIAIS E MÉTODOS ......................................................................................... 48 4.1 Grupo de análise .................................................................................................... 48 4.2 Materiais ................................................................................................................ 48 4.2.1 Pastilhas dosimétricas de CaSO4:Dy ................................................................... 48 4.2.2 Dosímetros.............................................................................................................. 49 4.3 4.3.1 Sistema de irradiação ............................................................................................ 53 4.3.2 Parâmetros do equipamento de raios X. .............................................................. 55 4.4 5 Equipamentos e acessórios .................................................................................... 49 Programa de qualidade dos equipamentos de raios X, radiologia médica. ........... 56 4.4.1 Exatidão do tempo de exposição.......................................................................... 57 4.4.2 Avaliação dos resultados ...................................................................................... 57 4.5 Protocolo de atendimento pediátrico. .................................................................... 58 4.6 Objetos simuladores .............................................................................................. 59 4.7 Métodos ................................................................................................................. 61 4.7.1 Tratamento térmico de reutilização dos dosímetros TL .................................... 61 4.7.2 Leitura TL............................................................................................................... 62 4.7.3 Caracterização do equipamento de raios X ......................................................... 66 RESULTADOS ............................................................................................................ 67 5.1 Seleção final do lote de detectores TL de CaSO4:Dy............................................ 67 5.1.1 5.2 Resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose para radiação gama do 137Cs. ........................................................................................................ 70 Resposta à radiação X ........................................................................................... 73 6 CONCLUSÃO .............................................................................................................. 79 7 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ......................................................................... 80 14 1 INTRODUÇÃO As descobertas científicas do final do século XIX e início do século XX desencadearam transformações nos paradigmas das ciências naturais e nas bases teóricas e práticas da medicina. Entre essas, a dos raios X talvez tenha sido aquela cujas aplicações foram mais importantes e que, mais rapidamente, foram incorporadas às práticas médicas. A descoberta de Roentgen possibilitou a visualização do interior do corpo humano de forma não invasiva, proporcionando grandes mudanças na medicina, principalmente no campo da anatomia e fisiologia humana. [Wilhelm Conrad ‘Roentgen em 1895], a partir daí, os exames radiológicos são utilizados para diagnosticar certas doenças, bem como a sua extensão e comprometimentos de determinadas regiões anatômicas e/ou órgãos (JOHNS et al., 1983). Em 1896, a realização de radiografias e fluoroscopias com fins de diagnósticos já eram realizadas na Alemanha, Áustria, nos Estados Unidos, Inglaterra, França, Rússia, Escócia, Espanha e Itália. (ABRAMS, 1996, CALDER, 2001; PERIAGO, 2006). Porém, a preocupação com os riscos causados pela exposição à radiação foi o fator primordial para que muitas pesquisas fossem desenvolvidas com o objetivo de melhorar a imagem, com doses tão baixas quanto razoavelmente exequíveis (KATHREN et al., 1980). A radiação ionizante pode interagir com o organismo de diversas maneiras, produzindo efeitos danosos ao corpo humano. Por outro lado, esses efeitos podem ser usados para o tratamento de doenças, como quando a radiação é utilizada para destruir tecidos neoplásicos, por exemplo, ou para o diagnóstico, dessa maneira podemos verificar em sua maioria a utilização na radioterapia e no radiodiagnóstico. Na década de 1960, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP - do inglês International Commission on Radiological Protection), disponibilizou um guia para otimização de procedimentos radiológicos, o qual apresenta a preocupação com a redução das doses na população. No final de 1970 o foco foi direcionado para dose individual no paciente. Na década de 80 foram iniciadas avaliações criteriosas sobre a relação risco e custo-benefício da radiação, estabelecendo o princípio de otimização (DAVISON et al., 1987). Nessa década a radiologia diagnóstica foi marcada pela introdução da radiologia computadorizada - CR no mundo, sem referências para procedimentos de otimização de imagens. Na década seguinte alguns estudos realizados compararam a tecnologia do sistema 15 tela-filme e do sistema CR quanto à qualidade das imagens. Estes estudos não mostraram diferença significativa na acurácia diagnóstica entre os sistemas de aquisição de imagem avaliados (PROKOP et al. 1990, WILSON et al. 1991, MURPHEY et al. 1992). MURPHEY et al publicaram um artigo de revisão em 1992 onde mostraram que a CR mantém benefícios significantes em relação à radiologia convencional para todos os tipos de exames, onde seria possível a redução de dose de radiação com a diminuição de exposições entre 25 e 50%, sem perder a acurácia do diagnóstico. A radiologia diagnóstica contribui com aproximadamente 14% da dose efetiva anual média em relação a todas as fontes, incluindo a radiação natural. As doses de radiação provenientes da radiologia diagnóstica contribuem com mais de 90% de toda exposição produzida pelo homem, tornando-se a maior contribuição para dose coletiva (INKOOM et al., 2009). Atualmente, os princípios de Proteção Radiológica são regulamentados por órgãos internacionais (ICRP- Comissão Internacional de Proteção Radiológica) e nacionais (CNEN- Comissão Nacional de Energia Nuclear e Portaria 453 do Ministério da Saúde). Esses órgãos normatizam a justificação e prática das exposições médicas individuais, a otimização da Proteção Radiológica e a limitação de doses individuais (VALENTIN et al. 2007, INKOOM et al. 2009, CNEN-NN: 3.01 2011). O controle de qualidade é o conjunto de operações (programadas, coordenadas e aplicadas de acordo com um Programa da Garantia da Qualidade em Radiodiagnóstico – PGQR, definido pela Organização Mundial da Saúde – OMS em 1984, como sendo um esforço organizado por parte de todo o pessoal e sua instalação para realizar com segurança imagens de diagnóstico com qualidade elevada, com menor dose de exposição ao paciente e seu custo empregado em todo o processor de uso das radiação ionizantes. O controle de qualidade da dose entregue aos pacientes é feito por meio da dosimetria. A dosimetria termoluminescente - DTL é um método bastante utilizado na área Clínica devido à simplicidade, possibilidade de utilização de detectores de tamanho reduzido e alta sensibilidade. Os principais materiais utilizados como materiais termoluminescentes – TL para dosimetria são o LiF:Mg,Ti (fluoreto de lítio dopado com magnésio e titânio) e o CaSO 4:Dy (sulfato de cálcio dopado com disprósio). Para ser considerado um dosímetro, o material TL deve apresentar as características abaixo: (a) resposta linear para um amplo intervalo de doses; (b) resposta preferencialmente pouco dependente da energia dos fótons; 16 (c) sensibilidade mesmo para doses muito pequenas (entre 0,005mSv e 0,2mSv); (d) resposta estável, mesmo sob condições climáticas desfavoráveis; (e) resposta reprodutível, mesmo para doses pequenas (próximas do limite de detecção do material); (f) curva de emissão TL simples, de preferência com um único pico de emissão, ou com picos de emissão bem resolvidos. O CaSO4:Dy é um material termoluminescente que apresenta alta sensibilidade e baixo custo. No Brasil, o CaSO4:Dy é produzido pelo Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN. Em virtude da sua alta sensibilidade, esse detector é utilizado em diversas práticas envolvendo radiação ionizante, como por exemplo, a dosimetria pessoal, sobretudo para a dosimetria da radiação gama, apresentando diversas características, como: sensibilidade gama relativa ao LiF igual a 38; número atômico efetivo igual a 15,3; dependência energética igual a 11,5 (em relação à resposta TL para a energia de 30 keV); decaimento térmico do sinal TL igual a 3% em 30 dias, e não possui decaimento óptico (CAMERON, 1968). 1.1 Motivação Percebendo o crescente aumento de solicitações de procedimentos de exames radiodiagnósticos, logo veio a preocupação com o futuro do indivíduo que é exposto à radiação ionizante, ou seja, fonte de raios X, portanto, cada um desses pacientes podendo ter uma expectativa de vida longa até 70 ou 80 anos após os procedimentos radiodiagnósticos. A prática do acompanhamento clínico de pacientes pediátricos, inclusive envolvendo a utilização de radiação ionizante para o diagnóstico e terapia, tornou-se uma realidade e seus benefícios, inquestionáveis. Entretanto, deste modo, se a proteção radiológica de pacientes expostos à radiação ionizante é importante, está o é, sobretudo, nos pacientes pediátricos. A boa técnica radiográfica em pacientes pediátricos difere muito dos pacientes adultos, muitos profissionais técnicos/tecnólogos em radiologia e o pessoal de apoio não dispõem de conhecimento, formação e experiência suficientes no domínio da radiologia pediátrica, portanto, um programa de controle de qualidade é de suma importância para manter a qualidade das imagens radiográficas, em especial as imagens pediátricas, e para controlar as doses absorvidas pelos pacientes, uma vez que estas podem apresentar variações de um fator igual ou diferente de um serviço radiológico para outro. 17 As Normas de Proteção Radiológica, na maioria das vezes, deixam de ser seguidas corretamente por desconhecimento ou imprudência principalmente pelas elevadas exposições desnecessárias e que acabam por prejudicar a qualidade da imagem e proporcionar uma dose acima do nível estabelecido aos diagnósticos. Em 2007, o uso abusivo de métodos de imagem que envolvem radiação ionizante inspirou a criação da Campanha Mundial “Image Gently” pela Sociedade Americana de Radiologia Pediátrica aliada à Sociedade de Tecnólogo em Radiologia e a Associação Médica Americana com o objetivo de promover a radioproteção em Radiologia Pediátrica Atualmente, a Campanha “Image Gently” conta com mais de 70 organizações nos cinco continentes. As crianças são mais sensíveis à exposição à radiação e, por terem maior expectativas de vida, têm maiores chance e risco de manifestar as consequências dessa exposição ao longo de suas vidas. A Radiologia alcançável, que se dedica à criação de protocolos de exames com Dose Pediátrica, é uma realidade nos grandes Centros, onde seja capaz de produzir uma imagem diagnóstica e não abordagem diferenciada, capaz de otimizar a relação risco/benefício esteticamente perfeita, de acordo com o tamanho e a faixa etária para os exames de imagens pediátricos/criança. 18 2 OBJETIVOS 2.1 Geral Realizar avaliação da dose de radiação em procedimentos radiológicos de tórax pediátricos de crianças entre 1 a 5 anos. 2.2 Específicos • Desenvolver um objeto simulador de tórax para crianças entre 1 a 5 anos, empregando material equivalente ao tecido; • Avaliar os parâmetros das técnicas radiográficas de máquina adequados para a radiologia pediátrica; • Avaliar a dose de entrada na pele dos pacientes empregando objetos simuladores desenvolvidos e a técnica de termoluminescência; • Avaliar o desempenho do objeto simulador desenvolvido de polimetilmetacrilato (PMMA), especialmente projetado para avaliação da dose de radiação. 