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JOÃO MAURICIO CARRASCO ALTEMANI

AVALIAÇÃO DA DOSE DE RADIAÇÃO ABSORVIDA E SUA IMPORTÂNCIA

NA DEFINIÇÃO DOS PROTOCOLOS DOS EXAMES DE TOMOGRAFIA

COMPUTADORIZADA

CAMPINAS

2015

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UNIVERSIDADE ESTADUAL DE CAMPINAS Faculdade de Ciências Médicas

JOÃO MAURICIO CARRASCO ALTEMANI

AVALIAÇÃO DA DOSE DE RADIAÇÃO ABSORVIDA E SUA IMPORTÂNCIA

NA DEFINIÇÃO DOS PROTOCOLOS DOS EXAMES DE TOMOGRAFIA

COMPUTADORIZADA

Tese apresentada à Faculdade de Ciências

Médicas da Universidade Estadual de

Campinas como parte dos requisitos exigidos

para a obtenção do título de Doutor em

Ciências.

ORIENTADOR: PROF.DR.FERNANDO CENDES

Assinatura do Orientador

CAMPINAS

2015

ESTE EXEMPLAR CORRESPONDE À VERSÃO FINAL

DA TESE DEFENDIDA PELO ALUNO JOÃO

MAURICIO CARRASCO ALTEMANI, E ORIENTADO

PELO PROF.DR.FERNANDO CENDES

Agência de fomento: Não se aplicaNº processo: Não se aplica

Ficha catalográficaUniversidade Estadual de Campinas

Biblioteca da Faculdade de Ciências MédicasMaristella Soares dos Santos - CRB 8/8402

Altemani, João Mauricio Carrasco, 1950- AL79a AltAvaliação da dose de radiação absorvida e sua importância na definição dos

protocolos dos exames de tomografia computadorizada / João Mauricio CarrascoAltemani. – Campinas, SP : [s.n.], 2015.

AltOrientador: Fernando Cendes. AltTese (doutorado) – Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de

Ciências Médicas.

Alt1. Tomografia computadorizada. 2. Absorção de radiação. 3. Dosagem de

radiação. I. Cendes, Fernando,1962-. II. Universidade Estadual de Campinas.Faculdade de Ciências Médicas. III. Título.

Informações para Biblioteca Digital

Título em outro idioma: Evaluation of absorbed radiation dose and its importance for thedefinition of computerized tomography exam protocolsPalavras-chave em inglês:Computerized tomographyAbsorption, RadiationRadiation dosageÁrea de concentração: Fisiopatologia MédicaTitulação: Doutor em CiênciasBanca examinadora:Fernando Cendes [Orientador]Diana Rodrigues de PinaIzilda Aparecida CardinalliCarmen Silvia Passos LimaFabiano ReisData de defesa: 24-07-2015Programa de Pós-Graduação: Fisiopatologia Médica

Powered by TCPDF (www.tcpdf.org)

vii

RESUMO

Esse trabalho foi realizado para avaliar as doses de radiação absorvidas em exames de

tomografia computadorizada em um hospital geral que atende uma grande população no

Brasil. O FDA (Food and Drug Administration) considera que exames de CT com a

absorção de uma dose efetiva de 10 mSv podem ser associados com um aumento na

probabilidade de desenvolver um câncer fatal na proporção de 1/2000. Foram revisados

1352 relatórios de exames de tomografia computadorizada, provenientes de dois aparelhos,

um com 16 e outro com 64 detectores. No aparelho de 16 detectores doses absorvidas 10

mSv foram observadas em 182 casos de um total de 326 pacientes (56%), enquanto no

aparelho de 64 detectores essas doses foram observadas em 517 casos de um total de 996

pacientes (52%). Doses absorvidas 100 mSv foram observadas em 16% de todos

pacientes. Em ambos aparelhos , exames de abdome e de tórax + abdome apresentaram

doses significantemente maiores que nos exames de pescoço, cabeça e tórax. Exames de

abdome e tórax + abdome realizados com espessura de 1,25 mm no tomógrafo de 16

detectores e com 1,0 mm no aparelho de 64 detectores mostraram uma significante redução

da dose absorvida em comparação com os mesmos tipos de exame realizados com

espessura de 0,5 mm no aparelho de 64 detectores. Os exames de tórax realizados com

espessura de 1,25 mm no tomógrafo de 16 detectores também mostraram uma significante

diminuição da dose absorvida em comparação ao mesmo tipo de exame realizado no

aparelho de 64 detectores com cortes de 0,5 mm. O aumento da espessura dos cortes

tomográficos não causou uma significativa alteração na qualidade das imagens. Em

conclusão, exames de tomografia computadorizada são frequentemente associados com

altas doses de radiação absorvida indicando que os protocolos de exames devem ser

reavaliados. Para exames de tomografia de abdome e de tórax + abdome , o aumento da

espessura dos cortes pode proteger os pacientes de altas doses de radiação desnecessárias.

ix

ABSTRACT

This study was conducted to evaluate the absorbed radiation doses in CT examinations in a

general hospital that serves a large population in Brazil. The Food and Drug Administration

(FDA) considers that CT examination with an effective dose of 10 mSv may be associated

with an increase in the possibility of fatal cancer of around 1/2000. CT examinations of

1352 patients performed in two types of CT equipment (with 16 and 64 detectors) were

reviewed. In the 16 detector CT scanner, an absorbed dose ≥10 mSv was detected in 182

out of 326 patients (56%) whereas in the 64 detector CT scanner, in 517 out of 996 (52%).

Absorbed dose > 100 mSv was seen in 16% of all patients. In both CT scanners,

examinations of abdomen and thorax+ abdomen presented an absorbed dose significantly

higher than neck, head and thorax. Examinations of abdomen and thorax+ abdomen

performed with slices of 1,25 mm in the 16 detector CT scanner and with 1,0 mm in the 64

detector CT scanner showed a significant reduction of the absorbed dose in comparison to

the same type of examination with slices of 0.5 mm in the 64 detector CT scanner. The

examinations of thorax performed with slices of 1,25 mm in the 16 detector scanner also

showed a significant reduction of the absorbed dose in comparison to the examinations

performed with slices of 0,5 mm in the 64 detectors scanner. The increase of the slice

thickness did not lead to noticeable alteration of the image quality. In conclusion, CT

examinations were often associated with high doses of absorbed radiation indicating that

the protocols of the examinations should be reevaluated. For CT examinations of abdomen

and thorax+abdomen, the increase of the slice thickness can protect patients from

unnecessarily high doses of radiation.

xi

SUMÁRIO

1. INTRODUÇÃO E JUSTIFICATIVA 1

2. REVISÃO DA LITERATURA 2

2.1 EXPOSIÇÕES ÀS RADIAÇÕES IONIZANTES 3

2.2 RADIAÇÕES IONIZANTES SOB FORMA DE RAIOS-X 5

2.3 CONCEITOS FÍSICOS DE ONDULATÓRIA 9

2.4 FORMAS DIRETAS DE LIBERAÇÃO DE ENERGIA IONIZANTE 12

2.5 FORMAS INDIRETAS-PRINCIPAL AÇÃO DOS RAIOS-X 12

2.6 CRITÉRIO PARA AVALIAÇÃO E MEDIDA DAS DOSES DE

RADIAÇÃO 16

2.7 DIFERENCIAÇÃO DA QUALIDADE E INTENSIDADE DAS

RADIAÇÕES 18

2.8 DOSE EQUIVALENTE 19

2.9 DOSE EFETIVA 20

2.10 EFEITO DETERMINÍSTICO 22

2.11 EFEITO ESTOCÁSTICO 22

2.12 UNIDADES DE RADIAÇÃO 23

2.13 ENTIDADES REGULAMENTADORAS DAS RADIAÇÕES

IONIZANTES 24

2.14 ESTUDOS EPIDEMIOLÓGICOS COM RADIAÇÕES

IONIZANTES 27

xii

2.15 TEORIAS DE EFEITOS DAS RADIAÇÕES IONIZANTES EM

RELAÇÃO ÀS DOSES RECEBIDAS 29

3. OBJETIVOS 34

4. MATERIAL E MÉTODO 35

5. RESULTADOS 38

6. DISCUSSÃO 50

7. CONCLUSÕES 70

8. REFERÊNCIAS 71

xiii

À minha esposa Albina e à meus

filhos Cláudia e Eduardo

xv

AGRADECIMENTOS

Inicialmente à minha esposa Albina, minha companheira e amiga, de jornada e

coração, pela sua sempre presente boa vontade em me ajudar.

Ao Prof.Dr. Fernando Cendes pela colaboração na realização desse trabalho

através do programa de pós graduação da Fisiopatologia Médica .

Aos doutores Djalma de Carvalho Moreira Filho e Vitor Ângelo Martins Montalli

pelas inestimáveis colaborações prestadas.

Aos técnicos do Departamento de Radiologia pela grande colaboração prestada

durante a execução desse trabalho, principalmente ao Rogério Aparecido de Lima, José

Thiago de Souza de Castro, Josias dos Santos Ferreira, Luis Henrique Lopes da Silva,

Orlando Carlos da Silva

xvii

LISTA DE ILUSTRAÇÕES

Figura 1 – Representação do espectro das ondas eletromagnéticas 7

Figura 2 - Representação esquemática do tubo de raios-X 8

Figura 3 - Representação de uma onda eletromagnética 9

Figura 4 - Representação da absorção de um fóton de raio-X 13

Figura 5 – Representação das ações direta e indireta das radiações 15

Figura 6 - Representação das doses médias de radiação absorvidas por

sobreviventes das explosões atômicas em Hiroshima e Nagasaki 28

Figura 7 - Gráfico com as médias de radiações absorvidas pelos pacientes

nos diferentes tipos de exames realizados no aparelhos de 16 detectores 39

Figura 8 - Gráfico com as médias de radiações absorvidas pelos pacientes

nos diferentes tipos de exames realizados no aparelhos de 64 detectores 41

Figura 9 – Gráfico demonstrando a diferença estatística nos exames de crânio

entre os aparelhos de 16 e 64 detectores 43

Figura 10 - Gráfico demonstrando a diferença estatística nos exames de pescoço

entre os aparelhos de 16 e 64 detectores 44

Figura 11 – Gráfico demonstra as diferenças de doses absorvidas nos exames

de abdome 45

Figura 12 - Imagens de abdome obtidas nos dois aparelhos de tomografia

e com modificação de protocolo 46

Figura 13 – Comparação entre os exames de tórax 47

Figura 14 – Comparação entre os exames conjuntos de tórax + abdome 48

Figura 15 - Imagens de tórax + abdome obtidas nos dois aparelhos de tomografia

xviii

e com modificação de protocolo 49

Figura 16 – Representação do modelo de polimetilmetacrilato (PMMA) 51

Figura 17 – Esquema do perfil de dose unitária de radiação em um corte

tomográfico 52

Figura 18 – Esquema da somatória de dose em aparelhos multidetectores 53

Figura 19 – Comparação entre entre as doses única e múltipla 54

Figura 20 - Foto de modelo de PMMA 58

Figura 21 – Comparação entre circunferência e corte axial do corpo

humano 61

Figura 22 – Tipos de modelos usados para avaliação de dose efetiva 62

xix

LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS

ALARA – As Low As Readily Achievable

EAR – Excess absolute risk

FDA – Food and Drug Administration

ICRP – International Commission on Radiological Protection

ICRU – International Commision on Radiation Units and Measurements

NCRPM – National Council on Radiation Protection and Measurements

NCI – National Cancer Institute

UNSCEAR – United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

BEIR – Biological Effects of Ionizing Radiations

BEAR – Biological Effects of Atomic Radiations

DNA - Deoxyribonucleic acid

LSS – Life Span Study

LNT – linear no-threshold

RBE – relative biologic effectiveness

CNEN – Conselho Nacional de Energia Nuclear

Gy – Gray

Sv – Sievert

Wr – radiation weighting factor

Wt – tissue weighting factor

E – effective dose

Rad – radiation absorbed dose

Rem – roentgen equivalent man

1

INTRODUÇÃO E JUSTIFICATIVA

Os métodos de diagnóstico por imagem têm apresentado um significativo desenvolvimento

nas últimas décadas. Dentre esses, a tomografia computadorizada foi o método com maior

crescimento no número, desenvolvimento e desempenho dos aparelhos. Essa tecnologia foi

apresentada por Hounsfield em 1972 na conferência anual do British Institute of Radiology

(Hounsfield 1973, Ambrose 1973). Houve um progressivo e contínuo aprimoramento dos

aparelhos. Inicialmente os exames eram demorados e com cortes tomográficos espessos.

Nos anos 90 surgiram os aparelhos chamados helicoidais (Liang 1996). Essa nova

tecnologia permitiu um aumento de aplicações dos exames, um aumento na velocidade de

execução, assim como no número de imagens adquiridas (Hu 1999). No final dos anos 90

surgiram os aparelhos multidetectores que propiciaram o desenvolvimento de novas

aplicações para o método, em decorrência de um extraordinário aumento da velocidade e

número de imagens axiais obtidas por exame, chegando a mais de 300 imagens por cada

rotação do tubo de raios-X (McCollough 1999, Mori 2004).

Esses avanços possibilitaram a obtenção de imagens em planos de visualização não

possíveis de serem obtidos pelas versões anteriores. As possibilidades de análises foram

muito ampliadas pela quantidade de dados em forma digital e que podem ser processadas

por computadores (Brooks 1976). Para comparação, enquanto os aparelhos iniciais faziam

aquisições de 10 a 20 mm de espessura, que levavam minutos para sua obtenção e

processamento, os aparelhos atuais multidetectores fazem as aquisições de até 0,5 mm que

são processadas em frações de segundos. Entretanto, como contrapartida negativa, ocorre

uma maior exposição e maior dose de radiação ionizante à qual os pacientes são submetidos

(Brenner 2001, Donnely 2001). Atualmente os aparelhos comerciais apresentam versões de

máquinas desde 16 a mais de 300 detectores e que podem fazer mais de 300 aquisições

axiais em 0,3 segundos. O número de aquisições ( número de imagens axiais obtidas) teve

um aumento extraordinário, indo de algumas dezenas nos aparelhos das primeiras gerações

para milhares nos aparelhos multidetectores. Esse aumento de cortes axiais, por mais que se

usem medidas de proteção e aprimoramento das máquinas, levou a um aumento

considerável da quantia de radiação incidente em cada exame (Mori 2004).

2

O uso da tomografia computadorizada vem crescendo de modo importante. Credita-se a

essa modalidade de exames mais de 50% da dosagem de radiação ionizante às quais os

pacientes são expostos por razões médicas (Bruce 2010, David 2007, Rebecca 2010). Nos

EUA o número de exames aumentou de 18 milhões de exames em 1993 para 67 milhões

em 2006 (ICRP 2011, Smith-Bindman 2012, de Gonzalez 2009). Um aumento de exames

de mais de 10% ao ano, contra um aumento populacional global de menos de 1% ao ano.

