HOSPITAL DAS CLÍNICAS DA FACULDADE DE MEDICINA DE RIBEIRÃO PRETO DA UNIVERSIDADE DE SÃO PAULO CENTRO DE CIÊNCIAS DAS IMAGENS E FÍSICA MÉDICA

Control de Calidad de Equipos de Medicina Nuclear John p.Oyardo M, johnp067@yahoo.es

Training for Young Professionals in Nuclear Science and Technology (RLA/0/025) International Atomic Energy Agency IAEA. Supervisor Dra. Patricia Nicolucci. Servicio de Física Medica y Radio protección HCFMRP-USP. Prof. Dr. Thomaz Girhaldi N.

Resumen: Se han realizado algunos tests de control de calidad de equipos de Medicina Nuclear. La Medicina Nuclear es usada para diagnóstico y terapia de varias enfermedades, introduciendo una sustancia radiactiva dentro del cuerpo se obtienen imágenes de la función y la estructura de determinado órgano, en contraste con la radiología convencional la cual crea imágenes basadas en la anatomía del paciente. La medicina nuclear puede usarse para estudiar la función de un corazón dañado, restricción de flujo sanguíneo para partes del cerebro, la función del hígado, riñones, glándula tiroides, y muchos otros órganos. Introducción: Como parte del entrenamiento en el área de medicina nuclear, se observaron imágenes obtenidas por aplicaron de un material radiactivo al paciente y se estudio la cadena de adquisición de imágenes a partir de la detección de la radiación (Cristal NaI(Tl)), hasta el proceso de medida y producción de imágenes en el computador asociado a la gamma cámara, después de administrar un radiofarmaco (Ej. Tc99m-DTPA, I-131, otros) al paciente. Se pueden obtener imágenes de la estructura de un determinado órgano (imagen estática) o imágenes dinámicas con el fin de conocer su función (imagen de la distribución en el tiempo del material radiactivo en el órgano). Se estudio el proceso de conversión de la radiación gamma en luz en el cristal de centelleo NaI(Tl), la siguiente conversión de los fotones de luz por efecto fotoeléctrico en electrones y la amplificación de la corriente de electrones en los tubos fotomultiplicadores para ser convertidos en señal eléctrica, que posteriormente será amplificada, digitalizada y llevada al computador. Se realizaron algunos test de control de calidad en equipos de medicina nuclear de acuerdo al protocolo IAEA- TECDOC – 602/S [1] como por ejemplo calibradores de dosis donde se estudio sus características de función, Se realizo pruebas de exactitud y precisión, repetibilidad de las lecturas, linealidad de la respuesta a la actividad de un calibradores de dosis, linealidad de la respuesta a la actividad de un captador utilizando el método de decaimiento radiactivo de la fuente de Tc-99m, así mismo se realizo test de uniformidad intrínseca del campo inundado en una gamma cámara de un cabezal usando una fuente de Tc-99m observando las posibles distorsiones en la imagen obtenida. Se procedió también a realizar Medidas radiométricas en el cuarto caliente en medicina nuclear inspeccionando las áreas donde se realiza el fraccionamiento de la dosis para la administración del radiofarmaco al paciente, midiendo la tasa de exposición por irradiación externa (mR/h) y la contaminación superficial (CPM) que pudiera existir en la mesa de preparación del radiofarmaco, usando un contador Geiger-Müller. En actividades de protección radiológica se observo la ubicación de los contenedores de material radiactivo y cuarto de desechos radiactivos así como el programa de control de residuos radiactivos y la dosimetría del personal que trabaja en medicina nuclear. Los respectivos informes fueron realizados. Posteriormente se procedió organizar el programa de trabajo para el área de Radioterapia donde se tendrá en cuenta la realización de Tets de control de calidad de los equipos en radioterapia, dosimetría clínica y planificación del tratamiento del paciente.