19 3 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA 3.1 Raios X – radiação ionizante 3.1.1 Interação da radiação com a matéria As formas de interação da radiação com a matéria dependem do tipo de radiação: fótons (radiação eletromagnética), partículas carregadas ou nêutrons. A radiação eletromagnética (fótons) interage com a matéria em 3 (três) diferentes formas, de acordo com a sua energia: o efeito fotoelétrico, o efeito Compton e a formação de pares (Figura 1). No efeito fotoelétrico, a interação acontece entre o fóton incidente e o elétron no material absorvedor, ou seja, arranca um elétron pertencente a um átomo da superfície. O fenômeno efeito fotoelétrico ocorre geralmente com fótons de energia baixa e caracteriza-se pela interação do fóton com um elétron orbital fortemente ligado de camadas mais internas. O fóton transfere toda sua energia para o elétron, chamado de fotoelétron, que é ejetado do átomo com energia igual à diferença entre a energia do fóton e a energia de ligação do elétron no átomo. (PODGORSAK, 2005). Em energias intermediárias, um fóton e um elétron livre ou fracamente ligado a um átomo se comportam como duas partículas que se chocam, modificando suas trajetórias e obedecendo as leis de conservação da energia e da quantidade de movimento. Esse fenômeno é denominado efeito Compton. Se a energia do fóton é bastante alta, pode ocorrer a formação de pares: o fóton desaparece, dando origem a um elétron e um pósitron, obedecendo a lei de conservação da massa-energia. Esse fenômeno ocorre nas proximidades de um núcleo, que recua, obedecendo a lei de conservação da quantidade de movimento. A energia do fóton deve ser maior que 1,02Mev. Pode também ocorrer o fenômeno inverso, a aniquilação de pares: um pósitron e um elétron se aniquilam, gerando fótons de energias correspondente às massas e energias do par. Embora não tenham origem nuclear, esses fótons são chamados radiação gama, devido à sua alta energia CARVALHO (2017). 20 Figura 1: Interação da radiação coma matéria. A: Ilustração do efeito fotoelétrico, B: do efeito Compton e C: da formação de pares. Fonte: CARVALHO; OLIVEIRA, 2017. As partículas carregadas interagem com os átomos, principalmente, arrancando elétrons (ionização) ou transferindo-os para níveis de energia mais elevadas (excitação). Durante a interação, elas sofrem desaceleração e emitem radiação eletromagnética. Os nêutrons, por não possuírem carga elétrica, interagem com os núcleos através de espalhamento (choque com troca de energia) ou captura, quando levam o núcleo a um estado excitado e provocam reações nucleares ou fissão do núcleo. A Figura 2 apresenta predominância relativa dos efeitos/fenômenos de interação da radiação com a matéria. O tipo de interação da radiação com o tecido depende da energia do fóton e do número atômico (Z) dos elementos constituintes da matéria biológica. Ao interagir com a matéria, os fótons de energia atravessam os átomos de diferentes maneiras. As energias dos fótons que variam de 50keV a 500keV atravessam a matéria promovendo o espalhamento Compton, sendo o efeito dominante de interação em materiais com números atômicos baixos, como o tecido humano (Z = 75). O fenômeno se explica quando, o fóton transfere parte de sua energia para um elétron de camadas externas ejetandoo átomo. Este então é denominado de elétron Compton e o ângulo de espalhamento do fóton 21 depende da quantidade de energia transferida do fóton para o elétron. (POWSER e POWSER, 2006). Figura 2: Predominância relativa dos efeitos/fenômenos de interação da radiação com a matéria. Fonte: Adaptado de POWSER AND POWSER, 2006. 3.1.2 Produção de raios X Os raios X podem ser obtidos por desaceleração de partículas carregadas ou por bombardeamento. Quando as partículas são desaceleradas, há uma emissão de raios X, o fenômeno é conhecido como bremsstrahlung, palavra alemã que significa radiação de freamento. O choque do feixe de elétrons com o alvo (anodo) produz dois tipos de raios X, de freamento (apresentam espectro contínuo de energias) e raios X característicos (espectro de linhas ou raias, com energias bem definidas). O espectro de emissão de raios X de freamento se estende de zero até a energia máxima dos elétrons projetados, com a maioria dos raios X tendo aproximadamente um terço da energia máxima. 3.1.2.1 Tubo de raios X Os raios X são produzidos por conversão de energia quando uma movimentação rápida de corrente de elétrons é subitamente desacelerada no alvo (anodo) de um tubo de raios X, esse tubo é constituído de uma ampola de vidro contendo vácuo e dois eletrodos, 22 esses eletrodos são projetados de modo que os elétrons produzidos no catodo (eletrodo negativo ou filamento) possam ser acelerados por diferença de potencial para o anodo (eletrodo positivo ou alvo). Na ampola de raios X a corrente passa pelo cátodo, aquecendo o filamento, que fornece energia aos elétrons, que saltam do filamento atraídos pelo ânodo. As Figuras 3 e 4 ilustram um tubo de raios X com alguns de seus componentes (CURRY et al., 1990). Figura 3: Tubo de raios X - ilustração. Fonte: BUSHONG, S.C. (2010). Figura 4: Tubo de raios X. Fonte: Autor da dissertação. 23 Se somente a alta tensão está sendo aplicada, os elétrons ainda podem ser atraídos pelo ânodo, mas em menor número, gerando a corrente escura (dark current). 3.1.3 Tubos geradores de raios X Os tubos geradores de raios X têm sido aperfeiçoados constantemente visando a maior eficiência e resistência ao uso. Pela diferença de potencial elétrico aplicada entre os polos do tubo de raios X forma-se uma corrente de elétrons de energia proporcional ao valor da tensão empregada. Os elétrons partem em altíssima velocidade do filamento catodo (quando submetidos a uma tensão de 100kV, sua energia chega a 55% da velocidade da luz), e atingem a superfície metálica do ânodo com extrema violência. No ponto do impacto ou ponto focal liberam uma pequena parte de sua energia sob a forma de fótons de radiação, conforme Figura 5. O foco/mA (miliampere) é utilizado para evitar a dispersão dos elétrons produzidos no filamento. Muitas ampolas/tubos de raios X possuem dois filamentos/focos, um pequeno chamado fino e um grande chamado grosso. Entretanto, o foco fino tem comprimento entre 0,3 e 1,0 mm e o foco grosso tem comprimento entre 1,3 e 1,5cm, logo esses focos são escolhidos conforme o biótipo a ser examinado, ou seja, estudado. (BONTRAGER, 2009). Figura 5: Produção dos raios X. Fonte: BUSHONG, S.C. (2010). 24 3.2 Radiologia diagnóstica Nos exames radiológicos realizados em crianças menores de 2 anos, as incidências no exame são realizadas com o paciente deitado em AP (Antero Posterior), no entanto, com o uso da gaveta Potter bucky como opcional, contudo, se esta for utilizada, deverá aumentar a tensão (kV) na mesa de comando. Considerando que crianças até 5 anos costumam necessitar de imobilização para a incidência ser de uma única exposição, esta dever ser preferencialmente executada pelos pais da criança e ou acompanhantes (exceto e caso de gravidez), sob orientação do profissional Técnico/Tecnólogo todos devem ser protegidos com vestimentas Plumbiferas (Pb), conforme orientação da Portaria MS SVS 453, 1998. A Comissão Europeia, em suas diretrizes, procurou adequar uma imagem radiológica de qualidade diagnóstica e ao mesmo tempo buscar uma menor dose, conforme Tabela 1 e Figura 6. Tabela 1: Dados fornecidos pela comissão europeia (CE, 1996; ICRP, 2006) Categoria Incidência Dose entrada Pele (μGy) Faixa de Energia (kVp) Máxima Exposição (ms) Recém-nascido Tórax PA/AP 80 60 -65 4 Até 5 anos Tórax PA/AP 100 60-80 10 Até 5 anos Tórax Lateral 200 60 - 80 20 Fonte: CE, 199; ICRP, 2006. Figura 6: Imagem pediátrica de raios X, de tórax (AP), com DFF 1 metro de criança de cinco anos idade Fonte: Autor da dissertação. 25 O exame de radiodiagnóstico serve para confirmar uma suspeita clínica, e assim, geralmente, mostra o que se suspeitava existir. Assim, o nível de qualidade dos serviços de radiodiagnóstico e seu consequente papel para o sistema de saúde de um país estão associados basicamente ao nível de formação técnica, científica e ética dos profissionais e da sociedade (NAVARRO, 2009). 3.2.1.1 Cartas de técnicas radiográficas Uma das razões para os raios X serem amplamente utilizados no diagnóstico de patologias é, sobretudo, pelo fato de ser de baixo custo e muito eficiente para detecção de determinadas doenças quando realizadas com controle e qualidade (GOOD et al. 1994, HELLIO LE GRAVERAND et al. 2009, FELÍCIO et al. 2010, MORALES et al. 2012). Dessa forma, as imagens radiográficas devem ter qualidade para um diagnóstico médico seguro, entretanto, atualmente, são raras as instituições que apresentam cartas de técnicas radiográficas para realizações de exames, conforme solicitam as normas vigentes (PORTARIA/MS/SVS-nº453 1998). Ao se tratar de CR, as cartas de técnicas são uma lacuna na rotina clínica do Brasil. 3.2.1.2 Cartas de técnicas radiográficas O profissional Tecnólogo é treinado para a utilização de tubo de raios X. A capacidade de armazenamento de calor do anodo e do invólucro do tubo é medida em unidades de calor (Figura 7). Três tipos de carta de rendimento do tubo são particularmente importantes: • Carta de rendimento radiográfico • Carta de resfriamento do anodo • Carta de resfriamento do invólucro protetor do tubo Qualquer corrente do filamento do tubo de raios X aumenta com o aumento da tensão até um ponto máximo. Um novo aumento da tensão não resulta em uma corrente mais intensa porque todos os elétrons disponíveis já foram utilizados. (corrente de saturação. Entre as três cartas de rendimento, a carta de rendimento radiográfico é a mais importante por mostrar quais técnicas radiográficas são seguras e quais técnicas são inseguras para a 26 operação do tubo de raios X. Cada carta mostrada na Figura 8, contém uma família de curvas que representam as várias correntes do tubo em mA. Figura 7: Corrente de saturação do tubo de raios X. Fonte: BUSHONG, S.C. (2010). Figura 8: Cartas radiográficas típicas de rendimento para tubos de raios X. Fonte: BUSHONG, S.C. (2010). 27 Se uma exposição não segura for realizada, o tubo pode falhar de repente. A maioria dos equipamentos de imagem tem um controle de microprocessadores que não permite que uma exposição seja realizada quando a técnica radiográfica selecionada possibilita que o tubo ultrapasse as condições de segurança da carta de rendimento radiográfico. A Carta de Resfriamento do Anodo tem a capacidade limitada para armazenar calor. Embora o calor seja dissipado para o óleo de resfriamento e para o involucro do tubo de raios X, devido ao uso prolongado ou múltiplas exposições é possível exceder a capacidade de armazenamento de calor do anodo (Figura 9). Figura 9: Carta de resfriamento do anodo. Fonte: BUSHONG, S.C. (2010). 3.2.2 Aplicação de objetos simuladores Em 1983, GRAY (1983), desenvolveu um objeto simulador equivalente ao paciente baseado nas recomendações da ANSI, contendo objetos testes para avaliações qualitativas da qualidade da imagem, utilizando materiais facilmente disponíveis e de baixo custo. JENNINGS (1988), demonstrou um método para projetar objeto simulador de dois componentes, que simulam com precisão a atenuação do feixe e o coeficiente de espalhamento de um dado tecido. A partir deste estudo, qualquer composição de tecido poderia ser simulada por materiais com diferentes propriedades de atenuação. 28 3.2.3 Distribuição de dose A distribuição de dose de acordo com a profundidade em um eixo central não é suficiente para caracterizar um feixe de radiação que produz uma distribuição de dose em um volume tridimensional. Com o objetivo de representar uma variação planar ou volumétrica na dose absorvida são produzidas as curvas de isodose. As curvas de isodose são geralmente desenhadas em intervalos regulares de dose absorvida e expressas como porcentagem da dose e um ponto de referência (KHAN, 2010). Uma carta de isodose de um feixe consiste em uma família de curvas de isodose geralmente desenhadas em iguais incrementos de porcentagem de dose profunda, representando a variação de dose em função da profundidade e distância transversal do eixo central. Os valores das curvas da dose de acordo com a profundidade são normalizados ou no ponto de máxima dose no eixo central ou a uma distância fixa ao longo do eixo central irradiado. As cartas na primeira categoria são aplicáveis quando o paciente é tratado a uma distância foco-superfície constante (SSD), independente da direção do feixe. Na segunda categoria, as curvas de isodose são normalizadas a uma profundidade além da profundidade de máxima dose, correspondente ao eixo de rotação de uma unidade diagnóstico. Na Figura 10 são apresentados dois tipos de cartas de isodose para feixes de raios X e radiação gama do 60Co. A verificação de uma carta de isodose revela algumas propriedades gerais das distribuições de dose de raios X, ou radiação gama: • I – A dose em qualquer profundidade é maior no eixo central do feixe e diminui gradualmente em direção as bordas do feixe, com exceção de alguns aparelhos de raios X, que exibem áreas de altas doses ou picos próximos superfície na periferia do campo. • II – Próximos às bordas do feixe (região de penumbra) a taxa de dose diminui rapidamente em função da distância lateral do eixo do feixe. A largura da penumbra geométrica, a qual existe nas vizinhanças geométricas dentro e fora do feixe, depende do tamanho da fonte (ou foco), distância da fonte (foco) ao diafragma. • III – Próximo a borda do feixe a queda do feixe é causada não somente pela penumbra geométrica, mas também pela reduzida dispersão lateral. 