As Nações Unidas, através de seus comitês responsáveis por ciências e saúde, já

contabilizam o número de exposições a exames radiológicos, principalmente tomografias

computadorizadas, em centenas de milhões de exames / ano em toda população mundial (

Linton 2003, Mettler 2006)

O conhecimento das doses de radiação produzidas pelos aparelhos de tomografia

computadorizada durante os exames e a quantidade de radiação que os pacientes absorvem

é de grande relevância. Esse conhecimento poderá orientar medidas que levem a uma maior

proteção quando da realização dos mesmos. No Brasil, até o momento, não existem estudos

que avaliem essas dosagens.

REVISÃO DA LITERATURA

Agentes biológicos, químicos e físicos interagem com organismos vivos de diversas formas

e podem atuar tanto em estruturas de seu arcabouço como em seus inúmeros ciclos físico-

químicos, causando efeitos benéficos ou nocivos. Entre os agentes físicos existentes alguns

se destacam por causarem grande interferência nociva. Dentre estes estão as radiações

ionizantes, em suas várias formas de atuação.

Radiações, como definição, são formas de transporte da energia na natureza. Existem em

várias formas, tais como, radiações térmicas, solares, ondas eletromagnéticas, radiações

particuladas. Estas podem ter dois efeitos físico-químicos distintos, denominados

ionizantes ou não ionizantes. Usa-se o termo ionizante quando ocorrem alterações nas

3

estruturas dos átomos irradiados, com perda de partículas e causando um desarranjo de

forças elétricas.

As radiações ionizantes podem se apresentar dos seguintes modos:

- Exposições ambientais : raios cósmicos, gás radônio, provenientes de armas

nucleares, exposições acidentais (Lubin 1995).

- Exposições médicas : oriunda de procedimentos diagnósticos por imagem e

terapêuticos (Prochazka 2005).

- Exposições ocupacionais : por manuseio com produtos radioativos em medicina,

em usinas nucleares, em produção de máquinas ou armamentos que utilizam

material nuclear (de Gonzalez 2007).

Exposições ambientais (radiações de background):

Existem radiações ionizantes presentes naturalmente em emanações terrestres ou vindas do

espaço. Essas emanações terrestres decorrem principalmente de mudanças atômicas

espontâneas em alguns elementos químicos existentes na natureza.

As radiações cósmicas são devidas principalmente a “chuvas “de partículas atômicas,

principalmente prótons originários do sol. Os níveis de radiação cósmica variam de acordo

com posições geográficas. Essas partículas oriundas do sol tendem a ser defletidas e

“drenadas” nos cinturões de Van Hallen, que circundam a Terra e convergem para atingir a

crosta terrestre principalmente nas regiões polares, onde existe um maior bombardeio

dessas partículas (NCRP 1987, Perkins 1965, Eisenbud 1973). Por esse motivo, pessoas que

vivessem somente nas regiões polares estariam expostas a doses preocupantes de radiação.

Essas radiações atmosféricas têm um peso relativamente alto na contagem dessas radiações

de base (background). Por exemplo, nos EUA tem um valor médio anual de 0,26 mSv

(NCRP 1987, BEIR VII 2006).

O gás radônio é considerado o principal componente das radiações naturais de background.

Ele é produtor de partículas alfa, que se inalada em maior volume pode ter um potencial

4

perigo cancerígeno. O radônio ocorre difusamente, com maior intensidade em litorais com

muita areia monazítica, podendo também surgir em formações rochosas, tijolos e outros

materiais cerâmicos. Em vários países existe uma preocupação crescente quanto à presença

desse gás, inclusive com o desenvolvimento de medidores caseiros para avaliar sua

concentração (BEIR VI 1999, Pirozynski 2006, Lubin 1995).

Exposições médicas:

Ocorrem em todas atividades que utilizam materiais ou aparelhos produtores de radiações

ionizantes: diagnósticos por imagem (exames radiológicos e de medicina nuclear),

tratamentos médicos (radioterapia, administração de rádio fármacos ou outros materiais

radioativos) (Howe 1995, Pearce 2012, Boffetta 2005, Rajaraman 2006, de Gonzalez 2007).

Nessas exposições de uso médico os seguintes pontos necessitam ser abordados:

a) Os efeitos na saúde decorrentes de exposição a essas radiações

b) Como comparar a incidência de doenças potencialmente induzidas por essas

radiações com a ocorrência usual dessas mesmas doenças numa determinada

população

c) Avaliar os diferentes efeito das radiações conforme o tempo de exposição, isto é,

agudo ou crônico

d) Avaliar os riscos dos diferentes tipos de radiações ionizantes

e) Avaliar os riscos em função de sua dosagem e idade do paciente

As descobertas de modos artificiais de produção de algumas formas de radiações ionizantes

foram revolucionárias em vários campos da ciência. Uma das principais aplicações médicas

e foco desse estudo é a utilização dessas radiações ionizantes pelos aparelhos de raios-X.

Os raios-X foram descobertos pelo físico alemão Wilhelm Conrad Roentgen em 1895.

Logo em sua descoberta Roentgen observou a capacidade dessas radiações de atravessarem

o corpo e, portanto, sua possibilidade de serem usadas em termos médicos. Na época de sua

descoberta a natureza física desse tipo de radiação ainda era desconhecida e Roentgen os

descreveu em seu trabalho original como “um novo tipo de raio” e os denominou de “raios-

5

X”. Sua descrição da descoberta foi publicada em dezembro de 1895 e já no mês seguinte,

em janeiro de 1896, a revista médica Lancet publicou o primeiro artigo médico

descrevendo o uso dessa tecnologia.

As descobertas e descrições de materiais radioativos, que espontaneamente produzem

radiação, ocorreram concomitantemente à descoberta da produção de raios-X. Antoine-

Henri Becquerel, em 1896, descobriu a presença de radioatividade emitida pelo urânio.

Dois anos depois dessa descoberta, Pierre e Marie Curie isolaram dois outros elementos

químicos, o polônio e o rádio, como produtores de radioatividade. Essas outras

apresentações de energia radioativas têm características diferentes da descoberta por

Roentgen. Enquanto os raios-X são uma onda eletromagnética produzida artificialmente,

essas outras são naturais e principalmente particuladas. São compostas de partículas

subatômicas com alta energia (radiações α e β, nêutrons) ou ondas eletromagnética com

energia até maior que os raios-X, os chamados raios γ. No entanto, em todas apresentações,

sejam particuladas ou através de ondas eletromagnéticas, são emissões de radiações com

alta carga de energia e seus efeitos em materiais biológicos ocorrem de maneira similar

(UNSCEAR 2000).

Radiações ionizantes sob forma de Raios-X

Para que haja um melhor entendimento a respeito dos modos de ação e dos perigos das

radiações, principalmente na forma de raios-X, algumas considerações são necessárias

sobre radiação e ionização.

Os conceitos físicos das radiações e suas interações físico-químicas e biológicas são

essenciais para o adequado conhecimento de suas ações e para o eventual desenvolvimento

de medidas de proteção. O primeiro conceito a ser considerado é sobre a estrutura dos

átomos, que são os componentes mais elementares da matéria. Cada átomo tem uma

arquitetura formada por um núcleo central que contém partículas chamadas de prótons e

nêutrons. Os prótons são eletricamente positivos e os nêutrons não têm carga. Ao redor

desses núcleos centrais orbitam os elétrons com cargas negativas e em diversos níveis.

Cada nível orbitário dos elétrons tem energia diferente, devido à diferença de atração

6

elétrica exercida pela carga positiva dos prótons nos elétrons. Os átomos comumente têm

essas distribuições de carga, positivas dos prótons e negativa dos elétrons, em equilíbrio. O

número de cargas positivas nos núcleos é contrabalançada por igual número de cargas

negativas de elétrons em suas órbitas.

Os átomos são classificados de acordo com o número de prótons em seus núcleos (número

atômico) e pela soma de seus prótons e nêutrons nos núcleos (número de massa). A

estabilidade de um átomo é resultado do equilíbrio entre as forças de suas partículas.

Se um átomo está num estado de desequilíbrio de forças, se existe uma disparidade entre as

cargas positivas de seus núcleos e o número de elétrons que orbitam ao seu redor, ele tende

a perder energia para alcançar o equilíbrio. A tentativa de alcançar esse equilíbrio de

cargas, frequentemente resulta numa emissão de partículas com massa (positivas ou

negativas) por parte desse átomo e também em forma de ondas eletromagnéticas, com

perda de energia. Essas são as duas formas de ocorrência das radiações chamadas

ionizantes: forma particulada, quando essas emanações são constituídas por partículas

(prótons, neutros e elétrons) e radiação em forma de ondas eletromagnéticas (as quais não

contém partículas).

As ondas eletromagnéticas apresentam-se de vários modos (ondas de rádio, luz visível,

raios-x, etc.), que decorrem de suas características físicas (comprimento de onda e

frequência) e carregam energia na proporção inversa de seu comprimento de onda.

7

Fig. 1 – Representação do espectro de manifestações físicas das ondas eletromagnéticas.

O esquema mostra que os raios-X são constituídos por ondas de comprimento

muito curto.

(ufpa.br)

Os raios-X são um dos tipos de propagação da energia nessa forma de ondas

eletromagnéticas e são produzidos quando um feixe de elétrons, oriundos de uma placa

catódica, incide nos átomos de uma placa alvo, chamada ânodo. Os elétrons disparados por

essa placa produtora (cátodo) vão se chocar com os átomos da placa alvo e deslocar seus

elétrons ou sofrem um refreamento de sua velocidade e mudança de direção, em

decorrência da influencia de cargas elétricas dos átomos da placa alvo. Essa perda de

energia decorrente da diminuição de velocidade dos elétrons incidentes se dá na forma de

uma onda eletromagnética chamada de raios-X.

8

Fig.2 – Representação esquemática do tubo de formação dos raios-X. O filamento

denominado cátodo dá origem ao feixe de elétrons que incide na placa denominada anodo e

dá formação aos raios-X.

(oocities.org)

Os raios X são, portanto, ondas eletromagnéticas constituídas de ondas elétricas e

magnéticas que se apresentam conjuntamente e em planos ortogonais entre si. Essas ondas

movem-se na velocidade da luz (no vácuo essa velocidade é definida como de 3 X 1010

cm/s ) (Hall 2006).

9

Conceitos físicos de ondulatória:

A distância entre dois pontos iguais de onda, representada em temos físicos pela letra grega

“ λ “ é conhecida como comprimento de onda. O numero de vezes que essa onda passa,

num determinado ponto e unidade de tempo, é chamado de freqüência, representada pela

letra grega “ ν “. O produto da freqüência pelo comprimento de onda é chamado de

velocidade da onda : c = λν. Todas ondas eletromagnéticas (ex.: ondas de rádio,

microondas, luz visível, raios- X e raios- γ) movem-se na velocidade da luz.

Fig. 3 – Representação de uma onda eletromagnética. As ondas denominadas “E” são a

porção elétrica e as ondas ortogonalmente localizadas denominadas “M” são a porção

magnética, ambas componentes das ondas eletromagnéticas (einsteinjournal.blogsp).

No começo do século 20, um físico chamado Max Planck estabeleceu que as ondas

eletromagnéticas carregavam energia em forma de “pacotes” e essas unidades receberam o

10

nome de fótons. Esse físico definiu que essa energia era inversamente proporcional ao

comprimento de onda dessas radiações eletromagnéticas. Com isso desenvolveu uma

equação onde cada fóton carrega uma energia definida como o produto de hν, onde h é uma

constante (conhecida como constante de Planck) e ν a frequência daquela radiação. Os

raios-X têm um comprimento de onda muito pequeno, do tamanho aproximado de um

átomo, com isso a quantia de energia transportada por eles na forma de fótons é muito

grande. Isso pode ser constatado ao se aplicar a fórmula de Planck (energia do fóton = hν).

Como toda onda eletromagnética tem a velocidade da luz, é possível inferir a altíssima

frequência dos raios-X para caminhar a mesma distância que qualquer outra onda. Como

resultado disso carregam altas cargas de energia em seus fótons. Em termos energéticos

ficou estabelecido que a energia de 1 fóton, medida em kiloelétron volts e o comprimento

de onda medido em angstroms, teria o seguinte valor: 1Å = 12,4 keV. Essa equação

significa, portanto, que uma onda eletromagnética com um comprimento de onda de 1Å (1

angstrom), transporta fótons de energia de 12,4 kiloelétron volt. Essa unidade kiloelétron

volt (keV) é uma unidade de energia, que representa a energia passada a um elétron que foi

acelerado por uma diferença de potencial de 1000 volts (V). Por analogia, a unidade elétron

volt (eV) é a energia transferida para 1 elétron quando acelerado por uma diferença de

potencial de 1 V (1 volt). Volt (V) é a unidade de tensão elétrica (diferença de potencial

elétrico) do Sistema Internacional de Unidades. Essa unidade representa o potencial de

transmissão de energia medido em Joules, pela carga elétrica em Coulombs, existente entre

dois pontos distintos no espaço. Ou seja, quando existe uma tensão de 1 V (um volt) entre

dois pontos no espaço é o mesmo que dizer que cada carga elétrica de 1 Coulomb, que se

movimenta entre esses pontos, transmite 1 Joule de energia. O angstrom (Å) é uma unidade

de medida que corresponde a 10-8 cm. Os raios-X têm um comprimento de onda de cerca de

0,1Å, com isso aplicando-se a equação: 1 λ Å = 12,4 keV, fica constatado que a energia que

cada fóton de raio-X transporta é da ordem de 124 keV. Esses raios-X têm grande

capacidade de atravessarem as estruturas físicas em virtude de terem esse comprimento de

onda de dimensões atômicas e alta carga energética embutida

Para exemplificar essa energia podemos fazer uma comparação com a energia existente em

ligações químicas comumente encontradas em seres vivos, as ligações covalentes entre

11

átomos de carbono (C=C) e que são consideradas ligações químicas fortes com uma energia

equivalente a 4,9 eV . Um fóton de raio-X tem 124 keV, ou seja, tem energia suficiente

para quebrar aproximadamente 25.000 dessas ligações covalentes entre átomos de carbono

(Hall 2006). Isso não ocorre necessariamente em todas passagens de um fóton de raios-X

pelos tecidos de seres humanos, mas serve para exemplificar o potencial energético desses

fótons. Os raios-X, portanto, possuem fótons com grande carga energética e tem tamanho

de onda de dimensões atômicas. Consequentemente, quando atravessam as estruturas vivas

parte dessa energia é depositada em tecidos e células.

