2013 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2013 Recife, PE, Brazil, November 24-29, 2013 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: 978-85-99141-05-2
DISTRIBUIÇÃO DE DOSE NA TIREOIDE E REGIÕES VIZINHAS EM UMA TERAPIA COM 131I. Rommel Barbosa Monteiro, Daniel Alexandre Baptista Bonifácio, Lidia Vasconcellos de Sá, Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD) Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) Av. Salvador Allende s/n - Jacarepaguá 22780-160 Rio de Janeiro, RJ
[email protected], daniel@ ird.gov.br,
[email protected]
RESUMO Existem hoje vários métodos para estimativa de doses em pacientes submetidos a tratamentos com radiofármacos. No Brasil, os centros de medicina nuclear utilizam em sua maioria o sistema MIRD (Medical Internal Radiation Dose), que é um sistema desenvolvido pelo comitê da ICRP (International Commission on Radiological Protection) para realizar a quantificação da dose absorvida e, consequentemente, o cálculo de dose efetiva por tipo de exame em função das características do paciente. Esse sistema utiliza alguns modelos de referência denominados phantom MIRD que são baseados na composição química, densidade e geometria de um indivíduo considerado padrão. Dentre os métodos para estimativa de doses, podemos destacar o Método de Monte Carlo, que utiliza uma sequência de números aleatórios para realizar uma simulação. A partir deste, foram desenvolvidos alguns códigos de transporte de radiação, como por exemplo o Geant4. Neste trabalho, foram realizadas simulações com dois tipos de simuladores computacionais: o phantom MIRD e o phantom voxelizado MASH, ambos do tipo adulto masculino e na posição em pé, acoplados à ferramenta computacional GATE (Geant4 Application for Tomographic Emission), para a obtenção da dose depositada na tireoide e nas regiões vizinhas.
1. INTRODUÇÃO No decorrer das últimas décadas os avanços científicos e tecnológicos obtidos no campo da energia nuclear e técnicas correlatas como a medicina, geraram uma considerável elevação na qualidade de vida da sociedade. Entretanto, com a utilização cada vez maior de radiofármacos na Medicina Nuclear, tanto no diagnóstico quanto no tratamento de determinadas patologias e disfunções do organismo humano, houve uma crescente preocupação com o cálculo da dose absorvida pelos seres humanos quando em contato com a radiação ionizante. Dentre os radiofármacos mais utilizados na medicina nuclear pode-se destacar o iodeto de sódio, fármaco marcado com o radionuclídeo 131I, utilizado constantemente no diagnóstico e no tratamento de doenças. Como exemplo, pode ser citado o procedimento de ablação da
tireoide para tratamento de câncer, com ou sem metástases. Outra indicação de uso desse radiofármaco é o tratamento de hipertireoidismo devido à doença de Graves (hiperatividade dos nódulos da glândula tireoidiana), uma patologia caracterizada por grande alteração hormonal. Existem hoje vários métodos para estimativa de doses em pacientes submetidos a diagnósticos e tratamentos com radiofármacos. Dentre estes, podemos destacar os códigos de transporte de radiação que utilizam o método de Monte Carlo [1]: MCNP [2], PENELOPE [3] e GEANT4 [4]. Esses códigos quando aplicados à Medicina Nuclear, se apresentam como ferramenta fundamental para estimativa das distribuições de doses em determinadas regiões de interesse. O método de Monte Carlo é, de forma geral, um conjunto de procedimentos matemáticos e estatísticos que possibilita representar sistemas naturais ou artificiais (físico, matemático, químico ou biológico), classificados como sistemas estatisticamente aleatórios e que têm por requisito ser descritos em termos de funções densidade de probabilidade. O método permite solucionar problemas complexos simulando eventos probabilísticos individuais sequencialmente, tal como a interação da radiação com a matéria [5]. No Brasil, os centros de medicina nuclear utilizam, em sua maioria, o sistema MIRD [6], desenvolvido pelo comitê da ICRP (International Commission on Radiological Protection), para realizar a quantificação da dose absorvida e, consequentemente, o cálculo de dose efetiva por tipo de exame e características do paciente. Esse sistema é baseado em alguns modelos de referência denominados phantoms MIRD [7] a partir de um indivíduo padrão. A figura 1 abaixo apresenta, da esquerda para direita, a evolução dos principais simuladores desenvolvidos ao longo dos anos. As figuras 1.1, 1.2 e 1.3 apresentam, respectivamente, phantoms com orgãos geométricos baseados em funções matemáticas, imagens segmentadas em voxels e uma versão do MASH [8], que utiliza malhas poligonais.