29 • IV – Fora dos limites geométricos do feixe e da penumbra a variação de dose é resultado do espalhamento do sistema de colimação. A distribuição de dose é governada pelo espalhamento lateral do meio e fuga do cabeçote da máquina (KHAN, 2010). Figura 10: Exemplo de uma carta de isodose. A: SSD = 80 cm; feixe de 60Co; tamanho campo = 10 x 10 cm na superfície. B: SAD = 100 cm; feixe de 60Co; profundidade de isocentro = 10 cm; tamanho campo no isocentro = 10 x 10 cm. Fonte: KHAN, 2010. 3.3 Controle de qualidade O controle de qualidade é o conjunto de operações programadas, coordenadas e aplicadas, exclusivamente destinadas à implementação de procedimentos operacionais técnicos para a execução de exames radiográficos, que visem a otimização de exposições e consequentemente as doses empregadas em pacientes pediátricos. O controle de qualidade é o instrumento mais tangível e primordial nas instituições radiológicas, destinadas a manter a qualidade, abrangendo o monitoramento, 30 avaliação e a manutenção de níveis requeridos de todas as características do equipamento, desde a utilização de tensão menor até as maiores variando seus tempos de exposições. O Programa de Garantia da Qualidade visa principalmente a obtenção de imagens de boa qualidade que permitam diagnósticos corretos, com redução da dose dada ao paciente e diminuição do custo, devido principalmente à repetição de exames. A Portaria 453 Serviço de Vigilância de Saúde/Ministério da Saúde (01 de junho de 1998) entrou em vigor após os primeiros acidentes com radiação ionizante no Brasil. Trouxe especificações a respeito da utilização dos raios X, para fins dos radiodiagnósticos médicos. A Portaria 453 SVS/MS (01 de junho de 1998) descreve a estruturação de salas e ambientes adequados para setores de radiologia em clínicas e hospitais, e os requisitos básicos de cada equipamento utilizado, norteiam os princípios de radioproteção ocupacional e da população em geral são apontados, porém se enfatizando a exposição a qual o técnico/tecnólogo ou médico é submetido e não discute propriamente a dose em paciente (ANVISA, 1998). A justificação se refere à indicação do exame, porém, o princípio da justificação pode reduzir em até 100%, Campanha “Image Gently, que conta com mais de 70 Organizações a dose de radiação. Ter um radiologista pediátrico de referência têm maior chance e risco de manifestar as consequências dessa para ajudar nessas decisões pode agilizar o processo diagnóstico e exposição ao longo de suas vidas. Devido à radiossensibilidade em pacientes pediátricos, houve a necessidade de adaptar diretrizes, que antes havia somente para adultos, para uso efetivo na pediatria. Observa- se hoje que os guias de maior aceitabilidade no Brasil e o maior alcance internacional são organizados pelo ICRP e os protocolos europeus. Ambos trazem informações significativas a respeito da dosimetria e procedimentos radiológicos (CE, 1996; ICRP: 2006). 3.3.1 Programa de garantia de qualidade Programa de Garantia de Qualidade visa principalmente a obtenção de imagens de boa qualidade que permitam diagnóstico correto, com redução da dose dada ao paciente e diminuição do custo, devido principalmente a repetições de exames. Nos efeitos biológicos existe um limiar de dose denominado efeito determinístico, que são causados por irradiação total ou localizada de um tecido, causando 31 um grau de morte celular não compensado pela reposição ou reparo, com prejuízos detectáveis no funcionamento, ou seja, na fisiologia do tecido ou órgão. Existe um limiar de dose, abaixo da qual a perda celular é insuficiente para prejudicar o tecido ou órgão de um modo detectável. Isto significa que os, efeitos determinísticos são produzidos por doses acima do limiar, onde a severidade ou gravidade do dano aumenta com a dose aplicada. A probabilidade de efeitos determinísticos para valores de dose acima do limiar é de 100%. São exemplos de doenças de grandes acometimentos dos efeitos determinísticos: catarata, esterilidade no homem e na mulher e depleção da hematopoiese na medula óssea (TAUAHATA, 1999). A otimização dos procedimentos radiográficos é mais que crucial para se obter uma imagem de qualidade que apresente as informações necessárias para o correto diagnóstico, e que seja com doses tão baixas quanto razoavelmente exequível princípio ALARA, 1990 “As low as reasonably achievable”, não esquecendo que a cultura da garantia da qualidade tem gerado espaço cada vez mais nas instalações radiológicas empregando os testes com energias menores e tempos menores. (NCRP;148, 2004) 3.3.2 Unidades e grandezas Algumas grandezas físicas foram definidas para quantificar a radiação, tais como: exposição (X), dose absorvida (D) e a dose equivalente (H). Nesse trabalho será enfatizada a grandeza dose absorvida (D). Uma vez que exposição é bem definida em termos de ionização das partículas do ar, não é adequada para descrever a energia de qualquer tipo de radiação absorvida por qualquer tipo de meio. Por outro lado, as mudanças químicas e biológicas que ocorrem, por exemplo, no tecido exposto aos raios X, depende da energia absorvida por ele. Logo foi introduzida a grandeza dose absorvida D (gray). Apesar do avanço, a grandeza “exposição” apresentava inconvenientes, tendo sido o meio padrão previamente escolhido (no caso, o ar seco), o número de ionizações esperado pela passagem de um feixe de fótons de alta energia em qualquer outro meio não apenas seria diferente, mas apresentaria uma dependência com a energia do feixe incidente. À grandeza “dose absorvida” foram associadas unidades correspondentes. É definida como a “energia depositada por unidade de massa” tratada no sistema internacional. A dose absorvida “D” é definida pela International Commssion on Radiantion Units ansd Measurements (ICRU) como sendo a razão entre a energia absorvida da radiação (E) e a massa do absorvedor (m), que pode ser observada na Equação 1. 32 Equação 1 Fonte: TURNER, 2007. A ICRU adotou para unidade de dose absorvida o Gray (Gy). No Sistema Internacional de Unidades, 1Gy – 1 J/kg. (TURNER, 2007). A dose absorvida é a quantidade de energia depositada nos tecidos/órgãos por unidade de massa e sua unidade é o Gray (Gy). Um Gray equivale a uma unidade de grandes dimensões na radiologia diagnóstica, ou seja, radiodiagnóstico, pelo que é mais frequente usar-se o miligray (mGy). Os riscos de exposição a diferentes tipos de radiação podem ser comparados em termos da dose equivalente. Esta é a dose para determinado tipo de radiação através do uso de um fator de ponderação, como a dos raios X, e gama sendo 1, mas podendo ser maior para outros tipos de radiação. A dose efetiva foi determinada como uma ferramenta para proteção radiológica, a nível profissional e público, devendo ter valor prático na comparação de doses de diferentes exames de diagnósticos e procedimentos de intervenção, contudo, ainda, a comparação entre doses resultantes de diferentes técnicas ou tecnologias utilizadas em exames médicos e/ou doses resultantes de intervenções semelhantes realizadas. A dose efetiva não foi gerada com o objetivo de estimar com precisão o risco dos efeitos da radiação para indivíduos que são submetidos a procedimentos radiodiagnósticos. Para análise individual e para estudos epidemiológicos será adequado considerar a dose nos órgãos (absorvida ou equivalente). A dose efetiva coletiva é usada em exposições médicas para comparação de doses estimadas em populações, entretanto, não recomendada para estimativa da ocorrência de efeitos na saúde. Está dose obtém-se através da multiplicação da dose efetiva média para determinado procedimento radiodiagnostico pelo número estimado de intervenções numa população específica. 33 A dose efetiva total de todos os procedimentos radiodiagnósticos, para a totalidade da população, podem ser utilizada para descrever as tendências globais no uso médico da radiação. A unidade de dose equivalente e de dose efetiva é o Silvert (Sv). Um Silvert é uma unidade de grandes dimensões, em radiologia diagnóstica, ou seja, radiodiagnóstico, onde as doses devem ser muito pequenas, o mais frequente é utilizar o milisilvert (mSv). A dose efetiva coletiva é medida em pessoa-silvert. 3.3.3 Limites de dose Os limites permissíveis são conhecidos de forma a reduzir a probabilidade dos efeitos estocásticos nos indivíduos expostos, na sua descendência direta e na população como um todo. A CNEN e a ICRP recomendam os limites de doses equivalentes para trabalhadores com radiação e para o público em geral. Elas acreditam que um método válido para julgar a aceitabilidade do nível de risco no trabalho com radiação seja compará-lo com o de outras ocupações reconhecidas como tendo alto grau de segurança, ou seja, aquelas onde o nível médio anual de mortalidade devida à incidência de trabalho não exceda a 1 em 100.000. Para individuo do público, a Comissão Europeia limitou em 1mSv a dose equivalente anual. Para pacientes, não existe um limite de dose equivalente, mas níveis de referência de acordo com os exames empregados. A exposição desnecessária deve ser evitada e as exposições necessárias devem ser justificadas pelo benefício do diagnóstico, a dose administrada deve limitar-se a quantidade mínima necessária para produzir uma boa imagem, ainda que não se aplique um limite de dose individual (TILLY, 1997). 3.4 Proteção radiológica A radioproteção se baseia em três princípios básicos: • A Justificação é o primeiro princípio básico de proteção radiológica, estabelece que nenhuma prática ou fonte adstrita a uma prática deve ser autorizada a menos a compensar o detrimento que possa ser causado. 34 • A Limitação é o segundo, representa o limite de dose anual por órgão, por indivíduo do público ou ocupacionalmente exposto, estabelecido com o avanço da tecnologia. • A Otimização é o terceiro, estabelece que as instalações e suas práticas devam ser planejadas, controladas, planejadas e executadas de modo a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e todas as probabilidades de exposições acidentais sejam tão baixas quanto razoavelmente exequíveis (Princípios ALARA = “as low as rasoanably achievable”), levando -se em conta fatores econômicos e sociais e as restrições de dose aplicáveis. • A otimização é o grande alvo da Campanha “Image Gently” nas diversas subespecialidades médicas correspondentes. A Tabela 2 mostra a dose efetiva aproximada de radiação à qual um adulto médio é exposto durante a realização de alguns exames. Apesar de se referir a adultos, é interessante comparar a radiografias de tórax correspondente a um único procedimento fluoroscópico ou tomográfico. Por exemplo, uma tomografia de crânio corresponde a cerca de 200 radiografias de tórax. Tabela 2: Dose efetiva aproximada de radiação à qual um adulto médio é exposto durante a realização de alguns exames. EXAME DOSE EFETIVA APROXIMADA RADIOGRAFIA DE TÓRAX 0,01 – 0,15 mSv TC CRÂNIO 2 mSv TC SEIOS DA FACE 0,6 mSv TC ABDOME TOTAL 10 mSv TC TÓRAX 1,5 mSv TC TÓRAX HELICOIDAL 7 mSv Fonte: PEDROSA, 2019. Para que as atividades com radiações ionizantes sejam realizadas com segurança, há necessidade de assegurar que, primeiramente, outra atividade seja planejada e executada com total eficácia, a proteção radiológica. O objetivo da proteção radiológica é fornecer um 35 padrão de proteção apropriado ao homem, contra as radiações, sem inibir atividades benéficas que aumentam a exposição à radiação (ICRP, 1991). Uma das ferramentas básicas da proteção radiológica é a adoção de programas de monitoração, que têm como objetivo geral avaliar as condições radiológicas do local de trabalho e assegurar que estas condições sejam aceitavelmente seguras e satisfatórias aos indivíduos expostos. No contexto das radiações indiretamente ionizantes (fótons e Neutros), a palavra interação é aplicada aos processos nos quais a energia e/ou a direção é alterada. Tais processos são randômicos, e desta maneira, só é possível comentar sobre probabilidade de ocorrência das interações. As interações fotoelétricas predominam para todos os materiais em energia de fótons suficientemente baixas, mas, à medida em que a energia cresce, o efeito fotoelétrico diminui mais rapidamente que o efeito Compton e este acaba se tornando o efeito predominante. Continuando a aumentar a energia do fóton, ainda que o efeito Compton decresça em termos absolutos, continua aumentando em relação ao efeito fotoelétrico. A Figura 11 mostra a variação da participação de cada um desses processos para a variação de Z e da energia dos fótons. Figura 11: Materiais que podem blindar as emissões nucleares. Fonte: Baseado em CARVALHO; OLIVEIRA, 2017. 