Quando um feixe de raios-X passa através da matéria existem três possiblidades:

1 – atravessar a matéria sem interação

2 - interagir com a matéria atingida e ser completamente absorvido, transferindo toda sua

energia

3 – interagir e sofrer mudanças de sua direção, deixando só parte de sua energia

A transferência de energia entre os meios materiais, seja na forma de radiações

eletromagnéticas ou na forma de partículas (transferência particulada), pode ser de uma

grandeza suficiente para causar alterações nas estruturas atômicas deslocando um ou mais

elétrons de suas órbitas. Esse processo recebe o nome de ionização. Esses deslocamentos

dos elétrons de suas órbitas, às quais estavam aderidos por força de equilíbrio interno,

causam uma liberação média de energia de 33 eV para cada elétron liberado (Hall 2006).

Essa energia é liberada no meio onde essas reações estão ocorrendo e pode ser suficiente

para causar quebras de outras ligações químicas. As liberações de energia ionizante podem

ocorrer nas formas direta e/ou indireta.

12

Formas diretas de liberação de energia ionizante:

Partículas carregadas (forma particulada de radiação), liberadas e aceleradas por vários

meios, atingem os átomos alvos e causam alterações nas suas estruturas atômicas. Essas

partículas incidentes, carregando grande energia cinética, chocam-se com as partículas dos

átomos alvo e atuam como bolas de boliche causando deslocamentos e provocando

ionizações. Essa ação é chamada de direta. Exemplos de partículas que causam ionização

direta são as partículas alfa e beta. Massa, carga e velocidade das partículas interferem na

intensidade com que causam ionização.

Formas indiretas – principal modo de ação dos Raios-X:

As ondas eletromagnéticas são uma forma de energia causadora de ionização indireta.

Liberam sua energia em várias direções e interações com os átomos; essa energia é usada

em algumas situações para acelerar um elétron e move-lo de sua órbita. Esse elétron

liberado vai secundariamente atingir algum outro alvo nuclear em alguma molécula. Essas

alterações nas estruturas dos átomos podem dar origem a radicais livres. Exemplos de

radiação ionizante indireta são os raios-X, radiação gama, nêutrons.

As cargas energéticas dos fótons das ondas eletromagnéticas dos raios X incidem em

elétrons dos átomos que estão em seu percurso e podem deslocá-los de suas órbitas

atômicas. Quanto maior a energia carregada, maior essa probabilidade e maior a

intensidade do evento. O fóton incidente, após cada choque com átomos em seu percurso,

sofre mudanças de sua direção e perde energia; essa perda pode variar de parcial a quase

total. O elétron que receber a energia do fóton irá absorver parte dela e se transformar num

elétron acelerado.

13

Fig. 4 – Representação da absorção de um fóton de raio-X. Parte da energia do fóton é

passada para um elétron e o fóton incidente perde parte da energia e é defletido de sua

direção original (Hall 2006).

Esse elétron, por sua vez, transforma-se num projétil e ao se chocar com outros átomos

poderá causar transformações nas suas estruturas, por deslocar elétrons de suas órbitas.

Esse processo poderá causar ionizações em outros átomos, levando a quebras em ligações

químicas, ou seja, tem o potencial de causar danos biológicos. Esse efeito direto dos fótons

das ondas eletromagnéticas, deslocando e energizando os elétrons para fora de seus átomos,

é chamado de efeito Compton e depende de energia. Se a quantia de energia dos fótons não

for alta o suficiente para causar esse descolamento dos elétrons de suas órbitas, ela poderá

causar um outro efeito chamado de efeito fotoelétrico. Nesse último caso, a carga

14

energética dos fótons incidentes, por ser menor, irá causar somente uma mudança de órbita

de algumas camadas de elétrons em alguns átomos.

Se um elétron muda de uma órbita para outra de maior energia, seu lugar vai ser ocupado

por um elétron que estava numa órbita mais energética ou por um elétron de fora do átomo.

Todas essas movimentações também causam liberação de energia em forma de fótons. Isso

tende a criar radicais livres, principalmente em moléculas de água, que compõem cerca de

80% das células (H20 -- H2O+ + e-). Essa forma de atuação é, portanto, indireta.

Inicialmente são formados radicais livres que irão posteriormente interagir com outros

átomos e moléculas.

H2O+ é um íon e um radical livre. Um íon é um átomo ou molécula eletricamente carregado

porque perdeu um elétron. Os radicais livres contém um elétron não pareado na camada

externa, tornando-os altamente reativos. No caso da água esses radicais livres reagem com

outras moléculas de água e formam radicais hidroxila (OH) que são altamente reativos

H2O+ + H2O = H3O

+ + OH

Os radicais hidroxilas possuem nove elétrons, um deles sem par, transformando-o num

radical livre altamente reativo. Considera-se que esses radicais livres reagem com o DNA

dos núcleos celulares e que são responsáveis por 2/3 das alterações causadas pelas

radiações ionizantes. Em cada exame radiográfico um enorme número de fótons interage

com muitos átomos. Essa quantia é variável e dependente das diferentes técnicas de exame

que são utilizadas. Portanto, é uma questão estatística o número e a importância das lesões

que podem ocorrer.

15

Fig. 5 – Representação das ações direta e indireta das radiações. Imagem de estrutura

esquemática do DNA sendo lesado por elétron deslocado de seu átomo por fóton incidente

(ação direta) e por efeito de radicais hidroxila formados por incidência dos fótons nas

moléculas de água (Hall 2006).

As medidas de intensidade das radiações ionizantes têm sido baseadas no número de

eventos dessa natureza em decorrência de uma determinada quantia de energia. Quanto

maior a energia nessa forma ionizante, maior o número de possíveis efeitos nocivos.

Se as alterações celulares que ocorrerem pela passagem dessa radiação não forem

adequadamente reparadas pode haver impedimento de reprodução ou mesmo de

sobrevivência das células, ou surgirem células viáveis porém modificadas. Esses dois

resultados têm implicações diferentes para os organismos hospedeiros das mesmas.

16

A probabilidade das radiações causarem danos vai variar dependendo das doses das

radiações, podendo chegar em 100% de chance em doses altas (Hall 2006, Yukiko 1990,

UNSCEAR 2000, BEIR VII 2006).

Apesar dos mecanismos de reparação celulares, o desenvolvimento de células modificadas

pode dar origem a linhagens malignas, propiciando o surgimento do câncer (Preston 2005,

Lorimore 2003, Smith 2003, Cremer 1996, Frankenberg 1984, Puck 1956, Ward 1981).

Critério para avaliação e medida das doses de radiação

Para entendimento dos efeitos das radiações e desenvolvimento de normas de proteção é

necessário que sejam estabelecidos critérios para avaliação e medida das doses (Hall 2006,

UNSCEAR 2000).

Um conceito importante é o de radiação ionizante absorvida pelo organismo. Isso significa

a real transferência de energia ionizante para o organismo por unidade de massa. O

conceito usado para essa transferência é o de joules (unidade de energia mecânica) por

quilograma de massa.

Quando se trata de radiação ionizante a unidade usada para quantificar essa energia

incidente recebe o nome específico de gray (Gy). Essa unidade substituiu a unidade usada

no passado, que tinha a denominação de rad (radiation absorbed dose) e era definida como

a transferência de 100 erg/g de tecido.

O Gy (gray) foi convencionado como sendo equivalente a 100 rad. Essa unidade mede a

transferência de energia para a matéria atingida pela radiação. Quando é transferida uma

quantia de energia equivalente a 1 Joule (1J) por quilograma de matéria (1Kg) é porque

houve a incidência de 1 Gray (1Gy) de radiação ionizante.

Energia é uma grandeza única, com diferentes modos de apresentação, essa transformação

de radiação (Gy) para uma energia mecânica (J) é um modo de fazer uma comparação entre

as formas de apresentação da energia. Com o aumento de conhecimento a respeito da

radiação ionizante e seus modos de ação, foram se desenvolvendo outros conceitos de

17

avaliação , entre eles o de fator ponderado de radiação (radiation weighting factor –

Wr). Esse conceito considera que diferentes tipos de radiações ionizantes causam

diferentes efeitos e riscos aos organismos numa mesma dose, dependendo da natureza física

dessas radiações que transportam cargas energéticas e efeitos ionizantes diferentes. Esse

conceito é utilizado pelo ICRP (International Commission on Radiological Protection) para

o conceito de efeito biológico relativo (RBE-relative biologic effectiveness) (CNEN

2010, relatórios ICRP 1989).

Os valores ponderados de efetividade de cada tipo de radiação, também chamados de

fatores de qualidade das radiações, recomendados pelo ICRP, são os seguintes:

Tipo de energia Fator ponderado de radiação (Wr)

Fótons 1

Elétrons 1

Prótons 2

Partículas α, fragmentos de fissão nuclear

núcleos pesados e neutrons 20

Além dessa classificação, existem subdivisões dentro de algumas classes, dependendo da

dose de energia envolvida, conforme resolução do CNEN (Conselho Nacional de Energia

Nuclear) n° 102 de 22/12/2010:

Fótons, todas as energias 1

Elétrons e múons, todas as energias 1

Nêutrons , energia: < 10 keV 5

10 keV a 100 keV 10

18

>100 keV a 2 MeV 20

> 2MeV a20MeV 10

> 20 MeV 5

Prótons, exceto os de recuo, energia > 2 MeV 5

Partículas α, fragmentos de fissão, núcleos pesados 20

Diferenciação da qualidade e intensidade das radiações:

Como visto, os efeitos biológicos causados pelas radiações dependem do tipo e da

qualidade da radiação. As radiações ionizantes particuladas, ou seja, aquelas provenientes

18de partículas α, β e nêutrons apresentam um alto poder de ionização e tem um valor

ponderado maior. As partículas α são constituídas por 2 prótons e 2 nêutrons; quando um

átomo emite essas partículas ele tem uma diminuição de seu número atômico em duas

unidades e de seu número massa em quatro unidades.

Número atômico = número de prótons no núcleo do átomo

Massa atômica = soma de número de prótons e nêutrons no núcleo do átomo

Essas partículas alfa (α ) têm poder de penetração pequeno, podem ser detidas por uma

folha de papel, porém tem um alto poder de ionização. Elas apresentam uma composição

idêntica ao núcleo do hélio (constituído por 2 prótons e 2 nêutrons) e por onde passam tem

uma forte tendência de capturar elétrons, na tentativa de se transformar nesse elemento

químico (gás hélio). Consequentemente, partículas α tem fortíssimo poder de ionização.

São extremamente lesivas se ingeridas ou aspiradas.

As partículas β têm carga elétrica negativa e massa desprezível e apresentam um poder de

penetração maior que as partículas alfa. Quando um núcleo atômico emite uma partícula β

seu número atômico aumenta de uma unidade.

19

Os nêutrons, que fazem parte dos núcleos, têm a seguinte composição: nêutron = próton +

elétron + neutrino. As partículas β são a emissão desses elétrons + neutrinos, restando

somente os prótons nos núcleos, com isso havendo aumento do número atômico dos átomos

emissores.

As radiações γ têm composição eletromagnética, porém com um poder energético muito

maior que os raios-X, em virtude de seu comprimento de onda ser ainda menor que os dos

raios-X, tendo assim um valor ponderado de efeito maior.

Quando são avaliados as ações de diferentes radiações, esses aspectos têm que ser

considerados, pois os efeitos podem ser diferentes. Em decorrência dessas diferenças foi

criado um novo conceito em termos de proteção radiológica, a chamada dose equivalente.

Esse parâmetro é o produto da dose absorvida pelos tecidos ou órgãos atingidos por essas

radiações ionizante pelo tipo de energia ionizante incidente. Ou seja:

Dose equivalente = dose absorvida x fator ponderado de radiação

Assim surge outra unidade, que é utilizada quando se trata de medir efeito de radiações

ionizantes, o Sievert (Sv). Enquanto a unidade de energia absorvida pelos organismos é

medida em gray (Gy), a dose equivalente é medida em sievert (Sv).

Por esses conceitos pode ser entendido que, embora as radiações incidentes possam ser

iguais, os efeitos biológicos são diferentes. Para exemplificar, 1 Gy (gray) de energia

ionizante incidente, na forma de nêutrons, tem um efeito biológico diferente de 1 Gy de

energia incidente na forma de raios-X.

Como vimos na tabela anterior, os nêutrons tem um fator ponderado de radiação = 20,

enquanto os fótons, que são a forma de propagação da energia nas ondas eletromagnéticas,

tem um fator ponderado de radiação = 1. Ou seja, a dose equivalente da energia

transportada pelos nêutrons vai ser 20 vezes maior que a mesma quantia de energia

transportada pelos raios-X.

Levando-se em conta esses conceitos, nas radiações provenientes dos raios-X, que tem um

fator ponderado de radiação unitário (1), conclui-se que os valores de radiação absorvidos,

20

medidos em Gray (Gy), têm os mesmos valores que as doses equivalentes (dose equivalente

= dose absorvida x fator ponderado) que são medidos em Sievert (Sv).

Outro parâmetro importante em termos de radiações é o conceito de dose efetiva (E). Esse

valor baseia-se em valores quando o corpo é uniformemente irradiado, em toda sua

extensão. Esse tipo de radiação no corpo todo é um evento mais passível de acontecer em

casos de exposições a detonações de armas nucleares ou exposições em casos de acidentes

nucleares (como em usinas nucleares).

A partir desse conceito de dose efetiva, ou seja, radiação total do corpo, surgiu também um

outro parâmetro, chamado fator ponderado tissular (tissue weighting factor – Wt). Esse

parâmetro existe em decorrência das diferentes vulnerabilidades tissulares às radiações.

Assim como é importante a avaliação do tipo de radiação ionizante que está atingindo o

organismo, também tem importância saber quais estruturas estão sendo atingidas, por

existirem diferentes vulnerabilidades entre os diferentes órgãos e tecidos do corpo humano.

Em virtude dessas diferentes sensibilidades, a formulação da dose efetiva quando o corpo é

irradiado tem a seguinte equação de definição:

Dose efetiva = Σ dose absorvida x Wr (fator ponderado de radiação) x Wt (fator

ponderado tissular) .