MIRD phantom
MAX voxel phantom
MASH phantom
Figura 1: Evolução dos simuladores (phantoms) matemáticos utilizados em Códigos de Monte Carlo
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2. OBJETIVOS Este trabalho tem por objetivo desenvolver um estudo da distribuição de dose na tireoide e em regiões vizinhas em um tratamento de ablação, utilizando ferramentas computacionais de simulação e, ainda, o tratamento de imagens para cálculos de dose absorvida.
3. METODOLOGIA Para as simulações computacionais realizadas neste trabalho, foi utilizada a ferramenta computacional GATE [9] que é baseada no código de transporte de radiação GEANT4 aplicado à Medicina Nuclear e Radioterapia. Esta ferramenta computacional utiliza técnicas avançadas de engenharia de software, garantindo a transparência das implementações físicas e, também, gerando a possibilidade de validação dos resultados. Foram simulados 1 x 108 eventos primários, correspondentes ao decaimento do 131I. Foi considerada somente a tireoide como órgão-fonte, com a emissão das partículas dos decaimentos uniformemente distribuída. Baseando-se nos parâmetros utilizados na IRCP 53 [10], foi considerada uma captação na tireoide de 55% e um tempo de residência de 5,57 dias. A atividade administrada, considerada para um tratamento típico da doença de Graves [11], foi de 555 MBq (15 mCi). Para melhor compreensão dos dados obtidos, os valores das doses em cada voxel foram normalizados pelo número de decaimentos nucleares. Essa dose normalizada obtida através da eq. 1 é denominada fator de dose [12]. DF=D/N
(eq. 1)
Onde D é a dose calculada para cada voxel e N é o número de decaimentos nucleares. Cada voxel da imagem com os valores dos fatores de dose possui 2,4 x 2,4 x 2,4 mm3. Foi assumido que a tireoide do phantom MASH mantém o seu volume normal (19,2 cm3) mesmo na condição de hipertireoidismo. As distribuições de dose foram calculadas para as emissões gama e beta, presentes no decaimento do 131I. Foram utilizados também softwares científicos para o tratamento das imagens obtidas através das simulações, auxiliando no cálculo da distribuição de dose. Os softwares utilizados foram: Xmedcon®, Fiji® e ImageJ®. O Image J® é um software escrito em Java e de domínio público, desenvolvido para o processamento de imagens. Por ser um software Java, ele é multiplataforma. O Image J® permite ler, processar e salvar imagens em diversos formatos, tais como TIFF, GIF, JPEG, BMP, DICOM, FITS e “raw” (formato binário de arquivo de imagem sem cabeçalho). Outra ferramenta computacional utilizada foi o ROOT [13], que é um ambiente de programação, desenvolvido pelo CERN (Centro Europeu de Pesquisas Físicas), e emprega a
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tecnologia de orientação a objetos para gerenciar, analisar e visualizar grande quantidade de dados de experimentos e simulações na área de física nuclear e de partículas.
4. RESULTADOS E DISCUSSÃO A tabela 1 apresenta os valores de DF calculados a partir dos dados gerados pelas simulações com o phantom MASH. Os valores foram obtidos com o auxílio do software de tratamento de imagem Image J. Os valores foram calculados assumindo a tireoide como órgão fonte e considerando a absorção da energia proveniente dos decaimentos uniformemente distribuída nos órgãos acima citados.
Tabela 1: resultados numéricos
Orgão Pulmões Coração Medula Espinhal Célebro Esófago Glândulas salivares Faringe e Laringe Traqueia Cartilagem tireoide e epiglote Tireoide
Elétrons beta DF (mGy/MBqs) 6,77x10-10 1,59x10-10 2,22x10-8 --9,53x10-7 --7,37x10-7 4,50x10-6 1,33x10-7
Gama DF (mGy/MBqs) 5,02x10-11 1,03x10-8 3,80x10-8 1,37x10-7 2,08x10-8 2,65x10-6 7,50x10-6 6,25x10-6 1,13x10-5
Total DF (mGy/MBqs) 7,27x10-10 1,05x10-8 6,01x10-8 1,37x10-7 9,74x10-7 2,65x10-6 8,24x10-6 1,08x10-5 1,14x10-5
1,19x10-3
7,52x10-5
1,27x10-3
A figura 2 apresenta os mapas de distribuição de dose na região estudada, sendo que 2.1 e 2.2 apresentam, respectivamente, os valores de (DF) para elétrons e fótons gama em um tratamento com 131I.
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DF
[µGy/MBq.s]
Figura 2.1: mapa de distribuição de fator de dose para elétrons do decaimento beta.
DF
[µGy/MBq.s]
Figura 2.2: mapa de distribuição de fator de dose para fótons gama.