36 3.5 Dosimetria das radiações A radiação ionizante, é conhecida por duas maneiras: diretamente ionizante ou indiretamente ionizante. Partículas carregadas como os elétrons, os prótons, as partículas alfas (α) e os íons pesados são radiações diretamente ionizantes, pelo fato de depositar sua energia no meio através de interações coulombianas diretas com elétrons orbitais dos átomos do meio. Os raios X, a radiação gama (γ) e os nêutrons são considerados radiações indiretamente ionizantes, pois transferem sua energia recebida através de interações coulombianas diretas com elétrons orbitais dos átomos do meio (PODGORSAK, 2005). Os valores de doses individuais são representados por dose efetiva ou dose equivalente, estabelecidos para exposições ao público decorrente das práticas controladas, onde a magnitude não deva ser executada (CNEN NN 3.01,2011; ANVISA, 1998; ICRP 103, 2007), conforme Tabela 3. Tabela 3: Limites de dose estabelecidos pela norma CNEN – NN 3.01 Limite de dose anuais [a] Grandeza Dose efetiva Dose equivalente Órgão Indivíduo ocupacionalmente exposto Indivíduo público Corpo Inteiro 20 mSv [b] 1 mSv [c] Cristalino 20 mSv [b] 15 mSv Pele [d] 500 mSv 50 mSv Mãos e pés 500 mSv - [a] Para fins de controle administrativo efetuado pela CNEN, o termo dose anual deve ser considerado como dose no ano calendário, isto é, no período decorrente de janeiro a dezembro de cada ano. [b] Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano. [c] Em circunstâncias especiais a CNEN, poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano. [d] Valor médio em 1 cm2 de área, na região mais irradiada. Fonte: CNEN-NN-3.01. Essa realidade pode ser ainda pior se o protocolo de adulto for utilizado em pacientes pediátricos. Diante dessa preocupação, foi proposta a criação de uma caderneta de radiação semelhante ao cartão de vacina, pela Campanha “Image Gently”, para controlar a dose de radiação e a criança, é atento às possibilidades diagnósticas específicas de cada faixa que procedimentos a criança foi exposta ao longo de sua vida. Todos os princípios de radioproteção são importantes e devem ser seguidos, porém, o princípio da justificação pode reduzir em até 100% a dose de radiação ao concluir 37 que uma tomografia de abdome total, por exemplo, é desnecessária em determinada condição clínica, podendo ser substituída pela US (ultrassom) de abdome. Muitas vezes está decisão não é fácil, principalmente para um não especialista, com tantos métodos disponíveis de diagnósticos por imagem. Por isso o trabalho em equipe é fundamental. Ter um radiologista pediátrico de referência para ajudar nessas decisões pode agilizar o processo diagnóstico e reduzir muito a dose de radiação à qual o paciente será exposto, reduzindo o número de exames de alta complexidade, onerosos e inconclusivos realizados sem indicação justificável. 3.5.1 Termoluminescência (TL) A termoluminescência (TL) é a técnica mais comumente utilizada na dosimetria as radiações ionizantes. Baseia-se no fenômeno da emissão de luz termicamente estimulada, emitida por certos materiais cristalinos, sendo proporcional à quantidade de radiação a qual foram previamente expostos esses materiais. A termoluminescência (TL) nada mais é que uma fosforescência termicamente estimulada. Dentre as propriedades encontradas estão a dureza, inércia química, ausência de stress e de variação do índice de refração, resistência à formação de cor induzidas por radiação, e facilidade de fabricação. Os fenômenos de luminescência podem ser divididos em dois tipos a fluorescência e fosforescência. A fluorescência ocorre especificamente com a emissão de luz ocorrendo em um tempo menor que 10-8 s após a excitação. Na fosforescência, ao decair do estado excitado, o sistema permanece em um estado metaestável por um tempo muito maior que 10 -8 s. Para retornar ao estado fundamental, o sistema necessita receber energia suficiente para voltar ao estado excitado e só então sofrer desexcitação por um processo semelhante ao da fluorescência. Assim, como na excitação inicial, o estímulo necessário para retirar o sistema do estado metaestável pode ocorrer de diferentes maneiras, e a absorção de calor (fosforescência oticamente estimulada) e a absorção de calor (fosforescência termicamente estimulada). A termoluminescência (TL) nada mais é que uma fosforescia termicamente estimulada. Ela é a emissão de luz por um isolante ou semicondutor quando este é aquecido. Como ela ocorre em materiais que foram excitados por radiação ionizante, sua denominação 38 correta seria radioluminescência termicamente estimulada, mas na literatura o termo termoluminescência vem sendo empregado desde o final do século XIX (McKeever,1985). 3.5.2 Dosimetria termoluminescente A dosimetria termoluminescente é amplamente utilizada na dosimetria externa in vivo, devido às suas inúmeras vantagens nesse tipo de monitoração, possibilitando avaliações de doses em órgãos críticos e em geometrias difíceis. Os detectores termoluminescente são geralmente compostos de um único material e possuem tamanho pequeno, tornando a leitura do detector independente da distribuição angular da radiação. As maiores desvantagens dos dosímetros termoluminescentes (TLDs) são a demora na leitura e a perda do sinal após o processo de leitura (CAMPOS,1998; OLIVEIRA, et al, 2009). O objetivo da dosimetria termoluminescente é determinar a quantidade de energia absorvida por unidade de massa do material durante o processo. Portanto, esse fenômeno é muito explicado em termos das “armadilhas para elétrons ou buracos” através do modelo de bandas de energia; os materiais termoluminescentes possuem, em geral, a banda de valência repleta de elétrons e a condução, vazia entre elas uma faixa constituída de estados energéticos não permitindo a elétrons e por isso denominada banda proibida. A Figura 12 apresenta os estados energéticos envolvidos nos processos de ionização e de aquecimento do cristal até a emissão luminescente. Figura 12: Esquema de transições eletrônicas que ocorrem durante o processo de ionização e de aquecimento do cristal. (a) Ionização; (b) e (e) processos de armadilhamento de elétrons e de buracos respectivamente; (c) e (f) desarmadilhamento dos elétrons e buracos; (d) e (g) recombinações indiretas; (h) recombinações diretas. Fonte: CAMPOS, 1998; McKEEVER et al, 1995. 39 3.5.3 Materiais dosimétricos A escolha do material depende do tipo de radiação que se quer medir, pois as radiações interagem de forma diferente com a matéria dependendo do seu tipo (radiação eletromagnética, partículas carregadas leves/pesadas, nêutrons). As características de um material TL deve possuir para poder ser empregado em dosimetria TL dependem muito da área onde se pretende empregá-lo (individual, ambiental, de área, “in vivo” etc.), além disso, a escolha de um material TL para uso como dosímetro (TLD = dosímetro ou detetor termoluminescente) depende do planejamento específico da dosimetria. Conforme IRD (2001) o desempenho do TLD é medido por algumas propriedades de sua resposta TL, mas a importância relativa a cada uma delas depende muito da aplicação. Entretanto, qualquer que seja a aplicação, é indispensável conhecer as propriedades de sua resposta TL. As propriedades normalmente analisadas para verificar se um material TL pode ser utilizado para uma determinada aplicação dosimétrica serão apresentados resumidamente abaixo: • • • • • Homogeneidade do lote do material Reprodutibilidade da resposta TL Intervalo de linearidade em função da grandeza dosimétrica de interesse Dependência energética da resposta Dependência angular da resposta • • • • • • Estabilidade, em diferentes condições climáticas Efeito da luz Sinal residual Efeito da taxa de dose Tratamento Térmico de reutilização Curvas de Emissão • Resposta em função da dose • Armazenamento e Manuseio O desempenho de um sistema dosimétrico TLD é descrito na norma IEC 1066Comissão Eletrotécnica Internacional. As normas brasileiras de certificação de serviços de monitoração individual especificam critérios para sistemas TLD’s nesta área. 40 3.6 Dosímetros termoluminescentes Geralmente, os dosímetros termoluminescentes são armazenados em estojos próprios feitos de materiais com baixo coeficiente de atenuação para as radiações ionizantes e alta atenuação da luz, para que estas não influenciem no sinal termoluminescente (TL). O principal parâmetro de caracterização de um material termoluminescente é a sua curva de emissão característica. A curva de emissão é a curva que representa a intensidade de luz emitida por um material TL em função da temperatura ou do tempo de aquecimento do material na medição emissão. É preferível que o material tenha uma curva de emissão simples, com poucos picos bem resolvidos (CAMPOS, 1998). O mais adequado é que a emissão termoluminescente apresente um comportamento linear com a variação de dose em um amplo intervalo. Entretanto, isto nem sempre é possível e, em muitos casos, utiliza-se um intervalo de dose em que a resposta do dosímetro é supralinear (McKEEVER, 1995). Outra característica importante de um dosímetro termoluminescente (TLD) é o decaimento do seu sinal termoluminescente devido ao tempo de armazenamento. O decaimento do sinal TL é a perda na intensidade de sinal. Como os TLDs são dosímetros passivos, portanto, é necessário que seu decaimento seja mínimo. 3.6.1 Homogeneidade Conforme IRD (2001), para que um material possa ser usado como TLD é preciso que se possa produzir lotes que tenham sempre a mesma resposta TL. A sensibilidade pode variar entre os lotes de produção, mas a maneira e o comportamento da emissão TL tem que sempre igual. Dentro de um mesmo lote de fabricação, é ainda desejável que a sensibilidade dos TLD’s seja a mesma, para que não seja necessário o uso de fatores de calibração diferentes para cada TLD. 3.6.2 Reprodutibilidade Conforme IRD (2001), se a resposta TL de um material não for reprodutiva é impossível usá-lo em dosimetria, pois não será possível realizar sua calibração. 41 3.6.3 Linearidade A Curva da resposta de um dosímetro TL em função da dose identifica três possibilidades em suas leituras, ou seja, linear, supralinear e de saturação. A primeira é a de maior interesse em dosimetria, visto que permite uma maior exatidão em suas medidas. Conforme IRD (2001), uma característica desejável para um TLD, é que exista uma relação linear entre a intensidade TL e a grandeza dosimétrica que se queira avaliar, e que a constante de proporcionalidade seja independente da taxa de dose. A maioria dos materiais TL apresentam esta resposta linear em determinado intervalo de dose, independente da taxa (até taxas de pelo menos 108 Gy/s). O intervalo de linearidade depende do material e, para doses maiores, o material normalmente apresenta uma faixa de supralinearidade seguida de sublinearidade e saturação. 3.6.4 Dependência energética Conforme IRD (2001), a intensidade da termoluminescente emitida por um material é proporcional à quantidade de energia inicialmente absorvida pelo material. A resposta com a energia é a variação da intensidade do sinal TL para uma determinada dose, em função da energia da radiação incidente, sendo importante avaliar a variação do coeficiente de absorção do material em função da energia da radiação. Para fótons, a dependência energética da resposta de um TLD pode ser obtida pela razão entre os coeficientes máximos de absorção de energia do material TLD e o meio de referência (ar, água, tecido equivalente) onde se deseja estimar a dose. Para aplicações dosimétricas que visam a avaliação de dose em tecidos humanos, é desejável o uso do material TL com uma carga nuclear efetiva sendo uma propriedade da tabela períodica Zef = 7,4 (materiais equivalentes a tecido), próximo do tecido humano. 3.6.5 Dependência angular A dependência angular tem o objetivo de determinar a variação da resposta do TLD e apesenta problemas quando a orientação do detector pode afetar o tamanho da cavidade, isto é mais significativo para elétrons, todavia, é sempre importante irradiar normal à superfície plana do detector. Conforme IRD (2001), é necessário conhecer qual a influência do ângulo de incidência da radiação sobre a reposta TL do material que ser utilizar. Nas 42 aplicações práticas, o TLD é sempre colocado em algum suporte, não se deve esquecer que a dependência angular da resposta TL de TLD, assim como a dependência energética, também depende do tipo e geometria destes suportes. 