O ICRP (International Commission on Radiological Protection) estabelece a seguinte tabela

de valores para os fatores ponderados teciduais (Wt) (ICRP 1989, Kerr 1979, Preston 2005)

TECIDOS Wt ΣWt

1-Medula óssea, mamas, cólon, pulmões, estômago 0,12 0,60

2-Bexiga, esôfago, gônadas, fígado, tireóide 0,05 0,25

3-Ossos, cérebro, rins, glândulas salivares, pele 0,01 0,05

4-Demais tecidos sensíveis 0,10 0,10

21

É importante ressaltar que as avaliações sobre probabilidades cancerígenas das radiações

foram inicialmente baseadas no conceito de dose efetiva. Esse conceito foi estabelecido

principalmente com os estudos das populações japonesas residentes em Hiroshima e

Nagasaki expostas às detonações atômicas na segunda guerra mundial. Os indivíduos

sobreviventes foram expostos à radiações com diferentes intensidades, em sua maioria

doses de corpo total. Baseado nesses casos desenvolveram-se índices de probabilidades

cancerígenas a partir dos níveis de radiações incidentes (BEIR V 1990, LSS Reports 1-14,

1950-2003)

Os exames de imagem raramente examinam o corpo todo do paciente numa mesma data,

portanto, não temos uma irradiação de corpo total. Porém, a partir desses estudos temos

conhecimento de diferentes vulnerabilidades do corpo humano às radiações ionizantes. Por

exemplo, usando-se a tabela de fatores ponderados teciduais (estabelecido pelo ICRP),

observa-se que os pulmões (Wt= 0.12) são 12 vezes mais sensíveis às radiações que os rins

(Wt=0.01). Portanto, a sensibilidade dos órgãos e tecidos são diferentes para a mesma dose

de radiação absorvida, resultando em efeitos potencialmente distintos, dependendo da área

atingida (ICRP 1989).

Como são necessários contingentes enormes de pessoas para um estudo prospectivo sobre

esse assunto e existem inúmeras variáveis envolvidas (carga genética, tempo decorrido após

o exame, exames intercalados, idade em cada exame, localização geográfica de moradia,

etc), fica muito difícil estabelecer com precisão os perigos envolvidos com essas doses

absorvidas em exames radiológicos. Os indivíduos já nascem com uma probabilidade

importante para desenvolver um câncer ao longo de suas vidas (segundo o FDA, em torno

de 20% na população americana). Essas incidências vão variar de acordo com sexo, idade,

grupos raciais, locais de moradia e exposições a fatores predisponentes. Seria necessário

estudo populacional numeroso, com grupos controles de pessoas nunca expostas,

semelhantes às populações expostas, por longo tempo, para se observar eventuais

acréscimos de incidências de câncer. Esses acompanhamentos ainda não estão sendo

realizados em grandes grupos populacionais, porém foram criados alguns conceitos para

avaliar o aumento de radiação às quais as populações estão sendo expostas, um deles é o de

dose equivalente coletiva (ICRP 1989).

22

Esse conceito toma a dose equivalente total (dose de exposição x fator ponderado do tipo

de radiação) à qual uma população foi exposta, em sievert (Sv) e estabelece uma relação de

1 pessoa para cada sievert (Sv) de exposição. Para exemplificar, suponha-se que um

determinado país teve um número de radiação quantificada (soma de exames de imagens,

medicina nuclear e outros métodos) em dose total/ano de 1 milhão de Sv. A dose

equivalente coletiva seria de 1milhão de pessoas/Sv, ou seja, seria como se 1 milhão de

indivíduos recebesse cada um a dose equivalente de 1 Sv.

Esse conceito é muito importante em termos epidemiológicos para avaliar a evolução da

quantia de radiação às quais as populações estão sendo expostas. Quando se abordam os

possíveis efeitos das radiações é importante o conhecimento de alguns conceitos

estabelecidos e aceitos, que são: efeitos determinísticos e efeitos estocásticos (ICRP

1989).

Efeito determinístico:

São efeitos celulares e teciduais que vão ocorrer quando se ultrapassa determinada dose de

radiação. Por exemplo, a catarata vai ocorrer sempre que se ultrapassar uma dose gatilho

(threshold dose) para esse efeito (ICRP 1989)

Efeito estocástico:

O resultado é diferente se as células afetadas pelas radiações continuam viáveis, porém

modificadas. São as chamadas mutações (de ponto, translocações cromossômicas, fusões de

genes), as células continuam com a capacidade reprodutiva, mas alteradas. Os efeitos

hereditários e a carcinogênese caem nessa categoria de efeitos. Portanto, se células

somáticas são expostas à radiação, a possibilidade de câncer aumenta com a dose,

provavelmente sem dose gatilho. Embora a probabilidade de câncer aumente com a dose, a

severidade do câncer não é correlacionada com a mesma. Resumindo: a) efeito

determinístico - a severidade do efeito aumenta com a dose após ultrapassar uma dose

gatilho (exemplo- catarata, alopecia) b) efeito estocástico - a severidade do efeito

23

independe da dose, mas a probabilidade de sua ocorrência tem correlação direta com ela

(não tem dose gatilho, exemplo - câncer).

A probabilidade de efeitos estocásticos é estabelecida como dependente não somente da

dose absorvida, mas também do tipo de energia dessa radiação, ou seja, tem relação com a

dose equivalente. A dose equivalente é a unidade de interesse em termos de avaliar

proteção às pessoas expostas. Para uma melhor compreensão a respeito das absorções das

radiações ionizantes é importante o entendimento de suas unidades físicas e a correlação

entre elas (BEIR VII 2006)

Unidades de radiação :

Roentgen (R) - Unidade de exposição a radiação ionizante. É a quantia de radiações γ ou

de raios-X necessários para produzir um determinado número de íons em 1 cm3 de ar. 1

Roentgen = 1,61 x 1012 pares iônicos / 1 cm3 de ar.

Rad (radiaton absorbed dose): antiga unidade de radiação absorvida pelo corpo. 1 rad =

100erg/g de qualquer tecido. Substituída pelo Gray (Gy) - 1 rad = 1/100 Gy

Rem (roentgen equivalent man): é uma unidade antiga e introduzia o conceito de dose

equivalente ou efetiva. É o produto de dose absorvida em rad e o fator ponderado de

radiação. Substituída pelo Sievert (Sv) - 1 rem = 1/100 Sv

Gray (Gy) : é a unidade atualmente utilizada para dose absorvidas. Um unidade tem o

valor equivalente à deposição de 1 joule de energia em cada 1 kg de tecido exposto à

radiação ( 1J/Kg) . Substituiu a unidade antiga (rad) - 1 Gy = 100 rad

Sievert (Sv) : unidade de dose equivalente. É a dose em Gy multiplicado pelo fator

ponderado . Substituiu a unidade antiga (rem) – 1 Sv = 100 rem

24

A seguir exemplificamos as doses de radiações ionizantes com seus respectivos efeitos já

conhecidos:

a) 10 – 50 rem (100 - 500 mSv; 0,1 – 0,5 Gy): depressão da medula e redução do

número de células sanguíneas

b) 1 – 2 Gy : doses em que já ocorrem mortes

c) c) 3 – 4 Gy : doses com 50% de mortes em 60 dias (sem intervenção médica)

d) d)> 10 Gy : sem chance de sobrevivência (sem intervenção médica) (Hall 2006)

Temos, em decorrência de nossa estrutura orgânica, uma extrema sensibilidade a esse tipo

de radiação. Existe um grande número de publicações a respeito dos efeitos das radiações

ionizantes, a maioria deles mostrando efeitos nocivos, tanto imediatos em casos de maior

dosagem de radiação, como tardios em casos de menor dosagem.

Existe um consenso, por parte das entidades responsáveis pela administração e controle

dessas radiações, da necessidade de uma contínua avaliação das dosagens aplicadas, para

proteger os pacientes de uma exposição desnecessária. Assim como também proteger as

pessoas envolvidas na manipulação desses aparelhos e o ambiente próximo a essas

instalações. Essa preocupação com o aumento das radiações vem crescendo em decorrência

da exposição crescente por atividades médicas (Hall 2006)

Entidades regulamentadoras das radiações ionizantes :

Somente após 1920, tiveram início procedimentos de proteção e regulamentações das

atividades envolvendo o uso das radiações ionizantes. Em 1928, no segundo congresso

internacional de radiologia, foi criada uma organização chamada “ Internacional X-ray and

Radium Protection Committee “, com a finalidade de avaliar os perigos devido às radiações

ionizantes e desenvolver modos de proteção. Em 1950 essa organização foi subdividida em

duas entidades, que permanecem atuando até os dias atuais: a International Commission on

Radiological Protection (ICRP) e a International Commission on Radiation Units and

25

Measurements (ICRU). A ICRP, mesmo não tendo um poder regulador internacional, em

virtude das diferentes políticas entre os países, estabelece os conceitos de normas de

segurança e tem seus parâmetros aceitos internacionalmente. As autoridades reguladoras de

cada país tem suas próprias estruturas de legislação, controle, licenças e normas para as

práticas com essas radiações. Essas entidades anteriormente citadas são as balizadoras dos

assuntos de radiações ionizantes na maior parte dos países europeus e em muitos outros

países do mundo e mantêm relacionamento com a Organização Mundial da Saúde e com a

Agência Internacional de Energia Atômica. Tem também vínculos com a Organização

Internacional do Trabalho e outros órgãos das Nações Unidas.

Em 1929 foi criado nos Estados Unidos uma entidade denominada de “The Advisory

Committee on X-Ray and Radium Protection”. Essa entidade foi originariamente

estabelecida para representar todas organizações envolvidas com raios-X e radiações

ionizantes, atuando nos Estados Unidos . Tinha uma função análoga à “Internacional X-ray

and Radium Protection Committee “, criada no segundo congresso internacional de

radiologia. Como continuidade dessa instituição foi criado o National Council on Radiation

Protection and Measurements (NCRP). Essa entidade é a principal responsável pelas

políticas de controle e proteção às radiações ionizantes nos EUA. Com o contínuo

crescimento da radiologia e aumento do uso das radiações ionizantes houve uma importante

expansão das atividades do NCRP e com o tempo foi concluído que sua atividade de modo

informal era inapropriada. Como resultado, o NCRP foi reconhecido e oficializado pelo

congresso americano em 1964 com o nome de “National Council on Radiation Protection

and Measurements”. Essa transformação é importante no sentido de mostrar uma

preocupação crescente com o aumento do uso de meios emissores de radiações e

determinar medidas de controle . O NCRPM oficializado pelo congresso americano e por

leis públicas estabelece os seguintes objetivos :

1 – Coletar, analisar, desenvolver e esclarecer ao público informações e recomendações

sobre proteção contra radiações ionizantes e tomar medidas visando a adequada

quantificação dessas radiações.

26

2 – Providenciar os meios de cooperação entre as entidades envolvidas em aspectos

científicos e de proteção às radiações ionizantes, no intuito de efetiva utilização de seus

recursos e cooperação mútua.

3 – Desenvolvimento de conhecimentos básicos a respeito das radiações, suas unidades e

medidas. Estímulo à aplicação desses conceitos e seu uso em proteção contra radiações.

4 – Cooperação com o ICRP (International Commission on Radiological Protection), o

Federal Radiation Council, o International Commission on Radiation Units and

Measurements e com outras organizações nacionais e internacionais, governamentais e

privadas, que estejam relacionadas com quantificações de radiações e com medidas de

proteção às mesmas.

Como pode ser inferido dessas associações, de seus desenvolvimentos e desdobramentos, a

preocupação a respeito das radiações vem de longa data e tem crescido com o aumento das

exposições às quais as populações estão sendo submetidas.

Existem ainda várias outras organizações que cuidam das proteções às radiações e ocorrem

inter-relações entre vários comitês que cuidam desses controles. Alguns desses comitês

sumarizam os dados e análises dos riscos provenientes das radiações, principalmente

voltados aos perigos de desenvolvimento de câncer e de alterações hereditárias.

Como órgão das Nações Unidas e cuidando desses assuntos relacionados às radiações

existe o United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

(UNSCEAR). Esse comitê tem grande representação internacional, com membros da

comunidade científica em vários países membros das Nações Unidas. Seus relatórios

ocorrem desde 1958; o último relatório foi em 2013 e trata quase exclusivamente dos

cuidados com radiações na faixa pediátrica. Os Estados Unidos tem um comitê conhecido

como BEIR (Biological Effects of Ionizing Radiations). Seu primeiro relatório foi em 1956

e é conhecido como BEAR (Biological Effects of Atomic Radiations). Após esse surgiram

os relatórios de 1972 (BEIR II), 1980 (BEIR III), 1990 (BEIR V),1999 (BEIR VI), 2006

(BEIR VII)

27

Estudos epidemiológicos com radiações ionizantes :

A maior fonte de estudos para avaliação dos efeitos das radiações nos seres humanos

vieram das populações atingidas pelas bombas atômicas de Hiroshima e Nagasaki.

Inúmeros estudos e trabalhos epidemiológicos foram realizados a partir dessas fontes. O

maior estudo foi o LSS (Life Span Study), que foi um trabalho conjunto entre os governos e

comunidades científicas do Japão e dos EUA. Este estudo coletou dados dos sobreviventes

baseado nos locais onde se encontravam em relação ao epicentro das detonações e estes

foram acompanhadas por décadas. Esse acompanhamento estudou a incidência e

mortalidade por câncer e a mortalidade por causas não relacionadas ao câncer (Preston

2003, Pierce 2000). Foram estudados cerca de 60.000 sobreviventes de Hiroshima e 30.000

de Nagasaki. Aproximadamente 75% do total dos sobreviventes recebeu entre 5 – 100 mSv.

Esse estudo conjunto deu origem a muitos trabalhos científicos e relatórios, sendo a

principal fonte de apoio ao desenvolvimento de interpretações sobre radiações ionizantes.

Os sobreviventes foram catalogados em várias categorias. Os que receberam doses altas de

radiações tiveram grande incidência de mortalidade e efeitos nocivos mais precoces

(Preston 2003). No entanto, os estudos epidemiológicos mostraram, por exemplo, uma clara

associação entre câncer do pulmão, urotélio, bexiga, mama, estômago, fígado, etc, e baixas

doses de radiações ionizantes (LSS Reports 1-14, 1950-2003, Pierce 2003, Preston 2003,

Doll 1977, Doddy 2000, Pierce 2000, Gilbert 2001, Hendee 1992).

Os catalogados na categoria de doses entre 5 e 125 mSv (dose média de 34 mSv) já

mostraram um aumento significante ( P=0,025) de mortalidade relacionado a cânceres

sólidos (Brenner 2003).

28

Fig. 6 – Representação das doses médias de radiação absorvidas por sobreviventes nas

explosões atômicas em Hiroshima e Nagasaki, com as respectivas variações de

significância estatística em termos de aumento de aparecimento de câncer (Brenner 2003).

29

Teorias de efeitos das radiações ionizantes em relação às doses recebidas :

Na análise dos riscos pelo uso das radiações ionizantes, baseadas em análises

epidemiológicas, existem duas avaliações bem estabelecidas. Uma quando se consideram

doses de radiação médias ou altas; nessas existe um consenso quanto ao poder lesivo. Outra

quando as doses baixam para um limite entre 100 – 200 mSv ou menores; nessas as

interpretações podem ser polêmicas, embora os estudos de pessoas sobreviventes às

bombas nucleares da segunda guerra apontaram para um efeito biológico adverso já para

doses no intervalo de 5 – 50 mSv.