Programa Mínimo de Seguimiento de los Parámetros de Calidad de Imagen para un Laboratorio de Medicina Nuclear

Para evaluar la calidad de las Imágenes se debe considerar la evaluación periódica de un programa mínimo de seguimiento de los parámetros de calidad de Imagen obtenidas por Medicina Nuclear esto permite establecer:

a) la capacidad que tienen los instrumentos para obtener imágenes fidedignas b) la frecuencia con que realizan los controles de calidad c) la capacidad de los instrumentos para realizar cuantificación de imágenes d) documentación sobre las condiciones del laboratorio

Los procedimientos para evaluar y garantizar la obtención de buenas imágenes por medicina nuclear son establecidos de acuerdo a la dimensión del servicio. Los procedimientos deben ser aquellos recomendados por los fabricantes y han de estar de acuerdo con la norma establecidos por la Asociación de fabricantes de equipos de Medicina Nuclear (National Electrical Manufacturers Association), NEMA (1,2), el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), tal como se publica en su documento técnico: TECDOC 602/S, las recomendaciones del grupo de trabajo de la Asociación Americana de Físicos en Medicina (AAPM) La frecuencia con que deben realizarse las mediciones se detallan en la TABLA I. La prueba de Uniformidad de respuesta para Tc-99m en una Gamma Camara debe realizarse diariamente con el fin de asegurar la perfecta captación de la emisión gamma del radioisótopo.

TABLA I: PROGRAMA MÍNIMO DE CONTROL DE CALIDAD GAMMA CÁMARA[2]:

PARÁMETRO FRECUENCIA

Uniformidad para Tc-99m (con fuente puntual) Diaria

Resolución Espacia intrínseca o del sistema (con fantoma de barras) Semanal

Sensibilidad y Uniformidad del sistema (con recipiente de plástico) Semestral

Resolución Energética Semestral

Linealidad (con fantoma de barras) Semanal

Centro de Rotación (para cámara tomografica) Mensual

Existen test de rutina para otros equipos de medicina nuclear dependiendo de la dimensión del servicio y son dados en el protocolo IAEA-TECDOC 602

Preparación y administración del Radio fármaco. El tecnecio a ser administrado al paciente se obtiene a partir del generador de 99Mo/99mTc obtenido del IPEN-Brasil el cual llega al hospital conteniendo una actividad de 2Ci. El Mo-99 decae por emisión �- (87%) en 99mTc que a su vez decae en 99Tc por emisión de un fotón gamma con una vida media de 6 horas. Dicha emisión es captada por la gamma cámara cuando este radionuclido es administrado al paciente. En el cuarto caliente del servicio de medicina nuclear del hospital HCFMRP se procede de la siguiente forma: • Se Eluye el Tc-99m en un vial a partir del generador de 99Mo/99mTc • Se mide actividad del Tc-99m eluido en el calibrador de dosis (curiometro) • Se anota la fecha y hora de preparación del radio fármaco con el fin de control del Inventario

radiactivo y el seguimiento si es el caso del decaimiento radiactivo del generador • Un ejemplo de calculo de la actividad utilizando el calibrador de dosis:

1Ra Medida Actividad(mCi)

2Da Medida Actividad(mCi)

Concentración de Actividad (mCi/ml)

735 644 91 • 1Ra Medida: 735 mCi la actividad de Tc-99m en el vial, para conocer la concentración (mCi/ml)

el Tecnico del servicio separa 1ml luego Realiza una segunda medida en el calibrador: 644 mCi • Luego la concentración de actividad es: (735 – 644)=91 mCi/ml • se requiere preparar una dosis de 240 mCi de solución de 99mTc-DTPA para ser administrada a 8

pacientes en igual dosis de 30mCi por paciente en el servicio. • Luego el volumen de solución para obtener 240 mCi de 99mTc-DTPA eluido debe ser

mlmCiml

mCiV 63.2)91

1(240 ==

• Separamos 2.63ml de la solución inicial de concentración 91mCi/ml luego se completa a 6ml con suero fisiológico obteniendo una solución con una concentración de 40 mCi/ml