3.6.6 Estabilidade O teste do tempo de estabilidade da resposta TL é necessário para verificar a estabilidade da resposta a um feixe de radiação. Conforme IRD (2001), se o sinal TL de uma amostra é instável ao longo do tempo, isto é, se sua resposta TL diminui com o tempo após a irradiação, diz ser que o sinal decai. O decaimento do sinal pode ter várias causas, mas as principais são óptica e térmica. A umidade e a luz também podem influenciar no decaimento do sinal de alguns materiais TL. Materiais não higroscópios são preferíveis para a dosimetria TL. 3.6.7 Sensibilidade ao calor e à luz Conforme IRD (2001), uma consideração importante na escolha de um TLD é o quão estável é o seu sinal nas condições ambientais aonde o dosímetro será utilizado, isto é, é necessário saber se a carga armadilhada no material pode ser liberada antes da leitura por calor (decaimento térmico), luz (decaimento óptico), ou qualquer outra causa (decaimento anômalo). A umidade também pode causar o decaimento da resposta de alguns materiais, por isto materiais não higroscópios são normalmente preferíveis para a leitura TL. O decaimento do sinal pode ocasionar uma subestimativa da dose, por isso precisam ser evitados ou corrigidos. O princípio do decaimento térmico é bem conhecido, pois está associado à própria estimulação da termoluminescência, quanto maior a temperatura maior a probabilidade de liberação das cargas armadilhadas. Quando a profundidade da armadilha é muito pequena, a probabilidade de liberação do elétron é muito grande, mesmo na temperatura ambiente, e o decaimento do sinal é grande. O decaimento óptico é ocasionado pela absorção de energia dos fótons provenientes da luz do sol, ou qualquer outra fonte de luz. Estes fótons podem estimular as transições eletrônicas no material, podendo liberar elétrons armadilhados, causando o decaimento do sinal. 43 Ao contrário do efeito de decaimento à luz, principalmente a luz ultravioleta – UV pode induzir um sinal TL no material (sinal espúrio). A absorção da energia dos fótons de luz pode transferir elétrons para níveis energéticos de armadilhas envolvidas no processo TL do material. A partir de níveis energéticos do estado de equilíbrio, todos os efeitos óticos dependem do comprimento de onda (energia) da luz incidente no material. 3.6.8 Sinal residual O sinal de fundo deve ser verificado primeiro com a prancheta vazia e depois com um detector não irradiado. Conforme IRD (2001), a irradiação de materiais TL com doses altas (doses acima de seu intervalo de linearidade) pode gerar defeitos no material que não possam mais ser revertidos, depois desse prejuízo, a resposta dos TLD’s não irradiados aumenta, este incremento é chamado sinal residual. Após vários ciclos de irradiação (mesmo de baixas doses) e aquecimentos, sempre há um sinal residual crescente, o que varia de um material para o outro é o quanto isto é significativo, e a partir de que exposição acumulada e de quantos ciclos térmicos. A sensibilidade dos TLD’s também é modificada com o acúmulo de ciclos de aquecimentos e irradiação e com a exposição a doses muitos altas. 3.6.9 Efeito da taxa de dose Conforme IRD (2001), estudos demonstram que a resposta dos TLD’s mais utilizados não são modificados até taxas de dose de cerca de 10 9Gy/s. Para fins de radioproteção, a resposta destes TLD’s podem ser considera independente da taxa de dose. 3.6.10 Tratamento térmicos Muitos materiais apresentam curvas de emissão com vários picos, alguns bem localizados a baixas temperaturas, e, logo, sujeitos a um decaimento térmico do sinal considerável à temperatura ambiente. Conforme IRD (2001), a resposta TL dos materiais são modificadas por tratamentos térmicos. Desta maneira, é possível melhorar ou piorar alguma de suas características. Cada material escolhido para ser utilizado como TLD precisa ter suas condições otimizadas de tratamentos (s) térmicos (s) bem determinadas. O tratamento térmico de pré-irradiação é um processo de aquecimento do material até uma dada temperatura, seguida de resfriamento. O objetivo do tratamento térmico é de 44 restabelecer o equilíbrio termodinâmico dos defeitos que existia no material antes da irradiação e da leitura. 3.6.11 Curva de emissão A curva de emissão representa a intensidade de luz emitida por um material TL em função da temperatura ou do tempo de aquecimento a que este é submetido. Esta curva pode apresentar um ou mais máximos, denominados picos de emissão, conforme o número de diferentes armadilhas presentes no material e suas profundidades. O que se considera como a resposta de um dosímetro TL é a área sob a parte estável da curva de emissão, ou seja, a área sob um ou mais picos localizados a temperaturas elevadas. O procedimento escolhido para o tratamento térmico das pastilhas/dosímetros termoluminescentes de sulfato de cálcio dopado com disprósio (CaSO4:Dy) influi na estrutura da sua curva de emissão TL, modificando, drasticamente, as relações entre as intensidades dos seus picos de emissão. 3.6.12 Porta-dosímetro do IPEN O porta-dosímetro é uma caixa plástica de material de poliestireno de alto impacto, Figura 13, foi projetado especialmente para dosimetria pessoal, ambiental e de área empregando detectores de CaSO4:Dy, tem dimensões 59cm x 37cm x 7cm. É constituído de quatro filtros (frente e verso): uma janela aberta para aplicação na dosimetria da radiação beta; um filtro de 3mm de plástico da própria caixa, que oferece equilíbrio eletrônico para radiação gama do 137Cs; um filtro de 1mm de chumbo, para blindar radiação X de energias baixas e um filtro de 0,8mm de chumbo com um furo central de 2,0mm de diâmetro, que permite uma resposta TL independente da energia, equivalente à resposta do dosímetro de LiF. Esse modelo de porta dosímetro permitiu o desenvolvimento de um algoritmo de cálculo de dose, a partir da relação entre as respostas TL dos detectores posicionados sob os diferentes filtros. Os requisitos de desempenho do dosímetro: homogeneidade dos filtros, que tem como objetivo de assegurar a uniformidade da espessura do material dos filtros; autoirradiação, que tem como objetivo verificar a possível contaminação dos filtros com 45 radionuclídeos; resistência a impacto, visa testar a robustez dos porta-dosímetros, são apresentados na Tabela 4. Figura 13: Porta-dosímetro do IPEN para CaSO4:Dy. Fonte: IPEN – SP. Tabela 4: Requisito de desempenho para os porta dosímetros IRD/CNEN Características a serem testadas Requisitos a) Homogeneidade dos filtros Este teste é realizado com o objetivo de assegurar a uniformidade da espessura do material dos filtros. A diferença entre o máximo e mínimo da resposta TL medida atrás de qualquer um dos filtros do porta-dosímetro, devido a variações na espessura do material do filtro, deve ser menor que 5% do valor da resposta TL média para cada um dos filtros, considerando um conjunto de porta dosímetros. O desvio padrão da resposta média, atrás de qualquer um dos filtros do portadosímetro, não deve exceder a 2% para o mesmo conjunto de porta dosímetros. b) Auto irradiação Este teste é feito para verificar a possível contaminação dos filtros com radionuclídeos. A diferença da resposta TL média, atrás de qualquer um dos filtros do porta-dosímetro, em um conjunto de porta-dosímetros, em relação aos conjuntos de controle não deve exceder a 0,05. c) Resistência a impactos Este teste visa testar a robustez dos portadosímetros O porta-dosímetro deve ser robusto o suficiente e os filtros bem afixados de modo a resistirem ao impacto sobre uma superfície rígida devido a uma queda livre. Fonte: Comitê de Avaliação de Serviços de Monitoração Individual Externa – CASMIE. 46 3.6.13 Resposta em função da dose - calibração O fator de Calibração para a resposta TL dos dosímetros para radiação gama do 137 Cs (fator de calibração do lote), é o mesmo para os três filtros do porta dosímetro. A técnica de calibração utilizada depende da forma do dosímetro e da exatidão exigida. A quantidade máxima de dosímetro em um lote é limitada pela estabilidade da calibração da leitora e a necessidade de assegurar que o lote todo seja submetido a um ciclo de aquecimento idêntico. Cada lote novo deve ser irradiado e aquecido duas ou três vezes antes de se obter resultados confiáveis, para aplicações clínicas é recomendado cinco ciclos de avaliação. O efeito destas irradiações preliminares é completar algumas armadilhas permanentemente. O serviço de Monitoração individual externa, SMIE identifica todas as instituições onde foram realizadas as irradiações. Todas as calibrações e caracterizações devem ser realizadas utilizando instrumentos rastreados aos padrões nacionais LNMRI ou a padrões por um laboratório estrangeiro equivalente. Ter rastreabilidade significa ser capaz de mostrar que ações apropriadas, e documentadas, foram tomadas para se comparar (direta ou indiretamente) o padrão de referência com o padrão nacional. 3.6.14 Armazenamento e manuseio Os materiais TLD não devem ser contaminados principalmente com gordura, e por isso não devem ser manuseados com a mão. Os dosímetros severamente contaminados devem ser descartados. Características Gerais: A avaliação de um dosímetro individual envolve basicamente os seguintes passos. Primeiro: A avaliação dos detectores em uma instrumentação adequada e a transformação dos valores obtidos, através de um algoritmo, em um valor expresso em termos da grandeza de calibração; Segundo: A interpretação dos dados em termos de uma grandeza relacionada a dose no individuo, como por exemplo, as definidas no ICRU 39 e ICRU 47. Enquanto estas grandezas não forem formalmente introduzidas no sistema metrológico brasileiro, será adotado o conceito de Dose Profunda de Fótons. A necessidade de utilização do objeto simulador, para simular o corpo humano em termos de espalhamento ou absorção de radiação ionizante, mantém o objetivo de avaliar 47 os dosímetros. As irradiações devem ser realizadas com um valor verdadeiro convencional, com um feixe de energia efetiva de 60kev para determinar o valor avaliado de cada dosímetro e o desvio padrão. Os testes determinaram suas características físicas e dosimétricas de um sistema de monitoração individual. Para os testes que se utiliza radiação X e gama, os aspectos das radiações deverão cobrir a faixa de 20 a 1.250keV, com feixes convenientemente filtrados e caracterizados. 48 4 MATERIAIS E MÉTODOS 4.1 Grupo de análise Para fins comparativos foram pesquisadas e analisadas as espessuras de pacientes pediátricos através de estudos das faixas etárias dos pacientes, como sugerido por (HART et al, 2000), que afirma que existe uma pequena variação de espessura do paciente em determinadas áreas do corpo nas faixas escolhidas, conferindo menor variabilidade na simulação e análise dos dados, Tabela 5 abaixo. Tabela 5: Espessura média para o tórax em cm Idade Tórax AP (cm) 0 8,5 1 12 5 14 Fonte: Hart, 2000. 4.2 Materiais 4.2.1 Pastilhas dosimétricas de CaSO4:Dy Detectores termoluminescentes de sulfato de cálcio dopado com disprósio (CaSO4:Dy) /pastilhas produzidos pelo Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP). As pastilhas dosimétricas, desenvolvidas pelo Laboratório de Materiais Dosimétricos, LMD/IPEN, são constituídas pela mistura do fósforo de CaSO4:Dy e de um material agregante, pó de Teflon (na proporção de 1:4), as pastilhas possuem dimensões médias de 6,0mm de diâmetro, 0,80 mm de espessura e massa média de 50mg. A Curva de Emissão Termoluminescente (Figura 14) apresenta 2 picos principais, sendo o primeiro em aproximadamente 130oC, o qual apresenta forte decaimento quando exposto à luz, e o segundo em aproximadamente 220 oC, o qual é bastante estável, 49 chamado pico dosimétrico. A presença do Teflon impede que o tratamento térmico de reutilização e a leitura TL desse dosímetro seja realizada a temperaturas superiores a 400 oC. Figura 14: Curva de emissão do CaSO4:Dy - resposta para radiação gama do 137Cs, dose de 1Gy. Leitura realizada com taxa de aquecimento de 10ºC/s até 350ºC. Fonte: McKEEVER et al, 1995. 