Existem duas tendências predominantes para interpretação dos efeitos dessas radiações

denominadas de baixas doses. Um grupo que considera não existir perigo até que se atinja

uma dosagem limítrofe, a partir da qual os efeitos maléficos começariam a ocorrer. Essa

dosagem inicial, a partir da qual existe perigo aos indivíduos expostos a elas, tem valores

diferentes entre os diversos proponentes dessa corrente. Essa proposta é conhecida como

dose gatilho, ou dose linear (linear threshold) (Bond 1996, Becker 1997, Tubiana 2000,

Brenner 2003).

Com doses menores de radiação, os efeito dramáticos das altas doses não ocorrem. Os

efeitos como câncer ou alterações hereditárias podem levar décadas ou gerações para serem

detectadas e isso propicia interpretações contraditórias. A mais conhecida dessas

contradições é a chamada teoria da “radiation hormesis” (Calabrese 2002, Luckey 1997) .

Por essa hipótese as doses abaixo da dose gatilho (threshold) teriam um efeito benéfico ao

organismo. Essas baixas doses propiciariam um desenvolvimento (ou estímulo) dos

mecanismos de defesa enzimáticos responsáveis pelas reparações ocorridas quando da

incidência das radiações ionizantes ou diminuiriam a quantia de regiões potencialmente

perigosas no DNA. Estas seriam previamente destruídas e corretamente reparadas por essas

dosagens baixas. Deve ser ressaltado que um estudo prospectivo com pacientes que

receberam baixas doses exige estatisticamente um número muito grande de casos para

precisão estatística. A amostragem, do ponto de vista estatístico precisaria aumentar de

acordo com o inverso do quadrado da dose (Pochin 1976, Land 1980). Por exemplo, se

para uma dose de 1000 mSv são necessários 500 casos, para uma dose de 100 mSv seriam

30

necessários 50000, para 10 mSv precisariam 5.000.000. Isso exemplifica uma das

dificuldades em se estudar os efeitos de baixas doses de radiações.

A teoria de dose gatilho (threshold) pode ser exemplificada em alguns casos, como em

sarcomas (tumores malignos originando-se em tecidos conectivos) que aparecem como

complicações após tratamentos radioterápicos. O tecido conectivo é normalmente mais

dormente e são necessárias altas doses de radiação para essas células serem estimuladas e

entrarem em reprodução. Esse é um exemplo de efeito de alta dosagem e não se enquadra

nas complicações ou efeitos nocivos de baixas doses. Existem riscos diferentes para

sarcomas e carcinomas por influência de radiações ionizantes. Entre os sobreviventes das

explosões nucleares de Hiroshima e Nagasaki houve um significante aumento de

carcinomas, não de sarcomas.

Outros grupos apóiam a idéia que os efeitos lesivos das radiações ionizantes aumentam

linearmente em qualquer dose acima de zero. Esse conceito é conhecido como linear sem

gatilho (linear no-threshold – LNT) (Gofman 1971, Stewart 1990, UNSCEAR 2000,

NCRP 2001).

Essa teoria segue a seguinte equação:

S = exp{-p (αD + βD2)}

S = sobrevivência celular

D = dose de radiação

pα e pβ = valores que melhor se adaptam às curvas experimentais de sobrevivência celular

Essa equação estabelece que as radiações ionizantes em doses menores tem um

comportamento linear de agressividade celular, tornando-se quadráticas, exponenciando

seus efeitos com doses maiores.

As entidades mais importantes no controle das radiações e seus efeitos, a UNSCEAR

(United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), o NCRP

(National Council on Radiation Protection and Measurements of the United States of

31

America) e o ICRP (International Commission on Radiological Protection), após extensas

revisões e estudos epidemiológicas da literatura, adotaram o conceito de LNT (linear no-

threshold) como o modelo mais apropriado para considerar os efeitos das radiações,

mesmo as chamadas radiações de pequenas dose.

Essas tres entidades tiveram relatórios respaldando essa teoria: UNSCEAR 2000, NCRP

2001, ICRP 1991. O ICRP, inclusive, faz um adendo onde considera que os riscos

estimados usando esse conceito são provavelmente conservadores (UNSCEAR 2000,

NCRP 2001, ICRP 1991, ICRP 2003 ).

Esse consenso foi extremamente importante, pois até então havia vários estudos e várias

tendências, muitas até antagônicas. A partir daí, o desenvolvimento de protocolos e

cuidados voltados à proteção dos efeitos das radiações ionizantes tornou-se mais

abrangente. Dois conceitos nasceram a partir desse consenso do modo de atuação das

radiações de baixas doses: o conceito ALARA (As Low As Readily Achievable) e o

conceito de Dose Coletiva (Musolino 2008, Clarke 1999, ICRP 2003). O primeiro conceito

(ALARA) estabelece uma preocupação de proteção no próprio nome, cuja correta

interpretação seria “usar as doses mais baixas possíveis para cada exame “. O ICRP passou

a quantificar o risco das radiações adotando o conceito de excesso de risco absoluto (excess

absolute risk- EAR) para câncer fatal, no valor de 5% para cada sievert (Sv) de dose de

radiação.

A UNSCEAR mais recentemente, em 2000, definiu o potencial perigo de um modo um

pouco diferente. Estabeleceu que para 1 Sv de radiação, para todas idades, o perigo para

homens seria de 9% e para mulheres de 13 %. Nesse relatório também consideraram

aplicar uma redução de 50% do risco estimado para os casos de exposição crônica. Todos

esses riscos acima descritos são para desenvolvimento de cânceres fatais. A UNSCEAR

considera nesse relatório de 2000 que a incidência de cânceres sólidos devido às radiações

ocorrem numa incidência que é o dobro do número de casos fatais.

O National Cancer Institute (NCI), órgão do National Institutes of Health dos EUA, declara

que atualmente são realizados de 5 a 9 milhões de exames de tomografia computadorizada

em crianças nos EUA. Atesta que o uso de TC nos EUA cresceu 8 vezes desde 1980, com

32

uma taxa de crescimento anual estimada em 10%. Essa entidade faz uma consideração

específica quanto aos riscos de radiações em crianças, por vários motivos:

- Crianças são consideradas mais sensíveis à radiação do que os adultos.

- Tem uma expectativa de vida maior, resultando numa possibilidade maior de

expressar alterações decorrentes de radiação.

- Crianças podem receber doses de radiação maiores que as necessárias se os

protocolos de exames não forem ajustados às menores dimensões de seus corpos.

Essa entidade chama a atenção em sua página, para trabalhos mostrando um aumento de

probabilidade de três vezes para desenvolver tumores de SNC (sistema nervoso central) em

casos onde houve doses cumulativas de radiação de 50-60 mGy na região da cabeça. Essa

mesma dose cumulativa (50-60 mGy) em topografia de medula óssea , aumenta em três

vezes a probabilidade de leucemia. O número de exames de TC necessários para esse

acúmulo de radiação depende do tipo de aparelho de CT, das dimensões do paciente e dos

protocolos usados (Pearce 2012, Brenner 2001, Brenner 2007, Brody 2007).

Atualmente o FDA (U.S. Food and Drug Administration), que é o órgão do ministério da

saúde dos EUA que cuida e administra os assuntos relacionados a alimentos,

medicamentos, produtos e instrumentos médicos, incluindo aparelhos emissores da

radiações ionizantes, também tem normas estabelecendo cuidados em relação às radiações

ionizantes.Esse órgão estabelece, em termos de riscos à saúde provenientes de radiações

ionizantes usadas em exames de imagens, o seguinte critério: “um exame de CT com dose

efetiva de 10 milisieverts ( 10 mSv) pode ser associado com um aumento na possibilidade

de desenvolver um câncer fatal em aproximadamente 1/2000”. Nessa mesma consideração,

o FDA lembra que a possibilidade natural de um câncer fatal na população americana está

na faixa de 1/5, ou seja, cerca de 20% da população irá naturalmente desenvolver uma

forma mortal de câncer. Esse dado mostra a dificuldade em estudar os efeitos das radiações

ionizantes, visto que elas causam um acréscimo muito pequeno nessa probabilidade natural

de se desenvolver um câncer. Mas como se trata de um problema epidemiológico, com

33

grande número de pessoas sendo submetidas a esses exames com radiações ionizantes,

toma dimensões que merecem ser consideradas. Também é considerado pelo FDA que a

dose de radiação ionizante usada na maior parte dos exames de tomografia

computadorizada é equivalente às menores doses recebidas pelos sobreviventes das bombas

atômicas e que esses sobreviventes tiveram um aumento de casos de câncer em virtude

dessa dose de radiação.

34

OBJETIVOS

Objetivo principal:

Avaliar a dosagem da radiação ionizante absorvida pelos pacientes nos exames de

tomografia computadoriza realizados no HC/Unicamp.

Objetivos específicos:

1 - Avaliar as dosagens de radiações ionizantes absorvidas nos diversos tipos de exames

realizados com a tomografia computadorizada, classificados quanto a topografia (crânio,

pescoço, tórax, abdome e exames múltiplos).

2 - Reavaliar os protocolos dos exames tomográficos visando reduzir as doses de radiação

absorvidas.

35

MATERIAL E MÉTODO:

Grupo de estudo e forma de abordagem

Foram revisados relatórios de dosagem de radiação de 1352 exames de tomografia

computadorizada de crânio, pescoço, tórax, abdome e tórax + abdome, realizados no

serviço de radiologia do HC/Unicamp, no período de 2010 a 2014, independente do tipo da

doença, sexo, idade. Esse número de relatórios visou a obtenção de uma amostragem

significativa desses diversos tipos de exames realizados por esse método de investigação

por imagem.

Avaliação dos relatórios de doses fornecidos pelo aparelho de tomografia

computadorizada

Os dados foram obtidos em dois aparelhos de tomografia computadorizada: 1) modelo

Aquilion - Toshiba - com 64 canais, 2) aparelho GE com 16 canais. Os dados fornecidos

pelos aparelhos são em medidas denominadas CTDIvol (computed tomography dose index)

e DLP (dose length product). CTDIvol é a dose padrão média que o aparelho calcula para

cada exame realizado e é medido numa unidade denominada mGy ( milésima parte do

Gray, que é a unidade de radiação ionizante produzida pelos aparelhos de tomografia

computadorizada). Esse índice varia de acordo com o protocolo estabelecido para cada

exame. A multiplicação do CTDIvol pelo comprimento do corpo a ser examinado gera o

índice DLP (dose length product), que é medido em mGy-cm. Os parâmetros CTDI e DLP

(que são as doses de radiação produzidas pelo aparelho) foram convertidos em doses

efetivamente absorvidas pelos pacientes.

Metodologia de obtenção das doses absorvidas pelos pacientes:

Como as dosagens de absorção das radiações dependem do volume corpóreo que está sendo

irradiado, foram realizadas correções de acordo com essa variação. Para essas correções foi

36

utilizado uma medida corpórea denominada diâmetro efetivo. Essa medida (diâmetro

efetivo) é obtido pela raiz quadrada do produto da maior medida corpórea lateral pela maior

medida ântero-posterior. Esses valores foram obtidos a partir das imagens axiais

tomográficas e foram considerados as maiores medidas. Esses valores de diâmetro efetivo

sofrem uma conversão que variam conforme o modelo utilizado pelo tomógrafo (16 ou 32

cm) para cálculo das radiações produzidas. O resultado do produto do CTDIvol por esse

fator de correção é chamado de CTDIvol corrigido. O índice DLP corrigido foi obtido

multiplicando o CTDIvol pelo comprimento examinado.

Para obtenção das doses absorvidas pelo corpo utilizou-se outro fator de conversão,

denominado fator “k”. Esse índice tem variações dependendo da região corpórea

examinada. O produto final do DLP corrigido pelo fator “k” é a dose de radiação ionizante

absorvida por aquele segmento do corpo durante o exame. Após essas conversões, as doses

de radiação ionizantes absorvidas mudam de unidade e são medidas em mSv (Sievert é uma

unidade de radiação absorvida pelo corpo).

Metodologia dos protocolos utilizados para realização dos exames :

1- Aparelho de 64 detectores :

- CRÂNIO :

- Técnica = 300 mA ; tempo de rotação do tubo = 0,75 segundos; espessura do corte

= 0,5 mm; espaçamento entre os cortes (pitch) = 1

- PESCOÇO :

- Técnica = 50 – 500 mA; tempo de rotação do tubo = 0,5 segundos; espessura do

corte = 0,5 mm; espaçamento entre os cortes (pitch) = 1

- TÓRAX :



- ABDOME:



37

2 – Aparelho de 64 detectores , com protocolo modificado :

- TÓRAX :



- ABDOME:



3 – Aparelho de 16 detectores :

- CRÂNIO :

- Técnica = 380 mA ; tempo de rotação do tubo = 0,6 segundos; espessura do corte =

0,625 mm; espaçamento entre os cortes (pitch) = 1

- PESCOÇO :

- Técnica = 380/440 mA; tempo de rotação do tubo = 0,8 segundos; espessura do


- TÓRAX :



- ABDOME:



ANÁLISE ESTATÍSTICA:

Para comparação das variáveis entre os diferentes tipos de exames foi utilizado o teste

de Kruskal-Wallis com pós-teste de Dunn. Resultados com p<0.05 foram considerados

significantes.

38

RESULTADOS

Análise da radiação absorvida nos exames tomográficos de rotina

Foram analisados 1352 relatórios de exames tomográficos realizados pelo serviço de

radiologia do HC/UNICAMP entre 2010 e 2014. A idade dos pacientes variou de 1 ano a

100 anos (média – 51,93 anos); 744 eram homens e 608 mulheres. Estes exames foram

subdivididos segundo o aparelho tomográfico, no qual foram realizados: aparelho de 16

detectores - 326 exames, aparelho de 64 detectores - 1026 exames.

A.1 – Exames realizados no aparelho de 16 detectores - 326 exames

Foram examinados os dados de 97 exames de crânio, 26 de pescoço, 46 de tórax, 92 de

abdome e 65 de tórax + abdome. A figura 7 ilustra a distribuição dos valores de dose

absorvida em mSv nos diferentes tipos de exames. A comparação entre os diversos tipos de

exames mostrou que a dose absorvida pelos pacientes nos exames de abdome e tórax

+abdome foi significativamente mais elevada em relação àquela dos exames de pescoço,

crânio e tórax (p< 0,001). A análise da dose absorvida em relação ao gênero dos pacientes

(p=0,6454), assim como da idade em relação ao gênero (p=0,8323) não mostraram

diferenças significantes. Entretanto, notou-se diferença significante quando foi analisada a

idade dos pacientes em relação ao tipo de exame (p= 0,006). O grupo de exames

tórax+abdome apresentou a média de idade mais alta, enquanto que o grupo de exame de

crânio mostrava a média mais baixa.