• Luego se deberá administrar 0.75ml de la nueva solución obtenida de 99mTc-DTPA al paciente

mlmCiml

mCiV 75.0)40

1(30 ==

Este criterio de obtención es el utilizado de forma alternativa en el servicio por ser práctica y no considerar la ley de decaimiento exponencial del radionuclido a partir de su fecha de preparación. Se procede a la administración de Tc-99m DTPA en pacientes para estudios de cintilografía Renal, con el fin de observar la distribución del radio fármaco en la región renal. Para cada paciente se selecciona el tiempo de adquisición específico modo estático o modo dinámico. Se configura el tiempo de adquisición de cada imagen (frame) en 4s seleccionando y un total de 20 frames. Para otros estudios se puede obtener el tecnecio de la misma manera y ligar con otro radiofarmaco como por ejemplo Tc-99m MDP para cintilografia ósea.

Test de la Precisión y Exactitud del Calibrador de Dosis de Radionuclídos (Medidor de Actividad o Curiometro)

Objetivo. Verificar la Precisión y Exactitud de las lecturas del calibrador de dosis a las actividades de diferentes radionuclidos utilizados en el servicio. Materiales Se utilizo el calibrador de dosis o Curiometro Fuentes patrón con certificado de calibración de Co-57, Cs-137, otras Detector Geiger- Müller Procedimiento Se midió 10 lecturas de las actividades de los radionuclidos Co-57, Cs-137, de acuerdo al protocolo de la IAEA Tecdoc-602S corregidas a la fecha.

Lecturas a la fecha del 03 del 12 del 2005 Lectura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 A(Co-57) (mCi) 1. 8 1. 9 1. 9 1. 8 1. 8 1. 8 1. 9 1. 9 1. 9 1. 9 Lectura 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 A(Cs-137) (uCi) 240 240 241 241 241 241 241 241 241 241 Análisis de los datos En la determinación de la precisión, se utiliza la ecuación

%)(100

AAA

Pi −= , %100

CCA

E−=

Donde Ai son las atividades medidas individuales y A es la media de estas actividades. Para determinar la exactitud, se tiene que C es la actividad certificada de la fuente con su decaimiento radioactivo corregido para el día de la medida. Resultados Fuente Co-57 a la fecha 03/12/2005 Fuente Cs-137 a la fecha 03/12/2005 A (mCi) C(mCi) P (%) E (%) A (uCi) C(mCi) P (%) E (%)

1. 86 1,84 2.6 1.09 240.8 244 1.31 1.31

Se observa que la precisión y la exactitud del calibrador de dosis esta dentro de los limites permitidos.

Actividad Fuente Patrón Fecha de calibración Co-57 (mCi) 5.494 01/10/2004 Cs-137(MBq) 9.28 01/10/2004

Test de uniformidad intrínseca del campo inundado en una gamma cámara de un cabezal

Objetivo. Probar la respuesta intrínseca de la gamma cámara a un flujo espacial uniforme de la radiación gamma incidente sobre el campo visual. Materiales Fuente puntual consistente de 10-20 MBq (0.3-0.5 mCi) de solución con 99mTc- o 113mIn en un vial Dando una tasa de contaje de 30 000 c/s con un 20% PHA de ventana. Procedimiento y Análisis 1. Se calibra el Calibrador de dosis(ajuste de cero) haciendo la medida de la radiación de fondo

del ambiente de preparación del radiofármaco(cuarto caliente) 2. Se obtiene una muestra de Tc-99m de aproximadamente 1mCi se extrae con la aguja en una

jeringa la cantidad a utilizar para lo cual si es necesario se realiza la elusión del Tc-99m a partir del Generador de 99Mo/99mTc colocando un vial de vidrio conteniendo una solución de NaCl y el otro vial vacío donde se obtendrá el Pernectato de Sodio radiactivo eluido. Después de la Elusión del Pernectato de Sodio se obtuvo una actividad de 292mCi de Tc-99m la cual completo a 6ml con suero fisiológico luego se tiene 48.6 mCi/ml la cual se anota la fecha y hora de obtención de la solución (11/11/05; 7:25 am) (ver procedimiento preparación). Análogamente se procede con el I-131 para la realización de los Exámenes de captación de RadioIodo en pacientes (se obtuvo una muestra de 120 uCi de I-131).