4.2.2 Dosímetros Uma vez que o tratamento térmico de materiais TL pode afetar suas principais características dosimétricas (curva da emissão e sensibilidade), um conjunto de condições específicas foi estabelecido, com o objetivo de avaliar a resposta TL e a sensibilidade do lote de detectores de CaSO4:Dy para a radiação gama do 137Cs. Os detectores foram selecionados com sensibilidade dentro de + 5%, identificados em planilha Excel e, em seguida, os dados foram utilizados para alimentar dos à planilha de algoritmo de cálculo de dose e determinação do fator de calibração do lote. 4.3 Equipamentos e acessórios Para a realização dessa pesquisa foram utilizados os seguintes acessórios: • Bandeja de alumínio para colocar as pastilhas CaSO4:Dy (Figura 15); • Pinça para manuseio dos dosímetros; 50 • Porta-dosímetros de poliestireno de alto impacto, contendo quatro filtros: uma janela aberta, para avaliação do radiação beta; um filtro de plástico (2,8mm), que garante equilíbrio eletrônico para radiação gama do 137Cs; um filtro de chumbo (1,0mm), para blindar radiação de energia baixa e um filtro de chumbo (0,8mm) com furo central (2mm), que fornece uma resposta TL independente da energia da radiação incidente, equivalente à resposta dos detectores de LiF (Figura 16), pertencente ao Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN; • Objeto Simulador de poliestireno expandido - Isopor de dimensões 16,5cm x 16,5cm x 10cm; • Objeto Simulador de polimetilmetacrilato (PMMA) de dimensões 16,5cm x 16,5cm x 10cm, projetado e construído para simular o toraz de uma criança de 5 anos; • Objeto Simulador Antropomórfico - boneca de pano, com tamanho pediátrico; • Régua Espessômetro em aço inox. Os equipamentos empregados foram: • Forno tipo Mufla marca Vulcan – para os tratamentos térmicos (Figura 17) pertencente ao Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN; • Leitora termoluminescente da marca Harshaw, modelo 5500 (Figura 18) pertencente ao Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN. A leitora TL é o instrumento utilizado para avaliar a dose em função da quantidade de luz emitida. O leitor termoluminescente é composto de um sistema que faz um aquecimento controlado, de uma válvula fotomultiplicadora, que transforma o sinal luminoso em um sinal elétrico amplificado, e de um sistema de processamen.to e apresentação (display) do sinal. Avental de Chumbo (Pb) constituído de: lâminas Pb e borracha enriquecida com Pb, espessura entre 0,25 mm e 0,5 mm Pb, pertencente à entidade parceira. É uma vestimenta de proteção individual de borracha plumbífera com equivalência de 0,25mmPb, à radiação espalhada. A legislação brasileira através da Portaria MS453/98 e da NR6 estabelece que as instituições de saúde que possuem equipamentos emissores de raios X ofereçam Vestimentas de Proteção Individual (VPI) tanto aos seus funcionários, quanto para pacientes e acompanhantes quando possível e/ou necessário. Essas VPLs devem ter no mínimo a espessura de borracha equivalente a 0,25mm de chumbo (mmPb) (Figura 19). 51 Figura 15: Bandeja de alumínio para tratamento térmico dos detectores. Fonte: IPEN – SP. Figura 16: Porta dosímetro do IPEN, específico para os detectores de CaSO4:Dy. Fonte: IPEN – SP. 52 Figura 17: Forno tipo Mufla Vulcan. Fabricante: Vulcan Modelo: 3-550 PD Fonte: IPEN – SP. Figura 18: Sistema leitor de termoluminescência marca Harshaw, modelo 5500. Fabricante: Harshaw TLD Reader Modelo: 5500 Fonte: IPEN – SP. 53 Figura 19: Avental de chumbo. . Fonte: Autor da dissertação. 4.3.1 Sistema de irradiação 1) Irradiador Panorâmico com fonte de 137 Cesio (Figura 20) pertencente ao Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP). Atividade de 3,7x1010 Bq (1 Ci). Sistema Irradiação: Fabricante Hopewell - Modelo SC 1015G. Figura 20: Irradiador panorâmico de 137Cs. Fabricante: Hopewell Modelo: SC 1015G Atividade: 3,7 x1010 Bq (1 Ci) Fonte: IPEN – SP. 54 2) Aparelho de raios X, marca SAWAE, Modelo ALTUS ST, Tensão Máxima (125kV), Corrente Máxima 500mA, Altura 100cm, pertencente à Entidade Publica Municipal Pronto Atendimento Caucaia do Alto – Cotia/SP (Figura 21). O Equipamento de raios X opera no intervalo de tensão de 35 a 125kV, intervalo de corrente entre de 50 a 500mA, e tempo de 0,02 a 1,00ms. Figura 21: Aparelho de raios X, marca SAWAE. Fonte: Autor da dissertação. Para a avaliação do desempenho dos equipamentos de raios X foram utilizados: • monitores de radiação tipo TL fornecidos pelo Laboratório de Dosimetria Termoluminescente do IPEN; • equipamento para análise não invasiva da qualidade do feixe de raios X marca SAWAE, Modelo ALTUS ST pertencente à Entidade Publica: Municipal Pronto Atendimento Caucaia do Alto – Cotia/SP; • conjunto para teste de alinhamento do raio central e colimação do feixe da Empresa TEC RAD. Os valores médios obtidos apresentaram variações comparáveis aos índices permitidos no país, de acordo com a legislação sanitária vigente. 55 4.3.2 Parâmetros do equipamento de raios X. Os parâmetros representam um conjunto mínimo de limites de tolerância a serem testados anualmente para a obtenção de imagens de boa qualidade que permitam o diagnóstico correta e adequado (Tabela 6). Exatidão do indicador de tensão do tubo (kVp), indicada pela mesa de comando. Exatidão do tempo de exposição (ms), mostrado no display na mesa de comando. Posicionar o tubo de raios X, a uma distância de 100cm ou 1m. Tabela 6: Unidade de pronto atendimento Caucaia do Alto – Cotia/SP Descrição técnica do equipamento de raios-x e sua utilização Automático ou manual Marca SAWAE Disparador com tempo ajustável ALTUS ST Técnica de exame Modelo Radiologia Médica 543 F mais frequente Nº série KM 0333G FASE Monofásico Série Tubo Tensão Máxima kV Corrente Máxima N º semanal exame (F) Carga semanal de Trabalho W = F.T/3.600 h/sem 125 Colimador 500 Base Tempo usado Segundos 800 + ou 0,0066 h/sem Comprimento Diafragma de Chumbo Metálico Fixo 0,3 - do fio extensor (m) Fonte: TEC RAD, 2019. O indicador de tensão do tubo deve apresentar um desvio (diferença entre o valor nominal e o valor medido) no intervalo de tolerância de ± 10% teste em conformidade com a portaria 453/98 (Tabela 7). A intensidade de um feixe de raios X é função do número total de fótons de raios X e da energia que os mesmos transportam, existem quatro grandezas das quais dependerão as intensidades do feixe de raios X: tensão do tubo, corrente do tubo, filtração e material do alvo (BITELLI, 2006). 56 Tabela 7: Resultados obtidos do programa de garantia da qualidade. Resultados obtidos kvp gerador 76 90 93 mA mAs Tempo (seg) 200 36 0,18 200 60 0,3 200 16 0,08 DFF (mm) 100 100 100 68,7 68,6 68,6 -9,7 82,4 82,4 82,3 -8,5 85,1 85,3 85,3 -8,4 Kvp medidor % erro Fonte: TEC RAD, 2019. 4.4 Programa de qualidade dos equipamentos de raios X, radiologia médica. Deve ser verificado se o tempo de exposição da ampola de raios X mantém um indicador de tensão do tubo, onde deve apresentar um desvio (diferença entre o valor nominal e o valor medido) no intervalo de tolerância de mais ou menos 10% teste em conformidade com a Portaria 453, item 4.49d. Procedimentos utilizados: • Selecionar de uma técnica de exposição, ajuste do tempo e a, mAs adequada e distância foco filme; • Escolher o tempo de exposição; • Nivelar o tubo de raios X; • Disparar o aparelho de raios X e anotar o valor encontrado da dose (sem o filtro de alumínio); • Colocar a placa de alumínio sobre a câmara de ionização de 2,2mm Al; • Anotar o valor encontrado. Os resultados obtidos foram os seguintes: camada semi-redutora (CSR) 2,2mm Al, para uma tensão de 76kVp, teste em conformidade com a Portaria 453, item (Tabela 8). 57 Tabela 8: Resultados obtidos. Espessura em alumínio kVp gerador mA Tempo (seg.) Exposição (mR) 0 76 200 0,18 136,8 2,2 - - - 66,6 Fonte: TEC RAD, 2019. 4.4.1 Exatidão do tempo de exposição Objetivo, verificar se o tempo de exposição selecionado no painel de comando do equipamento de raios X é o tempo real de exposição. 4.4.2 Avaliação dos resultados O indicador de tensão do tubo deve apresentar um desvio (diferença entre o valor nominal e o valor medido) no intervalo de tolerância de mais ou menos 10% (Tabela 9) teste em conformidade com a Portaria 453, item 4.49e. Tabela 9: Tabela de exatidão do tempo de exposição. Aparelho de rx Tempo encontrado Tempo encontrado Média do tempo regulado para encontrado com medidor com medidor desvio (s) (s) (s) 0,08 0,082 0,082 0,082 2,5 0,3 0,304 0,304 0,304 1,3 0,18 0,182 0,182 0,182 1,1 (%) kV: 93 mA: 200 Fonte: TEC RAD, 2019. Recomenda–se que os feixes utilizados possuam aspectos aproximados aos descritos na Norma ISSO DIS 4037-1, que serão aqueles utilizados no LNMRI para análises do desempenho dosimétrico. As fontes de radiação utilizadas para calibração dos dosímetros devem ser calibradas em relação a padrões primários ou secundários apropriados. 58 4.5 Protocolo de atendimento pediátrico. • O profissional deve estar paramentado com os EPI – Equipamentos de proteção individual, avental de Chumbo; • O profissional deve posicionar a criança sob a placa de digitalização das imagens radiográficas, a uma distância de 1 metro ou 100cm do tubo de raios X; • O profissional deve realizar a colimação adequada nos quatro lados da Placa, como medida de proteção radiológica. Os profissionais de saúde que realizam procedimentos de imagenologias radiológicas em crianças, têm o dever de comunicar aos doentes, pais e outros cuidadores, de forma precisa e eficaz o posicionamento adequado para a realização do exame e seus riscos e benefícios. As crianças não alcançam um sentido de compreensão dos procedimentos, por esse motivo as boas práticas médicas devem sempre prevalecer como maneira de informação de apoio e benefício na comunicação. Na imagenologia pediátrica, os riscos estocásticos são especialmente preocupantes, uma vez que as crianças são mais vulneráveis ao desenvolvimento de determinados tipos de tumor, esta maior sensibilidade varia de acordo com a faixa etária, logo, as crianças com menos idade são as que se encontram em maiores riscos, que os adultos e têm maios esperança de vida para o desenvolvimento de efeitos induzidos pela radiação a longo prazo. Embora os riscos individuais associados à radiação sejam, na sua maioria pequenos, a melhoria da segurança na exposição à radiação na imagenologia pediátrica tornou se um problema de saúde pública dada a grande porção de população pediátrica que é exposta a estes procedimentos, bem como do aumento da atenção pública e, muitas vezes, da inquietação por parte da população. Portanto, o profissional Tecnólogo pediátrico não deve supor que criança menores não possuem capacidade de ficar imóveis e ou sentadas para a realizações de exames, todavia o profissional dever ser o mais acolhedor possível na orientação e claro o suficiente para o adulto que está acompanhando o menor no sentido de solicitar ajudar conforme legislação. Entretanto, por volta de dois anos, a maioria das crianças normais pode ser submetida a um estudo radiológico diagnóstico sem imobilização ou auxílio dos pais para sua contenção, todavia, o genitor ou a pessoa de confiança da criança deve permanecer na sala de exame para acompanhamento. No primeiro encontro, a maioria dos pacientes está acompanhada por pelo menos um dia pais, portanto, é importante para o profissional: 59 • Apresentar se como profissional que realizará o exame; • Conversar com o responsável, sobre as informações necessárias fornecidas pelo médico. Explicar em detalhes, o que fará para execução do exame e suas necessidades para a contenção da criança. O exame sempre é realizado sem nenhuma movimentação, para evitar repetições desnecessárias. A maior contenção é aquela que o próprio genitor assume o entendimento fornecido pelo profissional Tecnólogo, como na imagem da Figura 25. Atualmente, a radiografia computadorizada e digital (RC e RD) está tomando o lugar da radiografia convencional com filmes, dando origem a imagens que estão instantaneamente disponíveis para análise e distribuição eletrônica a baixo custo e com acesso facilitado. 4.6 Objetos simuladores • Objeto simulador de poliestireno expandido - isopor, de dimensões: 16,5cm x 16,5cm x 10cm (Figura 22). Figura 22: Objeto simulador de poliestireno expandido – isopor e bandeja de alumínio. Fonte: Autor da dissertação. 60 • Objeto simulador de Polimetilmetacrilato – PMMA, de dimensões: 16,5cm x 16,5cm x 10cm (Figuras 23 e 24), projetado e desenvolvido especialmente para o projeto. Figura 23: Objeto simulador de polimetilmetacrilato - PMMA e bandeja de alumínio – vista 1 Fonte: Autor da dissertação. Figura 24: Objeto simulador de polimetilmetacrilato - PMMA e bandeja de alumínio – vista 2 Fonte: Autor da dissertação. 61 • Objeto simulador antropomórfico – Boneca de Borracha, de dimensões pediátricas: 50cm de comprimento e peso 1,200kg, Figura 25. Figura 25: Simulador antropomórfico - boneca de borracha. Fonte: Autor da dissertação. 