Os exames da faixa pediátrica (recém-nascidos – 18 anos) representaram 14% do conjunto

de exames de crânio e do pescoço. A dose média de radiação absorvida por esse grupo foi

de 4,06 mSv. No conjunto de exames do tórax, abdome e tórax + abdome, essa faixa etária

corresponde a 6% do total de exames. A dose média de radiação absorvida nesse conjunto

de exames foi de 27,09 mSv.

39

Fig. 7 – O gráfico (box-plot) mostra as médias de radiação absorvidas pelos pacientes nos

diferentes tipos de exames realizados no aparelho de 16 detectores (Kruskal Wallis seguido

de Dunn)

Nos exames de crânio a idade dos pacientes variou de 1 a 95 anos (média 44,83 anos),

sendo 59 homens e 38 mulheres. Destes pacientes, 17 estavam na faixa de 1 a 18 anos. A

dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 1,57 a 7,42 mSv, com a média de

4,21 mSv.

Nos exames de pescoço a idade dos pacientes variou de 21 anos a 72 anos (média 51,11

anos) sendo 14 homens e 12 mulheres. A dose de radiação absorvida por esses pacientes

variou de 3,55 a 15,77 mSv, com a média de 5,73 mSv.

Nos exames de abdome a idade dos pacientes variou de 1 ano a 92 anos (média de 49,96

anos), sendo 54 homens e 38 mulheres. Destes pacientes, 8 estavam na faixa de 1 a 18 anos.

40

A dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 8,3 a 61,01 mSv, com a média

de 31,66 mSv.

Nos exames de tórax a idade dos pacientes variou de 9 anos a 79 anos (média 48,74 anos),


dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 4,86 a 21,61 mSv, com a média de

12,28 mSv.

Nos exames de tórax + abdome a idade dos pacientes variou de 26 anos a 87 anos (média

57,1 anos), sendo 31 homens e 34 mulheres. A dose de radiação absorvida por esses

pacientes variou de 33,29 a 69,11 mSv, com a média de 47,33 mSv.

A.2 - Exames realizados no aparelho de 64 detectores – 996 exames

Foram examinados os dados de 449 exames de crânio, 36 de pescoço, 119 de tórax, 270 de

abdome, 130 de tórax+ abdome. A figura 8 ilustra a distribuição dos valores de dose

absorvida em mSv nos diferentes tipos de exames. A comparação entre os diversos tipos de

exames mostrou que a dose absorvida pelos pacientes nos exames de abdome e tórax

+abdome foi significativamente mais elevada em relação àquela dos exames de pescoço,

crânio e tórax (P<0,001). Não foi encontrada diferença significativa entre dose absorvida

versus gênero dos pacientes (p= 0,8 ) e idade versus gênero dos pacientes (p= 0,5755).

Entretanto, a análise entre idade dos pacientes em relação ao tipo de exame evidenciou

diferença significativa (p= 0,003). O grupo de exames tórax+abdome apresentou a média

de idade mais alta, enquanto que o grupo de exame de pescoço mostrava a média mais

baixa.

Os exames da faixa pediátrica (recém-nascidos – 18 anos) representaram 12% do conjunto

de exames de crânio e do pescoço. A dose média de radiação absorvida por esse grupo foi

de 3,44 mSv. No conjunto de exames do tórax, abdome e tórax + abdome, essa faixa etária

corresponde a 5% do total de exames. A dose media de radiação absorvida nesse conjunto

de exames foi de 38,97 mSv.

41

Fig. 8 – O gráfico (box-plot) mostra as médias de radiação absorvidas pelos pacientes nos

diferentes tipos de exames realizados no aparelho de 64 detectores

Nos exames de crânio a idade dos pacientes variou de 1 ano a 100 anos (média 51,2 anos),


dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 1 a 12,59 mSv, com a média de

3,29 mSv.

Nos exames de pescoço a idade dos pacientes variou de 3 anos a 86 anos (média 48,3

anos), sendo 26 homens e 10 mulheres. Destes pacientes, 8 estavam na faixa de 1 a 18 anos.

A dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 1,98 a 9,91 mSv, com a média

de 4,26 mSv.

Nos exames de abdome a idade dos pacientes variou de 6 anos a 87 anos (média 53,1

anos), sendo 137 homens e 133 mulheres. Destes pacientes, 9 estavam na faixa de 1 a 18

42

anos. A dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 20,85 a 203,35 mSv, com

a média de 91,08 mSv.

Nos exames de tórax a idade dos pacientes variou de 1 ano a 88 anos (média 51,1 anos),


dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 11 a 46,49 mSv, com a média de

23,76 mSv.

Nos exames de tórax + abdome a idade dos pacientes variou de 2 anos a 90 anos (média

58,8 anos), sendo 83 homens e 47 mulheres. Destes pacientes, 2 estavam na faixa de 1 a 18

anos. A dose de radiação absorvida por esses pacientes variou de 22,17 a 239,38 mSv , com

a média de 106,99 mSv.

A.2.1) – Exames realizados no aparelho de 64 detectores com modificação de

protocolo – 30 exames

Foram examinados os dados de 14 exames de abdome e 16 exames de tórax + abdome. Não

se encontrou diferença significativa quando foi analisada dose absorvida versus tipo de

exame (p= 0,2020), dose absorvida versus gênero (p= 0,2922) e idade dos pacientes versus

gênero (p= 0,07). Entretanto, notou-se diferença significante quando foi analisada a idade

dos pacientes em relação ao tipo de exame (p= 0,0078). O grupo de exames tórax+abdome

apresentou a média de idade mais alta que o de abdome .

Nos exames de abdome a idade dos pacientes variou de 17 anos a 73 anos (média de 46,21

anos), sendo 6 homens e 8 mulheres. A dose de radiação absorvida por esses pacientes

variou de 20,23 a 110,1 mSv, com a média de 57,84 mSv.

Nos exames de tórax + abdome a idade dos pacientes variou de 42 a 78 anos (média de

60,12 anos), sendo10 homens e 6 mulheres. A dose de radiação absorvida por esses

pacientes variou de 47,48 a 95,03 mSv, com a média de 66,89 mSv

43

B) Comparação das doses de radiação absorvida entre os exames realizados nos

aparelhos de 64 e 16 detectores :

Nos exames de crânio a média de radiação absorvida pelos pacientes foi:

- aparelho de 64 detectores = 3,29 mSv


A diferença de dose absorvida pelos pacientes nos exames realizados pelos aparelhos de 16

e 64 detectores foi significante e está ilustrada na figura 9.

- - Fig.9 – O gráfico demonstra diferença estatisticamente significante (p<0,05) entre

os exames de crânio realizados nos aparelhos de 16 e 64 detectores (Teste

estatístico Mann-Whitney).

Nos exames de pescoço a média de radiação absorvida pelos pacientes foi:



A diferença de dose absorvida pelos pacientes nos exames realizados pelos aparelhos de 16

e 64 detectores foi significante e está ilustrada na figura 10.

44

- - Fig.10 – O gráfico demonstra diferença estatisticamente significante (p<0,05) entre

os exames de pescoço realizados pelos aparelhos com 16 e 64 detectores (Teste

estatístico Mann-Whitney)

Nos exames de abdome a média de radiação absorvida pelos pacientes foi:



- aparelho de 64 detectores (protocolo modificado) = 57,84 mSv

-

A diferença de dose absorvida pelos pacientes nos exames realizados nos aparelhos de 16 e

64 detectores, incluindo o protocolo modificado foi significante e está ilustrada na figura

11.

45

-

Fig. 11 – O gráfico mostra diferença significativa entre as doses absorvidas pelos pacientes

em exames tomográficos de abdome, comparando-se protocolos usando a menor espessura

de corte com protocolos onde a espessura do corte é intencionalmente espessada. Na

comparação entre o aparelho de 64 detectores (usando a menor espessura de corte possível)

e o aparelho de 16 detectores (com corte espessado) , diferença representada pelo símbolo

“*” : p = 0,001. Na comparação entre o aparelho de 64 detectores (usando a menor

espessura de corte possível) e os exames realizados nesse mesmo aparelho, porém com

espessamento dos cortes tomográficos, representada pelo símbolo “# “: p=0,01 (testes

estatísticos Kruskal-Wallis seguido de Dunn).

46

A seguir ilustramos as imagens obtidas pelos aparelhos com 16 e 64 detectores e aquelas

realizadas com o protocolo modificado.

A) 16 detectores B) 64 detectores (0,5 mm) C) 64 (1,0 mm)

D) 16 detectores E) 64 detectores (0,5 mm) F) 64 (1,0 mm)

Fig. 12 - A e D, B e E , C e F pertencem a tres diferentes pacientes, cada um submetido ao

mesmo exame de abdome, nos diferentes aparelhos e com os diferentes protocolos. A e D

mostram cortes tomográficos do aparelho de 16 detectores, em topografia de abdome

superior e em duas fases diferentes do exame, precoce e tardia. Os cortes mostram

adequada definição das estruturas arteriais em A e das estruturas venosas em D. As

atenuações dos tecidos são perfeitamente identificadas em ambos cortes. B e E mostram

47

cortes tomográficos do aparelho de 64 detectores, em abdome superior e adquiridas em

fases precoce e tardia do exame. As definições das estruturas e atenuações das mesmas são

perfeitamente identificadas em ambos cortes. C e F mostram cortes tomográficos do

aparelho de 64 detectores, também na região do abdome superior, porém com alteração do

protocolo (espessamento das aquisições primárias). As imagens são também obtidas em

fases precoce e tardia do exame e não tem modificações quanto à definição e identificação

das atenuações das estruturas.

Nos exames de tórax a média de radiação absorvida pelos pacientes foi:



A diferença de dose absorvida pelos pacientes nos exames de tórax realizados pelos

aparelhos de 16 e 64 detectores está ilustrada na figura 13.

-

Fig. 13 – O gráfico mostra a existência de diferença estatisticamente significante entre as

doses de radiação absorvidas pelos pacientes utilizando-se o aparelho de 16 detectores

(com espessamento dos cortes : 1,25 mm) e o aparelho de 64 detectores (utilizando-se a

menor espessura possível : 0,5 mm). p < 0,05 (teste estatístico Mann-Whitney)

Nos exames de tórax + abdome a média de radiação absorvida pelos pacientes foi:


48


- aparelho de 64 detectores (protocolo modificado) = 60,12 mSv

A diferença de dose absorvida pelos pacientes nos exames realizados nos aparelhos de 16 e

64 detectores, incluindo o protocolo modificado foi significante e está ilustrada na figura

14.

Fig. 14 – O gráfico mostra as diferenças estatísticas existentes nos exames conjuntos de

tórax + abdome comparando-se os exames realizados no aparelho de 16 detectores com os

realizados no aparelho de 64 detectores (p<0,001) e entre os realizados no aparelho de 64

detectores com o protocolo modificado X aparelho de 64 detectores sem alteração de

protocolo (p<0,001) (teste estatístico Kruskal-Wallis seguido de Dunn)

A seguir ilustramos as imagens obtidas pelos aparelhos com 16 e 64 detectores (cortes em

máxima definição e com protocolo modificado)

49

A) 16 detectores B) 64 detectores (máximo) C) 64 (baixa dose)

D) 16 detectores E) 64 detectores (máximo) F) 64 (baixa dose)

Fig. 15 - A e D, B e E, C e F pertencem a três diferentes pacientes submetidos a exame de

tomografia computadorizada de tórax + abdome. A, B e C são de cortes tomográficos de

tórax, em topografias anatomicas semelhantes e mostram as mesmas características técnicas

de contraste e atenuação das estruturas, assim como definições semelhantes quanto à

identificação e avaliação das estruturas vasculares. D, E, F são cortes tomográficos do

abdome superior, nos três pacientes examinados. Todos mostram a mesma definição de

imagem e permitem a avaliação de detalhes anatômicos e de atenuação dos tecidos de modo

semelhante.

50

DISCUSSÃO:

A_ Comentários sobre a metodologia utilizada para avaliação das doses de radiações

ionizantes nos exames de tomografia computadorizada :

Os dados de radiações usadas em cada exame são fornecidos pelos aparelhos de tomografia

computadorizada em duas variáveis, denominadas: CTDIvol e DLP. Inicialmente

comentaremos como são obtidas as doses de radiações nos exames de imagens, quais as

técnicas utilizadas e as limitações desses valores. Os feixes de raios-X atingem uma estreita

faixa em cada corte tomográfico, num plano axial do corpo e com uma rotação de 360° ao

redor de um ponto central. Esse fato dificulta muito a adequada avaliação das quantias de

radiação produzidas e absorvidas.

Em 1981 foi introduzido o conceito de CTDI (“CT dose index “) por Shope como uma

nova medida para quantificar a radiação emitida durante um exame de tomografia

computadorizada. Esse parâmetro baseia-se na idéia de se usar modelos físicos (phantoms)

para a captação das dosagens de radiação emitidas pelo aparelho e o uso de fórmulas

matemáticas que permitissem seu uso em diferentes máquinas, de diferentes fabricantes.

Foram desenvolvidos dois modelos padrões (phantoms) de polimetilmetacrilato (PMMA),

com tamanhos definidos em 14-15 cm de comprimento e diâmetros fixos de 16 ou de 32

cm. Nesses dois modelos foram feitos orifícios na posição central e também periféricos.

Nesses orifícios foram introduzidos sensores próprios para captação e medida de radiações

ionizantes. Esses sensores têm a forma de um lápis e dimensões padronizadas, com

comprimento fixo de 100 mm. A localização dos sensores nas posições periférica e central

visa medir a quantia de radiação que é absorvida nas zonas periféricas no corpo e também

na porção mais central (Shope 1981).

Esquema do modelo padrão (mesmo modelo com diâmetros de 16 e de 32 cm) :

51

Fig.16 – Representação do modelo em polimetilmetacrilato (PMMA) utilizado para

metodologia da obtenção do CTDI100. Uma câmara de medida de ionização de 100 mm de

comprimento é introduzida na periferia e no centro desse modelo . Há dois modelos

padronizados, com 16 cm e 32 cm de diâmetro e 15 cm de comprimento. O CTDI100 é

utilizado para obtenção do CTDIvol. (AAPM 2011)

A idéia dessa metodologia de estudo foi medir todas dosagens das radiações usando

diferentes técnicas para os mais diferentes tipos de exames, em ambos modelos desenhados.

Padronizou-se que o modelo de 16 cm de diâmetro seria usado para exames de cabeça e o

modelo de 32 cm de diâmetro seria calibrado para os exames do restante do corpo.