3. Remover el colimador de la cabeza del detector (ver esquema Tecdoc 602S). En la gamma cámara se procede a posicionar el cabezal en una posición preestablecida para el contaje a un ángulo de 90 grados y se coloca la muestra de Tc-99m a una distancia mayor a 2m. si los estudios a realizar son basados en el isótopo Tc-99m entonces la gamma cámara se configura a la energía del Tc-99m si los estudios son basados en el Isótopo I-131 entonces la gamma cámara se configura a la energía del I-131.

4. después de remover el colimador de la gamma cámara y se procede a colocar el fantoma de patrón de barras Siemes que tiene 4 grupos de barras mutuamente perpendiculares.

5. Centrar a 20% la ventana PHA sobre el fotopico ver test 6.4.2: calibración en energía del PHA 6. se configura equipo analizador Multicanal seleccionando el botón calibración modo

adquisición 9000000 cuentas energía de fotopico Tc-99. se calibra a la energía del Tc-99. Selección del test de linealidad, se selecciono el paciente: Uniformidad modo adquisición manual, tipo Estático

7. observando que el tiempo muerto sea de mas o menos 8% para la obtención del registro.(caso contrario se requiere aumentar la actividad de la muestra y/o el tiempo de detección).

8. una vez configuradas el Equipo (PHA, ventana, etc.) se inicia la adquisición y se observa la imagen de los grupos de líneas que deben ser uniformes y bien resueltas en la imagen (matriz de 64 x 64).

9. Se procede a colocar un chasis con una película fotográfica para el registro de la Imagen y una ves completada la captación se procede a sacar el chasis cual es llevado para ser revelado (cuarto de revelado)

10. La imagen obtenida es analizada por el conjunto de grupos de línea que contiene y de acuerdo a los protocolos de control de calidad establecidos. Si no existen anormalidades el equipo esta listo para ser usado en exámenes de pacientes, los resultados del test son almacenados para posteriores auditorias.

Recalibración del Equipo 1. El equipo necesita ser recalibrado diariamente a la energía del fotopico del Tc-99 para lo cual se

utiliza un vial con Tc-99. análogamente se procede con I-131 si es el caso. 2. se configura el modo analizador, energía del fotopico Tc-99, 9000000 de cuentas se inicia la

recalibracion

Test de linealidad del Captador Objetivos Evaluar la linealidad de la tasa de contaje para medición de la radiación gamma in Vitro con respecto a la actividad del material radiactivo en el campo de vista (Analizador). Materiales Se utilizo un Captador de Yodo en tiroides con el sistema Analisador Monocanal con el fin determinar la linealidad de la respuesta a la actividad de dicho captador Método del Decaimiento de la Fuente Radiactiva. Se utiliza un radionuclido de vida corta (99mTc o 113mIn) en solución con una concentración de actividad de cerca de 20 MBq/ml (500 uCi/ml) Procedimiento: • Pipetee dentro de un vial muestra cerca de 1 ml de solución de radionuclido selle firmemente. • Escoger el voltaje del fotomultiplicador y el control de ganancia del amplificador a la

configuración de calibración adecuada test 4.3.3 Tecdoc 602S encienda el PHA al modo diferencial. Configure la base (threshold) y el control de ancho de ventana a la configuración de medida para rutina (captador trabaja con I.131), como se utilizo una fuente de Tc-99m (Efotopico= 140 Kev), el contador debe ser seleccionando a la ventana de la energía del I-131(Efotopico= 340 Kev) para observar la linealidad del captador a la actividad seleccionada del Tc-99m.