De forma a comparar os resultados obtidos com o GEANT para o phantom MASH, foram realizadas também simulações com o phantom MIRD, assumindo os mesmos parâmetros das simulações realizadas anteriormente. A partir da Tabela 2 podemos comparar os valores de fator de dose calculados para a tireoide através das simulações realizadas com os phantoms e o valor obtido na ICRP 53.
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Tabela 2: Fatores de dose obtidos por diferentes métodos em comparação ao método convencional da ICRP 53
Órgão
GATE/MASH DF (mGy/MBqs)
GATE/MIRD DF (mGy/MBqs)
ICRP 53 DF (mGy/MBqs)
Tiroide
1,27x10-3
1,49x10-3
1,65x10-3
Foram observados valores próximos, porém distintos para os phantoms em estudo, sendo a a diferença entre a simulação para o MASH de 23% e para o simulador MIRD de 9,7%.
5. CONCLUSÕES O método de simulação se mostrou adequado para a estimativa de dose em um tratamento de ablação da tireóide, podendo ser utilizado para o cálculo da dose absorvida no órgão. As discrepâncias encontradas entre o fator de dose calculado com phantom MASH, phantom MIRD e os valores calculados na ICRP 53 podem ser justificadas pelas diferenças existentes nas geometrias e materiais entre ambos. Outras justificativas pelas discrepâncias serão pesquisadas em um trabalho futuro. Este trabalho deve ter continuidade visando o estudo das doses em outros órgãos indicando, dessa forma, a possibilidade de efeitos secundários relacionados à radiação ionizante em um tratamento de ablação, utilizando diferentes phantoms e comparando os resultados com os dados obtidos no presente trabalho.
AGRADECIMENTOS Agradecemos ao CNPq pelo apoio financeiro concedido durante todo o desenvolvimento deste projeto.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS [1] Yoriyaz, Hélio, “Método de Monte Carlo: princípios e aplicações em Física Médica”, Revista Brasileira de Física Médica. V. 3, n. 1, pp. 141-149 (2009) [2] J. F. Briesmeister, “MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code”, Los Alamos National Laboratory, Version 4C," LA-13709-M (2000). [3] Salvat, JMFVF; Acosta, E; Sempau, J, “PENELOPE – A Code System for Monte Carlo Simulation of Electron and Photon Transport”, Workshop Issy-les-Moulineaux by Nuclear Energy Agency Organization for Economic Co-operation and Development. France (2001). [4] S. Agostinelli et al. "Geant4 a simulation toolkit", The Geant4 Collaboration, Nuclear Instruments and Methods, A. 506, pp. 250-303 (2003) [5] Guimarães, Maria Inês, “Desenvolvimento do manequim matemático do homem brasileiro para cálculos de dosimetria interna”, Tese de doutorado, Universidade de São Paulo, Instituto de Física (1995).
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[6] W. S. Snyder, Mary R. Ford, G.G. Warner, and S. B. Watson, “Absorbed Dose per Unit Cumulated Activity for Selected Radionuclides and Organs” MIRD Pamphlet #11, Society of Nuclear Medicine, Reston, VA (1975). [7] W. S. Snyder, et al, “Revision of MIRD Pamphlet No. 5 Entitled Estimates of Absorbed Fractions for Monoenergetic Photon Sources Uniformly Distributed in Various Organs of a Heterogeneous Phantom” Oak Ridge, TN: Oak Ridge National Laboratory, ORNL-4979 (1974). [8] V F Cassola et al, “FASH and MASH: female and male adult human phantoms based on polygon mesh surfaces: I. Development of the anatomy”, Physics in Medicine and Biology, V. 55, n. 133 (2010) [9] S. Jan et al, "GATE: a simulation toolkit for PET and SPECT", Physics in Medicine and Biology, V. 49, pp. 4543 – 4561. (2004) [10] ICRP, "Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals", Annals of the ICRP 18 ICRP Publication 53. pp 1-4 (1987) [11] F Araujo de et al., “Proposta de metodologia para tratamento individualizado com iodo-
131 em pacientes portadores de hipertireoidismo da doença de Graves”, Radiol. Bras., 40, 6. (2007) [12] Daniel A. B. Bonifácio, Lidia V. de Sá. "Simulação da distribuição de dose da terapia com 131I para ablação da tireóide usando GATE". DOSIMN (2011) [13] R. Brun e F. Rademakers. "ROOT An Object Oriented Data Analysis Framework", Proceedings AIHENP'96 Workshop, (1996). Lausanne, , Nuclear Instruments and Methods in Physics. Res. A 389, pp 81- 86 (1997)
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