A representação gráfica da distribuição de radiação em cada corte de tomografia

computadorizada tem o seguinte perfil :

52

Fig. 17 – Esquema do perfil de dose unitária de radiação em um único corte tomográfico. A

porção central representa a radiação principal nesse corte e as denominadas “dose tail”

representam as radiações secundárias existentes em cada corte tomográfico (McCollough

2011)

Pode ser observado que existe uma porção central mais alta, que corresponde à

representação da radiação mais concentrada no feixe principal, dentro do limite

estabelecido para ser a espessura do corte tomográfico (“nominal beam width “), mas

também existem duas áreas localizadas lateralmente a esse feixe principal. Essas duas áreas

são doses de radiações secundárias, fora do feixe principal e recebem o nome de “dose tail

“.

A idéia do conceito de CTDI foi fazer um valor de dose padronizado, obtido numa extensão

definida. Foi estabelecido o tamanho padrão de 100 mm do sensor de radiações, o qual é

introduzido tanto central como perifericamente nos modelos padronizados de 16 e 32 cm. O

53

conceito é que fazendo-se uma media da somatória (uma integral matemática) desses vários

cortes necessários para varrer toda extensão do sensor, iria ser acrescentado também as

dosagens daquelas radiações secundárias. Estas não seriam consideradas se fosse obtido o

valor de somente um único corte. Com isso obter-se-ia um valor médio de dose em cada

corte mais próximo ao real.

A representação gráfica de uma sequência de cortes, também chamado de média de

múltiplos cortes tomográficos (“multiple scan average dose “) está representada no seguinte

esquema :

Fig.18 – O esquema representa a somatória de radiação em aparelhos multidetectores, onde

são somadas as radiações principais e as chamadas secundárias (McCollough 2011)

Por esse esquema pode ser observado que a dose máxima obtida do CTDI coletivo é maior

do que somente a somatória das doses individuais. Isso ocorre porque aquelas porções

laterais (“dose tail “) são somadas às doses principais e tornam os valores de radiação

maiores.

54

O próximo esquema mostra uma comparação entre os dois métodos:

Fig.19 – Perfil esquemático mostrando a comparação entre uma dose tomográfica única e

dose múltipla em aparelhos multidetectores. A radiação final é muito maior que a somatória

das radiações principais devido ao acréscimo das radiações secundárias existentes em cada

corte tomográfico (Bauhs 2008).

Também pode ser inferido que quanto mais finos forem os cortes tomográficos, maior será

o valor final do CTDI obtido, pois haveria uma somatória maior de doses colaterais a serem

adicionadas.

Portanto, o valor CTDI fornecido pelo aparelho de tomografia representa a média da dose

produzida pelo aparelho ao longo do eixo “z “ (o eixo de deslocamento do paciente no

aparelho) por cada programação feita de exame. Resumindo, quando é feito o protocolo do

exame, que pode ter várias passagens, o aparelho faz a somatória de todas as doses

necessárias e dá o resultado final total.

A representação matemática do CTDI seria a integral da dose produzida dividida pelo

número de cortes tomográficos realizados, como segue:

CTDI = 1/NT ∫- ∞ + ∞ D(z) . dz

55

D(z) = dose de radiação ao longo do eixo “z”

N = número de cortes tomográficos realizados

T = espessura do corte tomográfico ao longo do eixo “z

Após a definição desse conceito básico de CTDI, foram estabelecidos alguns outros

parâmetros importantes: CTDIFDA , CTDI100 , CTDIw , CTDIVOL , DLP

1 - CTDI FDA = (FDA 1984, Dixon 2006)

CTDIFDA = 1/NT ∫ -7T7T D(z) . dz

Por convenção o FDA (Food and Drug Administration) assume um valor de CTDI como

uma média numa distância de +/- 7T, onde T significa a largura de cada corte (“slice”)

tomográfico.

Em resumo, o FDA assume uma distância de medida que abrange 14 cortes tomográficos.

Se a espessura do corte for de 1,0 cm , então os valores vão corresponder exatamente ao

tamanho padrão dos modelos (14 cm de comprimento e 16 ou 32 cm de diâmetro).

Se as espessuras de corte forem diferentes de 1,0 cm, então haveria diferenças nas zonas de

aquisição.

2 – CTDI 100 = (AAPM 1993, Jucius 1980, McNitt-Gray 2002)

CTDI100 = 1/NT ∫- 50 + 50 D(z) . dz

56

Esse índice (CTDI100) representa a dose média acumulada dos múltiplos cortes

tomográficos necessários para varrer a distância padrão de 100 mm. Essa distância é o

tamanho do sensor padrão colocado no interior dos modelos (phantoms) de PMMA.

Esse índice subestima as doses acumuladas para varreduras maiores que esses 100 mm do

sensor padrão.

O CTDI100 pode ser medido de dois modos : um quando o sensor de 100 mm está no centro

do modelo, resultando no CTDI100 –central e outro quando o sensor é colocado na

periferia, resultando no CTDI100-periférico.

Assim, os parâmetros de CTDI100 calculados na maioria dos aparelhos de tomografia

computadorizada, são medidos no centro e periferia dos modelos padrões (phantoms),

resultando nesses dois cálculos CTDI100 – central e CTDI100 – periférico.

3-CTDIW = (McCollough 1999, IEC 2002, Leitz 1995, Boone 2007)

CTDIW = 1/3 CTDI100, centro + 2/3 CTDI100,periferia

Essa fórmula acima representa esse CTDI ponderado (w), onde é feita essa composição

descrita, 1/3 de dosagem central e 2/3 de dosagem periférica nos modelos (phantoms) de 16

e 32 cm.

Essa fórmula é a efetivamente usada pelos aparelhos de tomografia para detalhar as

quantias de radiação ionizante produzidas em cada exame, com variações nessas quantias

dependendo das variações de kVp e mAs usadas.

57

4- CTDIVOL = (IEC 2002)

Para quantificar a dose em exames com protocolos longos, com várias passagens e de

extensões diferentes no mesmo paciente, é essencial se levar em consideração a

existência de espaçamentos entre os cortes ou áreas examinadas (“pitch”) ou também o

contrário, se existem sobreposições de imagens (“overlaps”).

Esse índice, CTDIvol, é na realidade o CTDI ponderado (CTDIw) com as adequadas

correções se houveram espaçamentos ou sobreposições entre os cortes (“slices”) do

exame. Sua representação seria :

CTDIvol = N x T/ I x CTDIw

Onde I = incremento da mesa por corte realizado.

Para simplificar, nos casos de aparelhos multidectores , onde normalmente não existem

espaçamentos entre os feixes de raios-X, o CTDIvol tem o mesmo valor que o CTDIw , ou

seja sua medida =

CTDIvol = CTDIW = 1/3 CTDI100, centro + 2/3 CTDI100,periferia

Ou seja, o CTDIvol é a medida padronizada de produção de radiação ionizante, produzida

pelos aparelhos de tomografia e medida em modelos (“phantoms”) cilíndricos de acrílico de

16 e 32 cm de diâmetro. Esse índice permite que se determine a quantia de radiação

produzida e comparar essa energia entre diferentes protocolos de exames e diferentes

aparelhos. Em resumo , essa fórmula define que para cada exame o aparelho calcula a

quantia de radiação produzida, numa média entre as medidas obtidas pelos receptores

colocados central e perifericamente nos respectivos modelos de 16 e 32 cm de diâmetro.

(Bauhs 2008),

58

Fig.20 – Foto mostrando um modelo de PMMA com a parte central de 16 cm e a periférica

de 32 cm para obtenção dos valores de CTDI100. Evidenciam-se o orifício central e os

periféricos em ambos tamanhos de modelos. A seta branca aponta para o detector de 100

mm que é introduzido nesses orifícios para as tomadas de medidas (McCollough 2011)

Essa foto mostra um modelo padrão (phantom) sobre a mesa de um aparelho de tomografia

computadorizada para a medida do CTDI 100 do mesmo.

Destes, o CTDIvol é a medida padronizada de produção de radiação ionizante, produzida

pelos aparelhos de tomografia e medida em modelos (“phantoms”) cilíndricos de acrílico.

Esse índice permite que se determine a quantia de radiação produzida e comparar essa

energia entre diferentes protocolos de exames e diferentes aparelhos (Bauhs 2008),

É importante ressaltar que a quantia medida pelo CTDI é a ionização provocada no ar por

aquela quantia de radiação programada para o exame, definida como “air kerma “,

representado como unidade de radiação em mGy. Esse termo “air kerma “ é a

59

representação do número de moléculas de ar ionizadas nas faixas de exposição da

tomografia (nos “cortes”do exame), ou seja, é a medida da unidade física denominada

“roentgen “(que mede o número de ionizações em 1 cm3 de ar por uma determinada quantia

de radiação ionizante) na faixa de cada corte tomográfico (“slice”). Para a transformação

em “air kerma” é feita a seguinte conversão: Exposição (R) x Fator de correção (varia de

8.73 a 9.37, dependendo da metodologia usada) = Air Kerma (mGy).

Como padronização de valores, o “International Electrotechnical Commission (IEC), que é

um padrão internacional de segurança em tomografia computadorizada, estabeleceu o

CTDI100 como o padrão para ser seguido por todos fabricantes de aparelhos. Os aparelhos

têm que seguir essa normatização denominada de padrão 60601-2-44 do IEC e esses dados

devem apresentados em relatório, após todos os exames. A energia produzida não

representa a energia absorvida pelo corpo durante o exame. Para avaliar as doses absorvidas

pelos pacientes são necessários outros cálculos (IEC 2002, Shope 1981, Dixon 2003, Boone

2007, McCollough 2008, McNittGray 2002, AAPM 2008. )

DLP (dose length product )

Esse parâmetro foi desenvolvido para fazer uma avaliação da dose absorvida. É obtido pelo

produto do CTDIvol pelo comprimento total da varredura realizada no paciente. A fórmula

para esse parâmetro é a seguinte:

DLP (mGy – cm) = CTDIvol (mGy) x comprimento da varredura (cm)

No entanto, nem o CTDIvol , nem esse outro índice (DLP), podem efetivamente medir a

dose de radiação absorvida pelos pacientes e assim serem usados para estimar os riscos de

cancer decorrentes dos exames.(Leng 2010, Rong 2010). São necessárias algumas

correções prévias, é preciso um ajuste das doses absorvidas às diferentes massas corpóreas

dos pacientes. Para converter os valores de DLP ajustados em valores de dose absorvida é

necessário a utilização de um fator de correção denominado fator “k” (Christner 2010,

Shrimpton 2005). Após a utilização desse fator de correção obtem-se a efetiva dose de

radiação absorvida pelo paciente durante o exame. Essa dose absorvida recebe o nome de

dose efetiva (E).

60

Tanto o CTDIvol como o DLP são índices sensíveis a alterações com eventuais mudanças

nos parâmetros dos exames tais como: voltagem do tubo produtor de raios-X, corrente

elétrica nesse tubo, tempo de rotação do gantry (gantry = arco onde o tubo de raios-X gira

em 360°), pitch (pitch = a relação entre a espessura dos cortes tomográficos e a distância

que a mesa de exames e consequentemente o paciente deitado sobre ela avançam após cada

aquisição de imagem ) e filtros usados. A dose de radiação ionizante produzida pelo

aparelho e portanto a que atinge o paciente, são esses valores relatados. Esses índices

indicam a quantia de energia produzida pelo aparelho, mas não estimam a dose absorvida

pelo paciente, que depende de vários fatores (McCollough 2011).

B) Comentários sobre limites do Método :

Quando as dimensões do corpo varridas pela tomografia computadorizada são maiores que

o do sensor padrão (100 mm) há uma subavaliação da dosagem emitida pelo aparelho

(Boone 2007, Mori 2005 ). A estimativa existente é que utilizando-se modelos

padronizados, a dose calculada de CTDI pode ser subestimada em até 40% (Boone 2007,

Dixon 2006, McCollough 2011)

O índice chamado de dose efetiva (E) está teoricamente relacionado com efeito nocivo à

saúde e, portanto, relacionado com os efeitos determinístico e estocástico. O índice é

derivado da soma das doses ponderadas de radiação ionizante nos diversos tecidos e órgãos

(ICRP Publication 60). As ponderações dos diversos tecidos e órgãos são derivadas de

extrapolações de evidencias epidemiológicas em eventos de exposição à radiações

ionizantes, principalmente com estudos em sobreviventes das bombas atômicas que

envolve os cálculos para obtenção dessa dose efetiva atinge a faixa de até +/- 40%. (Martin

2007).

Aqui deve ser ressaltado que os exames tomográficos de tórax, abdome e pelve tem uma

porcentagem de incerteza em torno de 25%, enquanto os exames de crânio, juntamente com

grande número de exames de medicina nuclear atingem em torno de 40%. (Jones 1985,

ICRP Publication 2007, Hart 1994, ImPACT 2005, UNSCEAR 2000 ). O índice (E) não

61

pode ser diretamente medido; ele deriva de cálculos computacionais. Foram desenvolvidas

constantes (fator “k”) para dosar e diferenciar a vulnerabilidade de diferentes estruturas

corpóreas. Esse fator vai ser usado para compor o resultado final de dose efetiva em cada

segmento do corpo exposto a radiação ionizante.

C) Comentários sobre a metodologia para calcular as doses absorvidas de acordo com

as dimensões corpóreas:

A figura 21 ilustra que a configuração corpórea tem dimensões mais variadas que somente

os dois modelos padrões utilizados.

Fig.21 – Esquema ilustrando o diâmetro de circunferências (diâmetro efetivo) com o perfil

de cortes axiais do corpo humano (AAPM 2011)

62

É sabido que as doses absorvidas pelo corpo humano são dependentes do volume corpóreo

e da radiação emitida pelo aparelho (McCollough 2011). Como necessidade de correção

das doses absorvidas, dependendo dos diferentes tamanhos corpóreos, foram desenvolvidos

vários métodos, por diferentes grupos de estudo. A figura 22 ilustra as várias metodologias

utilizadas para essa finalidade .

Fig.22 – Os vários modelos usados por diferentes grupos de estudo para estabelecimento

das doses efetivas de absorção de radiação nos exames de tomografia computadorizada

(AAPM 2011)

63

Quatro grupos estudaram as variações corpóreas e os modos de se calcular as doses

recebida. Os resultados obtidos pelos diferentes grupos foram muito equivalentes. Esses

trabalhos levaram a elaboração de tabelas, através das quais é possível se fazer uma

avaliação das doses absorvidas pelos pacientes utilizando-se os valores de CTDIvol e

aplicando-se fatores de correção. Esses fatores de correção podem ser obtidos por dados

físicos dos pacientes: soma das medidas laterais e diâmetros ântero-posteriores, medidas

laterais somente, diâmetro AP isoladamente ou cálculo do diâmetro em cada corte axial.