• Posicione el vial muestra en el recipiente apropiado en frente del detector sobre su eje y a una distancia definida de la cara expuesta del cristal almacenador

• preseleccione un tiempo de contaje o un rango de tasa de contaje aprovechable • ejecute un contaje y registre la tasa de contaje. Guardar las variaciones estadísticas dentro de

límites aceptables. El tiempo de contaje podría ser tal que el contaje mínimo sea 10000 cuentas. Registre el tiempo exacto correspondiente al punto medio de las medidas o mida y registre la tasa de contaje. guarde el tiempo exacto del día correspondiente a las medidas

• Repita el paso anterior correspondiente a un periodo de 6 o 7 veces la vida media física del radionuclido suficiente para que la tasa de contaje caiga por dos ordenes de magnitud.

Análisis de los Datos: Registre los resultados sobre un grafico mostrando la tasa de contaje versus el tiempo transcurrido sobre tres a 4 ciclos en papel logaritmico. Haga la interpolación de los datos y escoja la mejor línea recta para el ajuste de los puntos. En la región de más baja tasa de contaje extrapole esta línea arriba hasta alcanzar el valor de la tasa de contaje correspondiente al tiempo inicial de medición.

Cheque la pendiente negativa de la línea para asegurar que esta es consistente con la vida media física del radionuclido. Esto puede ser hecho convenientemente dividiendo el tiempo para la tasa de contaje medida cuando esta cae a 1/10 del valor inicial medido (determinada en el paso anterior) por 3.32 y comparando el resultado con la vida media física. Examine el grafico para partidas sistemáticas de los puntos de datos a partir de la línea recta ajustada tal discrepancia indica la no linealidad de la respuesta a la actividad del instrumento. Observaciones El test debe ser aplicado para cada artefacto de lectura que es usado para medida cuantitativa, puede ser utilizado para artefactos de medida únicamente cualitativa. Corrección de background podría ser innecesaria bajo las condiciones del test, exceptúan quizá las más bajas tasas de contaje medidas Se midieron los siguientes datos t= 14:05 (tcont=6s) t= 4:10(tcont=1m) t=15:10(tcont=1m) t=17:05(tcont=1m) t¨=15:05(tcont=1m) lecturas lecturas lecturas lecturas lecturas 1516 15562 13321 9811 1356 1541 15430 12729 9689 1313 1623 14863 12957 9499 1243 1580 14704 12773 9853 1257 1550 14218 12746 9812 1371 1451 14449 12805 9857 1360 Xmed = 1543.5 Xmed =14871 Xmed= 12888.5 Xmed = 9753.5 Xmed= 1316.67 Background Background Background Background Background 57 994 589 540 562 64 672 557 527 536 55 558 532 535 505 Bgmed= 58.67 Bgmed= 741.33 Bgmed= 559.33 Bgmed= 534 Bgmed= 534.33 Lcorr=1484.83 Lcorr=14129.67 Lcorr=12329.17 Lcorr= 9219.5 Lcorr= 782.34

Tasa de contaje corregida(sin Background) 247.472 235.495 205.486 153.66 13.039

decaimiento exponencial Tc-99m

0

50

100

150

200

250

300

0 500 1000 1500 2000

tiempo(min)

A(c

pm)

Serie1

Ln(A) vs Tiempo

y = -0.0019x + 5.4563R2 = 0.9986

0

1

2

3

4

5

6

0 500 1000 1500 2000

tiempo(min)

Ln(A

)

Serie1

Grafica del decaimiento exponencial de la fuente de Tc-99m y el cálculo del tiempo de T1/2

t= 14:05 (tcont=6s) t=14:10 (tcont=1m) t=15:10 (tcont=1m) t=17:05(tcont=1m) t¨=15:05 (tcont=1m)

0 5 65 180 1500247.472 235.495 205.486 153.66 13.039

5.511297444 5.461689682 5.325377905 5.034742369 2.567944866

Datos de las graficas

Datos calculados referenciaCte( ) 0.0019 0.00192541 Ao 234.23 247.47 T1/2 6.08 6

λ

Resultados y conclusiones Se observa que la vida media calculada es 6.08 horas y presenta un desvió de 1.3% del valor del tiempo de decaimiento del Tc-99m dado como referencia. Por lo tanto se puede estimar que el captador de dosis presenta linealidad a la tasa de contaje.´ El hecho de utilizar Tc-99 en lugar de I-131 reduce el tiempo de adquisición de datos y no afecta la precisión de los cálculos de linealidad.