4.7 Métodos 4.7.1 Tratamento térmico de reutilização dos dosímetros TL O tratamento térmico dos dosímetros CaSO4:Dy é executado sempre imediatamente antes da irradiação. Para o tratamento térmico foi utilizado o Forno Mufla Vulcan por um período de uma 1 hora a uma temperatura de 340ºC. O procedimento adotado para o tratamento térmico depende do material e influi na sensivelmente na sua resposta TL, portanto, um rígido controle na execução desse tratamento é necessário para garantir a reprodutibilidade das medidas com os TLD’s. Os TLD’s foram sempre manuseados com pinça (para evitar contaminação) e alocados em bandeja de alumínio. Quando o tratamento térmico foi realizado no dia anterior ao dia da irradiação, os TLD’s foram mantidos em blindagem de chumbo. Vale salientar que o resfriamento das pastilhas após os tratamentos térmicos foi feito de modo rápido, colocando o recipiente contendo as pastilhas ao ser retirado do forno mufla sobre uma placa de alumínio de 1cm de espessura em atmosfera ambiente. 62 4.7.2 Leitura TL Para a leitura da resposta TL é imprescindível que a forma de aquecimento e o método de mensuração da luz produzida sejam confiáveis e reprodutíveis. Os ajustes necessários representam o processo sob condições prescritas do método de leitura e as condições do meio ambiente, que elimina erros nos valores obtidos na leitura ou observados em um equipamento durante a calibração, ou reduz a um mínimo possível aceitável. Os seguintes fatores devem ser observados para garantir a reprodutibilidade da leitura TL: • leitura da luz de referência: representa o valor obtido por meio da leitura de uma fonte contida na leitora. Ruído do sistema, isto representa o valor obtido quando o leitor é operado sem a presença de um detector TL; • leitura do sinal residual: representa o valor obtido por uma segunda leitura, consecutiva do detector; • determinação de dose: representa a medida total de luz emitida, sob condições constantes de taxa de aquecimento, pode ser avaliada pela altura do pico dosimétrico ou a área integrada da curva de emissão. Durante a leitura TL as pastilhas de CaSO4:Dy são submetidas a um prétratamento térmico na leitora a 150ºC por 20 segundos e, durante a leitura, as pastilhas são aquecidas de 150ºC a 340ºC, a uma taxa de 10ºC/seg. Após a leitura TL é feito um tratamento térmico de reutilização ou de préirradiação no forno mufla a 340ºC por 60 minutos. O tempo e a temperatura de tratamento pré irradiação são determinados a partir da análise de repetidas leituras realizadas, sendo que o conjunto que apresentar maior reprodutibilidade indica o tempo e a temperatura adequados, que asseguram a uniformidade da resposta TL em uso rotineiro. 4.7.2.1 Propriedades dosimétricas analisadas • Homogeneidade do lote de detectores; • Reprodutibilidade da resposta do detector TL; • Tratamento Térmico pré-irradiação; • Curvas de Emissão; • Resposta TL em função da dose - Curva de Calibração. 63 4.7.2.2 Seleção do lote e reprodutibilidade da resposta TL Após seis ciclos completos de tratamento térmico, irradiação com radiação gama do 137 Cs e leitura TL, os valores médios das respostas TL obtidos para cada pastilha de CaSO4:Dy foram avaliados, juntamente com o desvio padrão da média, foram construídas as curvas de distribuição da resposta para uma dose padrão de 2mGy e extraído o lote de detectores a ser utilizado, com resposta dentro de + 5%, com o objetivo de assegurar que o sistema dosimétrico apresente a mesma resposta, dentro de + 5%, para uma mesma dose. A avaliação do desempenho dos detectores termoluminescentes e da homogeneidade do lote é realizada para assegurar a uniformidade de sensibilidade dos detectores dentro de um mesmo lote, onde é determinado o valor A (valor avaliado) para cada dosímetro e identificados os dosímetros que apresentam os valores avaliados maior e menor, Amax e Amin respectivamente. Avaliação de desempenho do lote têm o objetivo de demonstrar que o sistema satisfaz os padrões técnicos estabelecidos. Todos os valores coletados e avaliados com os dosímetros TL foram lidos com intervalo de 24 horas após a irradiação, não sendo obtidas diferenças maiores que + 5% , sendo que segundo as Normas do CASEC, o coeficiente de variação do valor avaliado não deve ser maior que 7,5% para cada dosímetro considerado individualmente, como também para o conjunto de 10 dosímetros considerados coletivamente, para uma dada dose. Após e durante a leitura TL as condições de temperatura e umidade do Laboratório foram mantidas constantes (20oC e 60% humidade) e acompanhadas sistematicamente em cada etapa na operação de leituras. O ruído de fundo do leitor não variou mais que 20% em relação ao limite inferior de detecção exigido de 0,2mGy. O sinal residual, que assegura que o detector não sofreu nenhuma alteração, e que o limite inferior de detecção exigido não foi ultrapassado e as respostas não sofreram alteração em mais de 10% para uma dose de 2mGy, foi sempre observado. As leituras de dose zero, dosímetros não irradiados, foram realizadas periodicamente. 64 4.7.2.3 Algoritmo de cálculo de dose. O Laboratório de Dosimetria Termoluminescente desenvolveu um algoritmo para o Cálculo da Dose e determinação da Energia Efetiva Média para aplicação na Monitoração Ambiental e de Área (Tabela 10). Tabela 10: Planilha algoritmo 137Cs do LCI-IPEN. Fonte: Autor da dissertação. 65 Os dados de entrada do algoritmo são: • Fator de calibração do lote de dosímetros para a radiação gama do 137Cs, para cada filtro do porta-dosímetro; • Leitura TL do dosímetro de controle dos dosímetros sob os 3 filtros; • Leitura TL dos dosímetros a serem avaliados sob os 3 filtros. • Os cálculos realizados pelo algoritmo são: • Subtrair o valor das leituras do dosímetro de controle das leituras dos dosímetros a serem avaliados; • Aplicar os fatores de calibração para cada filtro; • Calcular a relação entre as respostas TL sob os diferentes filtros; • Determinar a energia efetiva média; • Corrigir as respostas sob diferentes filtros para a dependência energética da resposta; • Calcular a dose equivalente média. Todos os detectores e dosímetros empregados como dosímetros de controle e aqueles empregados nos testes pertenciam ao mesmo lote de sensibilidade, para assegurar a homogeneidade do lote utilizado na rotina. Um exemplo da utilização do algoritmo é mostrado na Tabela 11, onde são listadas as respostas TL em função da dose para os diferentes filtros do porta-dosímetros do IPEN (Tabela 11). Tabela 11: Avaliação da dose e energias na fonte 137Cs do LCI-IPEN. Dose (mGy) TL (PL) TL (Pb) TL (Pbo) 2 13,9 ± 1,1 14,8 ± 0,7 15,04 ± 0,51 10 73,7 ± 3,5 70,0 ± 8,4 68,22 ± 1,99 50 533,6 ± 36,5 577,8 ± 56,0 501,33 ± 11,66 100 1112,4 ± 77,3 1167,0 ± 40,0 996,55 ± 44,65 200 2247,5 ± 136,1 2467,1 ± 0.13 2155,54 ± 183,06 Fonte: Autor da dissertação. Esses materiais exibem uma relação linear entre a dose absorvida e a intensidade termoluminescentes, todavia é possível utilizar uma escala de dose variável pata obter uma Curva típica de resposta TL de um material em função da exposição à radiação à qual foram previamente expostos esses materiais. 66 4.7.3 Caracterização do equipamento de raios X A caracterização do feixe de raios X foi realizada avaliando a resposta termoluminescente dos dosímetros de CaSO4:Dy com aplicação de diferentes tensões no tubo, sendo avaliada a resposta TL em função do tempo de exposição, sendo determinadas as curvas de resposta em função da dose e a energia média do feixe. O estudo da linearidade da resposta dos dosímetros termoluminescentes em função da dose de radiação X foi realizado utilizando inicialmente um objeto simulador de isopor (OSI) sendo aplicadas as tensões de 50 e 60kV com uma variação de tempo de 0,05ms a 0,18ms, e corrente de 200mA fixa, ou seja, não houve variação na corrente, na Tabela 10, exemplo para tensão de 50kV. Avaliações semelhantes foram realizadas empregando os simuladores de PMMA e antropomórfico. 67 5 RESULTADOS 5.1 Seleção final do lote de detectores TL de CaSO4:Dy Na Tabela 12 são apresentadas as respostas das leituras TL(nC) obtidas por cada detector de CaSO4:Dy durante a realização dos 6 ciclos de tratamento térmico de 300oC/1h, irradiação com uma dose fixa de 2mGy de radiação gama do 137Cs e leitura TL efetuada 24h após a irradiação. Após e durante a exposição à radiação as condições de temperatura e umidade foram mantidas constantes. As condições ambientais na sala do leitor foram acompanhadas sistematicamente em cada etapa na operação de leituras, o ruído de fundo do leitor não teve variação em mais de 20% em relação ao limite de detecção exigida e seus valores avaliados. A Tabela 12 13 também apresenta a média das leituras (M), os desvios padrão expressos em porcentagem (%), de cada detector. O ruído da leitora de TLD foi desprezível (menor que 0,01% em relação aos valores das leituras) e não foi considerado na determinação das leituras (M) dos detectores TL. Embora todos os detectores tenham apresentados os coeficientes de variação inferiores a 10%, de acordo com a norma ISO 12794 (ISO, 2000), foram escolhidos os detectores que apresentaram os valores melhores que + 5%, esse estudo permitiu também a avaliação de reprodutibilidade do sistema eletrônico do leitor. 68 Tabela 12: Ciclos de leitura TL(nC) para seleção do lote de detectores a serem utilizados. Teste 01 Quant. Teste 02 Teste 03 Teste 04 Teste 05 Teste 06 Média Porcentagem Desvio Padrão 4% 4% 3% 3% 5% 5% 4% 6% 6% 4% 4% 6% 6% 4% 6% 5% 6% 5% 3% 4% 3% 3% 6% 6% 4% 6% 5% 4% 4% 3% 2% 5% 5% 6% 6% 5% 3% 4% 6% 5% 6% 6% 5% 4% 3% 5% 3% 2% 6% 5% 5% 17/12/18 9/1/19 15/1/19 31/1/19 13/2/19 11/3/19 1 2 3 7 14 15 16 19 22 24 25 26 27 28 29 30 33 34 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 51 52 60 61 62 63 64 65 66 67 69 75 76 78 79 80 85 86 87 88 91 92 93 12,113 12,356 12,519 12,620 12,930 12,943 12,982 13,126 13,308 13,414 13,432 13,432 13,438 13,453 13,454 13,460 13,476 13,480 13,689 13,689 13,699 13,722 13,733 13,760 13,824 13,826 13,881 13,884 13,980 14,013 14,169 14,196 14,271 14,344 14,345 14,356 14,410 14,417 14,441 14,679 14,771 14,803 14,808 14,816 14,925 14,952 15,018 15,044 15,089 15,102 15,161 12,672 13,839 12,529 13,787 13,222 13,828 12,661 12,802 13,193 13,736 13,366 12,980 12,139 13,768 13,660 12,754 13,588 13,277 14,123 13,656 13,232 12,867 12,718 12,961 14,807 14,018 13,129 14,824 14,365 14,615 14,739 14,718 14,560 13,771 14,511 15,014 13,224 13,595 13,670 13,657 13,823 14,711 14,939 14,561 14,546 14,779 15,230 14,360 13,372 13,797 14,064 12,399 13,419 12,063 13,457 12,961 13,292 12,455 12,788 12,051 13,274 13,165 12,717 12,085 14,464 13,095 12,820 13,399 13,145 13,331 13,145 13,396 13,164 13,146 13,657 14,329 12,519 13,472 13,720 13,727 14,244 14,016 13,439 13,683 13,329 14,126 14,273 13,936 13,463 12,632 12,633 12,865 13,803 13,821 14,502 14,006 14,241 14,725 14,494 12,563 13,093 13,466 13,573 13,223 12,654 13,158 14,369 14,689 13,755 14,484 13,574 13,381 14,179 13,445 13,581 15,032 13,257 14,468 13,997 15,158 14,642 14,117 13,856 13,917 14,945 13,750 13,324 14,963 13,981 13,822 13,608 13,732 14,556 13,086 13,153 14,436 15,205 14,059 13,555 14,225 14,913 14,088 14,690 14,824 14,591 14,532 13,992 15,067 14,769 15,182 14,324 13,571 13,337 12,908 13,725 12,997 13,623 14,213 14,175 13,275 14,096 12,716 13,965 14,335 14,551 13,556 14,529 15,395 12,471 15,357 13,960 14,328 13,603 14,258 13,560 13,903 14,885 14,138 14,179 15,051 13,618 12,889 13,517 14,101 14,684 13,241 13,069 14,467 15,342 13,960 13,192 14,153 14,458 13,185 13,161 14,931 14,082 14,377 13,950 14,979 14,669 13,620 13,551 13,380 12,601 13,377 13,310 12,947 14,423 13,559 13,660 12,690 14,457 12,450 12,936 14,627 13,765 14,068 14,180 13,386 12,902 13,708 14,161 14,586 14,004 13,427 13,044 12,585 14,137 13,543 13,366 13,315 14,218 14,082 13,982 13,885 14,780 12,479 12,726 13,277 13,746 13,018 13,388 13,508 12,950 13,295 13,124 13,050 14,052 13,177 13,810 14,410 14,237 13,932 14,204 Coef. Variação 12,711 13,323 12,679 13,265 13,686 13,748 13,131 13,331 13,217 13,370 13,569 13,625 13,094 14,219 13,840 13,227 13,787 13,788 14,046 13,799 13,741 13,443 13,582 13,600 14,093 13,841 13,813 13,864 13,798 14,034 14,261 14,001 13,948 13,571 14,230 14,387 13,805 13,652 13,866 13,837 13,714 14,100 14,369 14,257 14,316 14,361 14,755 14,693 13,868 13,841 13,935 Resultado 13,851 13,779 13,354 14,153 14,041 13,565 13,791 Total = 53 Dosímetros final na seleção 3 porta-dosímetros x 3 dosímetros cada x 5 energias diferentes = 45 Dosímetros 2 portas-dosímetros x 3 dosímetros cada = 2 dosímetros padrão Total a utilizar = 51 Dosímetros Fonte: Autor da dissertação 69 A partir dos dados da Tabela 12 foi possível construir a Tabela 13. Empregando a sensibilidade TL das amostras, dada em mGy/nC, foi possível construir um histograma, ou curva de distribuição da sensibilidade TL (mGy/nC) do lote de detectores avaliado, apresentado na Figura 26, o qual permitiu a seleção do lote a ser utilizado no trabalho. Tabela 