D) Dosagens de radiações ionizantes absorvidas nos diversos tipos de exames

estudados

O aumento do uso de métodos de imagem em medicina é fato reconhecido por entidades e

publicações envolvidas com saúde em todo mundo (Song 2010, Levin 2004, Brenner

2007). A tomografia computadorizada é o método que teve maior crescimento nas últimas

décadas. Desde seu surgimento em 1972, o tomógrafo computadorizado vem passando por

várias gerações de desenvolvimento e a partir dos anos 90 surgiu a tecnologia de

tomografia com multidetectores. A evolução para a tecnologia com multidetectores

permitiu um grande aumento nas resoluções espacial e temporal devido a diminuição das

espessuras das imagens obtidas e velocidade em aquisição das mesmas. Consequentemente,

aumentou consideravelmente o número de imagens obtidas por exame e com isso também

houve um grande aumento da dose de radiação absorvida pelo corpo. No HC/Unicamp com

o uso de aparelhos com tecnologia helicoidal, os números de cortes tomográficos por

exame variavam de 50 a 200, entre os exames de crânio, tórax e abdome. Após a introdução

dos aparelhos multidetectores a partir de 2008, as médias passaram a ser de 800 a 2500

cortes por exame.

No nosso estudo, a comparação entre os aparelhos de 64 e de 16 detectores mostrou que

nos exames de crânio a radiação absorvida pelos pacientes no aparelho de 16 detectores foi

significantemente maior que a dose absorvida quando utilizado o aparelho de 64 detectores.

Diferença significante semelhante foi observada nos exames de pescoço. Nestes, a radiação

absorvida pelos pacientes no aparelho de 16 detectores é 34% maior que a dose absorvida

64

quando utilizado o aparelho de 64 detectores. Entretanto, levando-se em conta que a média

de variabilidade aceita para essas absorções gira na ordem de 25-40 %, poderíamos

considerar qua ambos aparelhos produzem dosagens semelhantes para esses exames, dentro

da margem de variabilidade aceita.

Nessas regiões, crânio e pescoço, os protocolos de exames utilizam a maior definição dos

aparelhos. O aparelho de 16 detectores adquire imagens com 0,625 mm de espessura

enquanto o aparelho de 64 detectores adquire imagens de 0,5 mm de espessura. Nos dois

aparelhos o espaçamento entre os cortes é de 1:1, o que significa que a mesa move-se após

cada corte numa distância igual a espessura do mesmo. Essa relação de espessura de corte e

de movimentação da mesa permite a máxima definição possível por esses aparelhos. Isso é

utilizado visando o aproveitamento do aspecto de isotropia das imagens, que permite a

reconstrução das mesmas em vários planos, a partir da aquisição primária no plano axial.

Para o crânio e pescoço, exames com alta definição são necessários para observação

adequada dos detalhes estruturais e suas alterações. O pescoço, por exemplo, uma região

com predominância de tecidos com atenuações de radiação similares, a alta definição das

imagens permite observar pequenas alterações estruturais. Entretanto, o protocolo poderia

ser modificado com a finalidade de diminuir as doses de radiação absorvidas pelos

pacientes nos exames subsequentes, que são realizados com a finalidade de seguimento da

doença (exames controles).

Os exames de tórax e abdome realizados no HC/Unicamp têm características bastante

semelhantes, em qualquer um dos aparelhos utilizados. A grande maioria, acima de 75 %

dos exames, utiliza contraste e tem em sua execução os mesmos protocolos, com extensões

de avaliação e fases estudadas semelhantes.

Nos exames de tórax e abdome realizados no aparelho de 64 detectores, o protocolo

original determina o máximo de definição do aparelho, ou seja, semelhante ao protocolo

usado para crânio e pescoço, os dados são obtidos na espessura de 0,5 mm com

espaçamento de 1:1. Entretanto, em relação ao aparelho de 16 detectores fez-se desde o

início uma opção de utilização de aquisição de imagens em espessuras maiores para o

abdome e tórax ou seja, os cortes primários teriam uma espessura de 1,25 mm e

espaçamento de 1:1. Interessantemente, nos exames de tórax e abdome a média de radiação

65

absorvida pelo paciente nos exames realizados pelo aparelho de 16 detectores foi

significantemente menor em relação a do aparelho de 64 detectores. Além disso, quanto a

definição da imagem, não se observou alteração significante de resolução entre os dois

aparelhos tomográficos.

A ausência de conhecimento adequado a respeito das radiações é muito disseminado, entre

leigos e também entre os funcionários da área de saúde, incluindo médicos. A clara

correlação entre as dosagens de radiação ionizante e o perigo de desenvolvimento de câncer

em decorrência das mesmas não é um conceito claramente presente (BEIR VII 2006, Pierce

2000, Preston 2007, Preston 2003, Brenner 2003). É interessante que o esclarecimento ao

próprio paciente dos perigos inerentes às radiações, mesmo com utilização de termos de

consentimento, não se tem mostrado um fator que os dissuade a fazerem exames de

imagem (Blackmore 2011). Considerando que os nossos resultados apontam frequentes

doses elevadas de radiações absorvidas nos diversos tipos de exames realizados com a

tomografia computadorizada (particularmente abdome e abdome+tórax), é primordial o uso

racional e bem indicado desses exames. Quando há excesso de uso, sem indicações

precisas, os eventuais danos e perigos relacionados aos exames, superam esses eventuais

benefícios. O excesso de uso pode, além dos perigos do próprio exame, gerar custos

adicionais aos sistemas de saúde e achados adicionais, não relacionados aos motivos que

indicaram os exames. Considera-se que os exames de tomografia computadorizada geram

cerca de 10% de achados acidentais significantes. Entretanto, não existe nenhum trabalho

comprovando o aspecto positivo desse achados. Estima-se que aproximadamente 1/3 dos

exames de imagem podem se encaixar como excesso de uso ou mesmo duplicação de

exames (Song 2010, Lehnert 2010, Bautista 2009, Sistrom 2009, Levin 2004). Entre os

principais causas de excesso de uso podemos citar

- Desconhecimento do solicitante a respeito do quadro clínico do paciente e das

possibilidades dos exames.

- Demanda de exames pelos próprios pacientes que por desconhecimento dos

eventuais riscos inerentes aos exames, acreditam que quanto mais exames melhor o

serviço prestado

66

- Exames gerados por motivações comerciais, auto-referencias e recomendações de

novas imagens por radiologistas (Levin 2004)

- Disponibilidade de aparelhagem

- Desconhecimento de exames previamente realizados; essa causa é estimada como

responsável por 1 em cada 5 exames (Levin 2004, Sodickson 2009).

Para exemplificar o aumento alarmante de exames de tomografia computadorizada ao

longo dos anos, nos EUA em 1980 foram realizados aproximadamente 3 milhões e em

2007 aproximadamente 70 milhões (ICRP 2007, Smith-Bindman 2009, Shrimpton 2006,

AAPM 2008). Baseado nesses dados existem estimativas de 29.000 novos casos de câncer

para o ano 2007, os quais seriam derivados exclusivamente das doses de radiação

absorvidas em exames de topografia computadorizada (de González 2009)

Entretanto, deve-se ressaltar que o aumento progressivo e contínuo do uso de exames de

imagens tem seus aspectos positivos, visto que eles permitiram uma melhor avaliação das

condições clínicas e cirúrgicas. Porém, apesar do exponencial aumento de uso da

tomografia computadorizada, existem poucos estudos que analisam e ponderam

adequadamente as utilizações mais efetivas e também as desnecessárias ou pouco efetivas

(Lehnert 2010). O uso inapropriado, por manuseio inadequado da aparelhagem, seja por

exagero de dose ou por protocolos de exame superdimensionados, pode gerar exposições

excessivas de radiação ionizante, com isso sendo um importante fator de risco à saúde. Em

um estudo recente (Smith-Bindman 2009) foi mostrado variações de 6 a 13 vezes na

quantia de radiação usada para exames similares, entre vários serviços de imagem

avaliados. Essa ocorrência é possível pelo fato de que uma alta dose de radiação não

prejudica a qualidade da imagem, pelo contrário, como os receptores de dados do

tomógrafo computadorizado são leitores eletrônicos digitais, quanto maior a quantia de

radiação e por conseguinte o volume de dados que atingem esses receptores, melhor a

qualidade da imagem obtida. Com isso altas doses utilizadas vão propiciar a obtenção de

melhores imagens.

Este é um dos principais fatores que devem ser controlados e fiscalizados para não se expor

os pacientes a doses desnecessárias de radiação durante os exames de tomografia

computadorizada.

67

Considerando esses fatos nos propusemos a reavaliar os protocolos dos exames

tomográficos do aparelho de 64 detectores para abdome e tórax + abdome visando reduzir

as doses de radiação. Estes exames (abdome e tórax + abdome) foram aqueles que

apresentaram as médias significantemente mais elevadas de radiação absorvida pelos

pacientes.

As aquisições de imagens podem ser feitas de uma maneira contínua, ou seja, sem

intervalos ou espaços não irradiados. Todo segmento corpóreo a ser estudado é irradiado.

Ou podem ser realizadas aquisições que façam intervalos ou espaçamentos após cada

aquisição. Para exemplificar, considerando o aparelho de 64 detectores, com 0,5 mm em

cada detector. Se for realizado uma aquisição contínua isso significa que após cada

varredura de 32,0 mm (64 faixas de avaliação de 0,5 mm em cada volta do tubo de raios-X

) a mesa onde o paciente está deitado movimenta-se linearmente por essa distância (32,0

mm) e nova parte do corpo é examinada e assim sucessivamente. Outros modos de

realização de exames são possíveis, por exemplo, após cada rotação do tubo, com obtenção

de 32,0 mm de espessura examinada, a mesa move-se numa distância maior que isso

(movimento de deslocamento da mesa maior que 32,0 mm) e só então é realizado nova

emissão de raios-X e nova aquisição de imagens. Essa variação de aquisição possibilita que

se façam aquisições com intervalos do corpo menos irradiados.

Quando se utilizam essas técnicas com espaçamento maior entre as aquisições, os aparelhos

fazem o preenchimento das áreas pouco irradiadas por meio de algoritmos matemáticos.

Òbviamente, esse último procedimento irá causar uma diminuição da quantia de dados que

cada receptor irá receber, com isso haverá uma diminuição da acuidade da imagem como

um todo. Porém, fazendo uso do aparelho desse modo irradia-se menos o paciente. O

importante é o balanço final, até que ponto essa diminuição de dados irá prejudicar a

avaliação das imagens obtidas com eles.

Verificamos que o protocolo original do aparelho de 64 detectores (com utilização de

aquisições de 0,5 mm) é o que causa maiores doses de radiação absorvidas pelos pacientes

nos exames de abdome e tórax+abdome. Essa média é significantemente maior do que

aquelas: a) do aparelho de 16 detectores (com utilização de aquisições de 1,25mm) e b) do

aparelho de 64 detectores com protocolo modificado (cortes de 1,0 mm). Essa modificação

68

do protocolo do aparelho de 64 detectores (utilizando cortes de 1,0 mm ) não alterou

significantemente a definição das imagens de abdome e tórax+abdome em relação ao seu

protocolo original e nem em relação ao aparelho de 16 detectores. Consequentemente, a

modificação do protocolo do aparelho de 64 detectores tem aplicabilidade na rotina de

imagem do abdome e tórax+abdome, com a importante vantagem de diminuir

significantemente a dose de radiação absorvida pelo paciente numa região contendo órgãos

muito vulneráveis a radiação.

As comparações entre os exames de abdome e tórax + abdome, onde se avaliam exames

realizados com cortes de 0,5 mm; 1,0 mm e 1,25 mm indicam claramente a significante

diminuição de dosagem de radiação absorvida com o espessamento das aquisições. No

entanto, não se pode inferir que é melhor só utilizar aparelhos multidetectores que tenham

cortes básicos mais espessos. Existem exames que exigem um máximo de detalhamento

(tais como crânio e pescoço) e isso pode requerer um aparelho com o corte mais fino

possível. Portanto, uma importante conclusão é que os exames com radiações ionizantes

não devem ter protocolos fechados. Esses protocolos devem levar em conta a necessidade

específica de cada caso, o que pode determinar a uma importante diminuição de dose de

radiação absorvida, tanto individualmente como em termos de dose coletiva.

Levando-se em conta essas observações, são importantes em termos de conduta para

exames de tomografia computadorizada:

1- Padronização de técnicas para cada modalidade de exame de tomografia

computadorizada, para evitar grandes variações de doses e com isso diminuir o

máximo possível as absorções de radiações ionizantes pelos pacientes, sem

diminuição significativa de qualidade. (Greess 2000).

2- Diminuição do número de exames de tomografia computadorizada. Admite-se que

atualmente cerca de 30% dos exames realizados são desnecessários. Substituir

sempre que possível os exames de tomografia computadorizada pelos de

ressonância magnética e/ou ultrasonografia, na medida que essas modalidades

69

puderem substituir sem perdas de possibilidade diagnóstica os exames de

tomografia computadorizada.

3- Registro das doses de radiação absorvidas por cada paciente. Essas dosagens, em

medidas compreensíveis por parte dos médicos, deveriam fazer parte dos

prontuários eletrônicos das instituições de saúde e as doses acumuladas dos diversos

exames mostradas em cada novo pedido. O conhecimento desses dados poderia

levar a uma maior ponderação em termos da real necessidade do exame a ser

solicitado e também influenciar nas repetições de controles (Berrington de Gonzalez

2004, Caoili 2009, Griffey 2009, Greess 2000)

70

CONCLUSÕES:

- As radiações ionizantes absorvidas pelos pacientes nos exames de TC realizados no

HC/Unicamp foram frequentemente de intensidade alta: dose absorvida acima de 10

mSv foram detectadas em 56% e 52% dos exames realizados nos tomógrafos de 16

e 64 detectores, respectivamente. Em 16% de todos exames as doses absorvidas

pelos pacientes ficaram acima de 100 mSv, que podem ser considerados valores

altíssimos.

- Os exames de abdome e os de tórax + abdome foram os que apresentaram as

maiores doses de radiação.

- Com algumas alterações nos protocolos dos exames (aumento da espessura dos

cortes) foi possível uma significante redução de dose de radiação ionizante

absorvida nos exames de tórax, abdome e exames múltiplos que envolvem essas

áreas.

- Os protocolos dos exames de tomografia computadorizada devem ser

continuamente acompanhados no sentido de uma redução de dose de radiação e

programados de acordo com a necessidade do paciente e fase de seu tratamento.

- A criação de um banco de dados contendo as doses de radiação ionizante

absorvidas, pelos pacientes que realizam exames de TC no HC/Unicamp, ajudaria

na tomada de condutas quanto a realização de novas tomografias e em sua

freqüência de repetição.

71

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