Test de Levantamiento Radiometrico del Cuarto Caliente en el Servicio de Medicina Nuclear

1. se procedió a verificar los niveles de dosis en tasa de exposición y medidas de contaminación

superficial. En puntos específicos previamente ubicados en la sala. (Plano esquemático de puntos de medida)

2. se utilizo un contador de tasa de dosis y medida de contaminación superficial en mR/h y cpm respectivamente.

A continuación se detallan las medidas realizadas.

Tasa Exposición Contaminación Superficial punto medida (mR/h) Punto medida (mR/h) punto medida (CPM)

P1 0 P12 0.37 P7 879 P2 0.1 P13 0.24 P8 1200 P3 0.03 P14 0.21 P9 11800 P4 0.05 P15 0.2 P10 23800 P5 0.11 P16 0.15 P12 628 P6 0.17 P17 0.26 P13 729

P6a 0.18 P18 0.27 Pozo 640 P6b 0.17 P19 22.6 Manija Puerta (ext) 240 P6c 3.22 P20 6.03 Manija Puerta (int) 195 P7 0.05 P21 7.52 P8 0.27 P22 1.7 P9 0.2 P23 0.47

P10 0.18 P24 0.46 P11 1.12

Descripción de los puntos de levantamiento Radiométrico P1 – Puerta de entrada; P2 – Pared del corredor de pacientes; P3 – Pared del corredor de pacientes; P4 – Pared de la sala de aplicación de Radioisótopos; P5 –Hall de la Puerta de entrada ; P6 –Puntos do generador de 99mTc, que se subdividen en:

P6A ���� Blindaje del generador; P6B ���� Blindaje del generador; P6C ���� Blindaje de vidro plum-bifero; P6D ���� Blindaje del generador; P6E ���� Armário.

P6 – Latón de residuos de 99mTc (material cortante); P7 – Bancada de manipulación; P8 – Blindaje de acrílico; P9 – Castillos vacíos; P10 – Bancada del Curiômetro; P11 – Armario; P12 – Pozo del medidor de actividad; P13 – Bancada de obtención del radio-fármaco y del inhalador de 99mTc; P14 – Latón de residuos de 131I (material para decaimiento); P15 – Latón de residuos de 131I; P16 – Latón de residuos de 67Ga; P17 – Latón de residuos de 201Tl (material para decaimiento); P18 – Inhalador de 99mTc; P19 – caño de inox; P20 – Panel de Mib; P21 – Latón de residuos de 99mTc Puntos de medida de contaminación de superficie : P7, P8, P9, P10, P12, P13,P18, P19, P20

B A

C

D

E

Descripcion del punto P6

Preparación de la Gamma Cámara para el Obtención de Imágenes en pacientes

• Se procede a la preparación del radiofarmaco midiendo una actividad de Tc-99m y ligando con el fármaco dependiendo del estudio a realizar (ej. 863 mCi se completa a 6ml con suero fisiológico y se obtiene una actividad de 143 mCi/ml). Se procedió a obtener 745uCi de Tc-99m con el fin de realizar el test de uniformidad (vial pequeño).

• Se procede a montar la geometría de adquisición para el test de uniformidad de la gamma cámara colocándola en un ángulo de 90ª respecto de la horizontal y poniendo el vial con la muestra de Radioisótopo a la distancia de 2m del eje central del cristal de la gamma cámara.

• Se procedió a configurar el equipo con los parámetros de adquisición del equipo para la obtención de la imagen seleccionando el modo paciente uniformidad selección de radionucleido (Tc-99m; I-131) si los estudios a realizar son basados en el isótopo Tc-99m entonces la gamma cámara se configura a la energía del Tc-99m si los estudios son basados en el Isótopo I-131 entonces la gamma cámara se configura a la energía del I-131.