13: Curva de distribuição de resposta TL Máximo Minimo Média Tamanho (n) Estimativa de Classes Classes Incremento Desv Pad Incremento2 Minimo 2 Classes 1 2 3 4 5 6 7 0,143 0,08 0,1086 47 6,8557 6 0,0105 0,0153 0,00063 0,07 Corte 0,080 0,091 0,101 0,112 0,122 0,133 0,143 Frequência 1 3 10 16 8 4 5 Fonte: Autor da dissertação Figura 26: Curva de distribuição da sensibilidade TL média das amostras de CaSO4:Dy. 18 30 16 25 14 Frequência 12 20 10 15 8 10 6 4 5 2 0 0,0700 0,0800 0,0900 0,1000 0,1100 0,1200 0,1300 0,1400 0,1500 0 0,1600 Sensibilidade TL média (mGy/nC) Fonte: Autor da dissertação. Foram escolhidos 51 detectores de CaSO4:Dy que apresentaram sensibilidade TL dentro de + 5% para a realização do estudo. A sensibilidade TL média das amostras de CaSO4:Dy do lote selecionado foi também testada em função da dose para as doses de 2mGy, 10mGy, 50mGy, 100mGy e 200mGy foi de 0,11mGy/nC. 70 5.1.1 Resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose para radiação gama do 137 Cs. Para a avaliação da resposta dos dosímetros (detector + porta-dosímetro) em função da dose radiação gama os dosímetros foram irradiados com doses de 2mGy, 10mGy, 50mGy, 100mGy e 200mGy utilizando uma fonte de 137Cs. Esse procedimento foi repetido por 3 vezes, cada ponto apresentado corresponde à média das respostas. A Tabela 14 apresenta a média das três medições e o desvio padrão da média para cada dose e filtro. Tabela 14: Avaliação da dose e energias na fonte 137Cs do LCI-IPEN. Dose (mGy) TL (PL) TL (Pb) TL (Pbo) 2 13,9 ± 1,1 14,8 ± 0,7 15,04 ± 0,51 10 73,7 ± 3,5 70,0 ± 8,4 68,22 ± 1,99 50 533,6 ± 36,5 577,8 ± 56,0 501,33 ± 11,66 100 1112,4 ± 77,3 1167,0 ± 40,0 996,55 ± 44,65 200 2247,5 ± 136,1 2467,1 ± 0.13 2155,54 ± 183,06 Fonte: Autor da dissertação. Os resultados obtidos fazendo a média das respostas dos detectores sob os três filtros do porta-dosímetro (plástico, chumbo e chumbo furado) são apresentados na Figura 27. Figura 27: Curva de resposta TL em função da dose (137Cs) Fonte: Autor da dissertação. 71 Como pode ser observado, a curva apresenta comportamento linear no intervalo de dose estudado. O fator de calibração do lote para a radiação gama do 137 Cs obtido foi fcal=0,10mGy/nC. Nas figuras 28, 29 e 30 são apresentadas as curvas dose- resposta TL dos detectores CaSO4:Dy para a fonte de 137Cs do LCI-IPEN posicionados sobre os filtros de Pl, Pb e Pbo respectivamente, onde, como já foi observado, para todos os filtros do portadosímetros do IPEN, as curvas apresentaram um comportamento linear no intervalo de dose estudado. A curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy posicionado sobre o filtro de Pl apresentou incertezas menores que 9%. (Figura 28), a curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy posicionado sobre o filtro de Pb incertezas menores que 9%. (Figura 29) e a curva doseresposta TL do CaSO4:Dy posicionado sobre o filtro de Pbº as incertezas foram menores que 9% (Figura 30). Essa caracterização teve como objetivo demonstrar que o sistema satisfaz os padrões técnicos estabelecidos de desempenho. Figura 28: Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionado sob o filtro de Pl. Fonte: Autor da dissertação. 72 Figura 29: Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionados sob o filtro de Pb. Fonte: Autor da dissertação. Figura 30: Resposta TL em função da Dose - Fonte 137Cs para dosímetros posicionados sob o filtro de Pbº. Fonte: Autor da dissertação. 73 5.2 Resposta à radiação X Para radiologia em crianças as técnicas radiográficas que empregam baixo tempo de exposição e alto Kvp devem ser predominantemente adotadas, para fins de proteção radiológica. Em geral, o foco fino tem comprimento entre 0,3 e 1,0mm e o foco grosso tem comprimento entre 1,3 e 1,5cm. A caracterização da resposta dos dosímetros para a radiação X utilizada em diagnóstico pedriátrico foi estudada paras as tensões de 50 e 60kV. O estudo da linearidade da resposta dos dosímetros termoluminescentes em função da dose de radiação X foi realizado utilizando inicialmente um objeto simulador de isopor (OSI) sendo aplicadas as tensões de 50 e 60kV com uma variação de tempo de 0,05ms a 0,18ms, corrente de 200mA fixa, e Distância Foco Objeto Filme de 1metro. Nas Tabelas 15 e 16 são apresentados exemplos da planilha para operação. Tabela 15: Irradiações empregando tensão de 50kV e corrente de 200mA em função do tempo de exposição. 50 kV Tensão Corrente Tempo (kV) 50 50 50 50 50 50 50 (mA) 200 200 200 200 200 200 200 (ms) 0,05 0,08 0,10 0,12 0,14 0,16 0,18 Fonte: Autor da dissertação. Tabela 16: Irradiações empregando tensão de 60kV e corrente de 200mA em função do tempo de exposição. 60 kV Fonte: Autor da dissertação. Tensão Corrente Tempo (kV) 60 60 60 60 60 60 60 (mA) 200 200 200 200 200 200 200 (ms) 0,05 0,08 0,10 0,12 0,14 0,16 0,18 74 Nas Tabelas 17 e 18 são apresentados os valores obtidos para as respostas TL dos dosímetros irradiados com tensões de 50kV e 60kV, respectivamente, corrente de 200mA e variação do tempo de exposição entre 0,05ms e 0,18ms, disponíveis no equipamento de raios X para aplicação pediátrica utilizado, com Distância Foco Objeto Filme de 1metro. Os dosímetros foram posicionados no centro geométrico do objeto simulador de isopor - OSI, o que fornece a dose média de entrada na pele. Empregando o algoritmo de cálculo de dose foi possível obter os valores médios da dose de entrada na pele em função do tempo de exposição. As curvas de resposta em função da dose para as tensões de 50kV e 60kV, respectivamente, são apresentados nas Figuras 31 e 32 para os 3 filtros do porta-dosímetro. Tabela 17: Tensão de 50kV e corrente de 200mA - objeto simulador isopor. Dose de entrada média (mGy) Tempo TL TL TL (ms) (Pe) (Pb) (Pbo) Dose média de entrada na pele (mGy) 0,05 4,48 ± 0,52 0,41 ± 0.01 0,64 ± 0,11 0.06 0,08 8,36 ± 0,24 0,46 ± 0.03 1,13 ± 0,16 0.09 0,10 10,68 ± 0,48 0,55 ± 0.06 1,54 ± 0,08 0.12 0,12 12,52 ± 0,24 0,58 ± 0.05 1,74 ± 0,30 0.13 0,14 16,13 ± 0,45 0,61 ± 0.02 2,04 ± 0,06 0.16 0,16 19,22 ± 0,54 0,69 ± 0.01 2,57 ± 0,12 0.20 0,18 22,30 ± 0,81 0,74 ± 0.13 3,32 ± 0,60 0.24 Fonte: Autor da dissertação. Figura 31: Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose, utilizando o objeto simulador Isopor com diferentes tempos de exposição. Dose (mGray) Fonte: Autor da dissertação. 75 Tabela 18: Tensão de 60kV e corrente de 200mA - objeto simulador isopor. Dose de entrada média (mGy) Tempo TL TL TL Dose média de entrada na pele (ms) (Pe) (Pb) (Pbo) (mGy) 0,05 11.33 ± 0.51 0,61 ± 0.02 1,49 ± 0.16 0,14 0,08 17.74 ± 0.28 0,75 ± 0.04 2,13 ± 0.12 0,18 0,10 24.19 ± 1.43 0,90 ± 0.01 2,77 ± 0.19 0,23 0,12 28.16 ± 3.20 0,94 ± 0.01 2,97 ± 0.24 0,26 0,14 30.63 ± 0.82 1,04 ± 0.04 3,43 ± 0.36 0,3 0,16 35.96 ± 2.69 1,12 ± 0.10 3,65 ± 0.26 0,34 0,18 38.24 ± 2.13 1,17 ± 0.08 3,76 ± 0.22 0,35 Fonte: Autor da dissertação. Figura 32: Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy em função da dose, utilizando o objeto simulador Isopor com diferentes tempos (ms). Dose (mGray) Fonte: Autor da dissertação. Nas Tabelas 17 e 18 e Figuras 31 e 32, como esperado, as diferenças significativas nas respostas entre os materiais Pl, Pb e Pb o indicam a dependência energética da resposta. A resposta TL para a tensão de 50kV apresenta comportamento linear no intervalo de dose estudado, já, para a tensão de 60kV, o comportamento se apresenta não linear para tempos de exposição maiores, o que pode ser explicado pelo fato do equipamento não se calibrado para operar em tempos maiores que 0,14s. Cada ponto da curva representa a média de quatro leituras e as barras de erro seus respectivos desvios-padrões da média com o nível de confiança de 95%. 76 A utilização da simulação com a boneca foi especificamente avaliar a condição real do posicionamento da criança, sua contenção, quando necessária, para o posicionamento na obtenção da imagem radiográfica e, principalmente, a exposição a qual a criança é submetida na realização do exame de raios X de Tórax (AP) para a leitura de radiodiagnóstico. Portanto não houve nenhuma exposição à radiação, somente foto ilustrativa do posicionamento no momento do exame, bem como do posicionamento dos objetos simuladores de isopor e PMMA. As Tabelas 19 e 20 apresentam valores obtidos para as tensões de 50kVe 60kV, corrente de 200mA e variação dos tempos de exposição, com Distância Foco Objeto Filme de 1metro empregando objeto simulador PMMA. O objeto simulador foi projetado para simular um paciente pediátrico de aproximadamente 5 anos. Tabela 19: Tensão de 50kV e corrente de 200mA - objeto simulador PMMA. Dose H média (mSy) Tempo TL TL TL o Dose média H (ms) (Pl) (Pb) (Pb ) (mS y) 0,05 0,56 ± 0.02 0,19 ± 0,03 0,20 ± 0,02 0.03 0,08 0,62 ± 0.04 0,34 ± 0,05 0,38 ± 0,01 0.05 0,10 0,75 ± 0.08 0,47 ± 0,02 0,48 ± 0,02 0.07 0,12 0,78 ± 0.07 0,52 ± 0,09 0,56 ± 0,01 0.09 0,14 0,83 ± 0.02 0,62 ± 0,02 0,72 ± 0,02 0.12 0,16 0,93 ± 0.01 0,78 ± 0,04 0,86 ± 0,02 0.14 0,18 1,00 ± 0.17 0,89 ± 0,18 0,94 ± 0,04 0.17 PMMA - Polimetilmetacrilato Fonte: Autor da dissertação. Nas Figuras 33 e 34 são apresentadas as curvas de dose-resposta TL do CaSO4:Dy, utilizando o objeto simulador de PMMA em função de diferentes tempos de exposição e com tensões de 50kV e 60kV, respectivamente. Cada ponto da curva representa a média das quatro leituras e as barras de erro seus respectivos desvios-padrões da média. 77 Figura 33: Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy, utilizando o objeto simulador PMMA em função do tempo de exposição PMMA - Polimetilmetacrilato Fonte: Autor da dissertação. De modo análogo aos resultados obtidos para irradiações empregando objeto simulador de isopor, a resposta TL para a tensão de 50kV apresenta comportamento linear no intervalo de dose estudado, já, par a tensão de 60k, o comportamento se apresenta não linear para tempos de exposição maiores, o que pode ser explicado pelo fato do equipamento não se calibrado para operar em tempos maiores que 0,14s. Cada ponto da curva representa a média de quatro leituras e as barras de erro seus respectivos desvios-padrões da média com o nível de confiança de 95%. Tabela 20: Tensão de 60kV e corrente de 200mA - objeto simulador PMMA. Dose H média (mSy) Tempo TL TL TL o Dose média H (ms) (Pl) (Pb) (Pb ) (mS y) 0,05 0,52 ± 0.01 0,30 ± 0,01 0,40 ± 0,04 0.03 0,08 0,64 ± 0.03 0,46 ± 0,01 0,57 ± 0,03 0.05 0,10 0,77 ± 0.01 0,63 ± 0,04 0,74 ± 0,05 0.05 0,12 0,80 ± 0.01 0,74 ± 0,08 0,79 ± 0,06 0.09 0,14 0,91 ± 0,10 0,80 ± 0,02 0,89 ± 0.03 0.10 0,16 0,97 ± 0,07 0,94 ± 0,07 0,96 ± 0.08 0.12 0,18 1,20 ± 0.06 1,04 ± 0,06 1,18 ± 0,06 0.18 PMMA – Polimetilmetacrilato Fonte: Autor da dissertação. 78 Figura 34: Curva dose-resposta TL do CaSO4:Dy, utilizando o objeto simulador PMMA com diferentes tempos (ms). PMMA - Polimetilmetacrilato Fonte: Autor da dissertação. A partir dos resultados obtidos podemos considerar que um paciente pediátrico sujeito a um procedimento radiográfico de tórax padrão, isto é, tensão de 50kV, corrente de 200mA, tempo de exposição de 0,12ms, está sujeito a uma dose média de 0,09mSv e para a tensão de 60kV, corrente de 200mA, tempo de exposição de 0,12ms, está sujeito à mesma dose média de 0,09mSv. Com base nos princípios da não maleficência (ou seja, primeiro, não fazer mal e segundo fazer o bem), os profissionais de saúde têm o dever ético de otimizar a relação riscobenefício para todas as intervenções, com o objetivo de garantir que os benefícios superem os melfícios (Skool,2013). 79 6 CONCLUSÃO 1. A resposta TL do dosímetro de CaO4:Dy apresenta comportamento linear no intervalo de energia (tensão) e tempo (dose) utilizados nos exames pediátricos; 2. Os resultados obtidos indicam que um paciente pediátrico sujeito a um procedimento radiográfico de tórax padrão, isto é, tensão de 50kV, corrente de 200mA, tempo de exposição de 0,12ms, está sujeito a uma dose média de 0,09mSv; 3. Este estudo teve grande importância como instrumento no aprendizado, principalmente por estabelecer parâmetros específicos sobre metodologias de dosimetria termoluminescentes para a avaliação da dose em Radiologia Pediátrica; 4. O aprimoramento dos profissionais nas técnicas radiológicas é muito importante para se obter resultados na diminuição da dose pediátrica, e consequentemente levando ao conhecimento da dosimetria e possíveis consequências da radiação no organismo, que é somada à grande expectativa de vida das crianças. 80 7 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ABRAMS, H. HISTORY OF CARDIAC RADIOLOGY. American Journal of Roentgenology, v. 166, p. 255 – 258, 1996. ANVISA. Agência Nacional de Vigilância Sanitária, Portaria 453/98. Brasilia, 1998. 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