• una vez configurado el equipo para la adquisición de la imagen para el test de uniformidad se procede a configurar 9000000 de cuentas y mas o menos un tiempo muerto de 8%. Se observa la imagen formada y si es el caso se obtiene la imagen radiográfica, esta debe estar libre de artefactos y debe ser uniforme en toda su extensión. Después de esta observación el equipo esta listo par ser utilizado para los exámenes de rutina.

Examen de tiroides de un paciente.

Se procede a observar el examen de captación de yodo en tiroides de acuerdo a los siguientes pasos. • Se utiliza el Captador para captación de RadioIodo en Pacientes y se coloca en el fantoma

simulador de la tiroides una actividad de 70uCi dentro de un vial en la cavidad del fantoma. • Se monta la geometría de adquisición con el fantoma simulador de la tiroides y se procede a

realizar el contaje. El valor adquirido es registrado para su evaluación posterior. • Una vez obtenida la adquisición con el simulador se procede a colocar al paciente para el

inicio de la captación, se procede a captar la incorporación de I-131 en partes del cuerpo alejadas de la tiroides. (ej. Rodilla anotando el valor correspondiente) para determinar el porcentaje de I-131 que no es absorbido en la tiroides.

• en una geometría de adquisición idéntica a la geometría con simulador se procede a posicionar al paciente haciendo coincidir la posición de la tiroides del paciente con el la posición del vial en el objeto simulador y dando al paciente la misma una actividad de 70uCi. Luego se procede a realizar la adquisición y a anotar el valor correspondiente.

• Los cálculos realizados se muestran a continuación:

2 horas después de la ingestión de i-131 Contaje con simulador (c1) : 183824 Contaje en la tiroides (c2) : 11888 Contaje en una parte del cuerpo alejada de la tiroides (c3) : 4235 % de captación: 100(c2 – c3 )/c1% = 4.2 % 24 horas después de la ingestión de i-131 Contaje con simulador (c1) : 169966 Contaje en la tiroides (c2) : 15599 Contaje en una parte del cuerpo alejada de la tiroides (c3) : 896 % de captación: 100(c2 – c3 )/c1% = 8.7%

Examen para adquisición de Imágenes de la Tiroides en pacientes

• Se procede a posicionar la Gamma Cámara en la posición apropiada con el cabezal apuntando hacia el piso o mesa del paciente.

• Se coloca el colimador Pin Hole apropiado para Adquisición de Imágenes de la tiroides. • se procede a posicionar al paciente en la posición adecuada de captación. • Se procede a Anotar los datos del paciente en la ficha en el computador. • Se anota datos clínicos y se configura la adquisición del paciente a 10 min. • El técnico en MN procede a testar la adquisición para cada paciente con un vial fuente

adicional dibujándose pequeños puntos calientes adicionales en la imagen que posteriormente pueden ser filtrados.(verificación de la captación)

• Luego si la captación es verificada correcta se procede a guardar el registro de la imagen como archivo en el computador para su procesamiento por el Medico-FM

Para nuestro caso se procedió a observar en el mismo paciente la imagen de Tiroides en la gamma cámara • Se configuro previamente la gamma cámara a la energía del Tc-99m y se introdujo los

datos del paciente, configurando los parámetros de adquisición modo dinámico 20 imágenes de 3 seg. c/u. luego modo estático de 5000 cuentas totales

• Se procedió a montar la geometría de adquisición colocando el Pin-hole sustituyendo al colimador de la gamma cámara.

• Una ves teniendo al paciente en la camilla colocado a la posición de captación la gamma cámara (se administra el Tecnecio al paciente por vía Intravenosa) luego se procede a iniciar la captación dinámica en el equipo previamente testando la región a captar con un vial de prueba.

• Después de 10 min. De captación los resultados de la adquisición imágenes en computador y películas radiográficas son almacenadas para su posterior análisis.

Examen de gammagrafia osea de un paciente.

• Se procede a desmontar el pin-hole y a colocar el colimador en su lugar. Se configura la

gamma cámara a la energía del Tc-99m para el examen de gammagrafia osea. • Se procede a colocar al paciente en la geometría de adquisición. Se introducen los datos del

paciente. • Se administra al paciente la dosis de radiofarmaco de unos 20 mCi/ml y se inicia la

adquisición dinámica configurando los parámetros de adquisición modo dinámico 20 imágenes de 3 seg. c/u. luego modo estático de 5000 cuentas totales.

• Después de dos horas se hace la imagen de cuerpo entero por barredura.

Examen de Cuerpo entero de un paciente con I-131.

Se procedió a observar el examen de puntos calientes en el paciente que había ingerido yodo y después de una cirugía de tiroides con el fin de determinar los posibles metástasis. • Se cambio el colimador al colimador diseñado para la captación de la energía del I-131. si

se requiere estudios con I-131 existen colimadores apropiados, si se requieren estudios con Tc-99 si se requiere estudios de flujo se utiliza el colimador con capitación para baja energía si se requiere hacer estudios estáticos se requiere el colimador con alta resolución.

• Se monta la geometría de adquisición se procede a posicionar al paciente haciendo 4 regiones anterior y posterior: Cabeza, tórax, tronco inferior, parte inferior pierna. Luego se procede a realizar la adquisición y a anotar el valor correspondiente.

Criterios de Protección Radiológica en el Servicio de Medicina Nuclear Los criterios de protección radiológica para el servicio de Medicina Nuclear son dados por las Normas de la CNEN-BRASIL norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radio protección y seguridad para Servicios de Medicina Nuclear publicada el 19/04/1996. En esta norma figuran los objetivos y el campo de aplicación, las disposiciones generales, requisitos que debe cumplir toda instalación de Medicina Nuclear, la radio protección en la administración de radiofarmacos para diagnostico, la radio protección para la administración de dosis terapéuticas y la gerencia de los residuos radiactivos. Los Principios generales de Protección Radiológica: Justificación, Optimización y Limitación de Dosis son considerados Limites anuales de dosis equivalente

Dosis equivalente Trabajador Expuesto Individuo del Público

Dosis equivalente efectiva 50 mSv 1 mSv

Dosis equivalente cristalino 150 mSv 50 mSv

Dosis equivalente extremidades 500 mSv 50 mSv

Se debe tener en cuenta los criterios dados por la IAEA en su publicación Safety Series Report Nº 101-102 y Safety Series Report Nº4 “Planning the medical response to radiological accidents” IAEA-1998 además de los criterios de Ingestión para el caso de Yodo Sobre exposición Significativa [4]:

• 0,25 Sv en todo el cuerpo • 6 Sv localmente en la piel • 0,25 Sv en médula ósea u órganos críticos • 0,75 Sv en otros órganos • Contaminación Radiactiva Interna > ½ ALI

También se deben tener en cuenta criterios de descontaminación en caso de accidentes como la descontaminación cutánea donde se desea remover el contaminante con el fin de reducir la dosis, prevenir su incorporación y mejorar la exactitud de contaje con el fin de triaje. Los procedimientos de descontaminación incluyen: retención de la contaminación, aislamiento e señalización del área, monitoreo de todos los objetos y personas que salen del área, evaluación de la contaminación, definición del método de descontaminación, evaluación de la dosis después del accidente. Para casos de contaminación por Yodo [3] se deben tener en cuenta los criterios de acuerdo con los protocolos establecidos anteriormente. El gerenciamiento de Residuos Radiactivos incluye: segregación del residuo, señalización y almacenamiento provisorio, inventario de los residuos, Procedimiento de liberación de residuos y la determinación del tiempo de almacenamiento de cada radionuclido. Bibliografía [1] IAEA- TECDOC – 602/S [1] Control de Calidad en Instrumentos de Medicina Nuclear 1991 International Agency

Energy Atomic [2] Norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radio protección y seguridad para Servicios de Medicina Nuclear publicada

el 19/04/1996 [3] COLECCIÓN SEGURIDAD No RS-G-1.2 Evaluación de la Exposición Ocupacional debida a Incorporaciones de

Radionucleidos [4] Safety Series Report Nº 4 -101-102 International Agency Energy Atomic