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Expediente A Revista Brasileira de Física Médica (RBFM) é uma publicação editada pela Associação Brasileira de Física Médica. Criada em 2005, tem como objetivo publicar trabalhos originais nas áreas de Radioterapia, Medicina Nuclear, Radiologia Diagnóstica, Proteção Radiológica e Dosimetria das Radiações, incluindo modalidades correlatas de diagnóstico e terapia com radiações ionizantes e não-ionizantes, além de Ensino e Instrumentação em Física Médica. Os conceitos e opiniões emitidos nos artigos são de inteira responsabilidade de seus autores. É permitida a reprodução total ou parcial dos artigos, desde que mencionada a fonte e mediante permissão expressa da RBFM. Corpo editoral Editor Científico Marcelo Baptista de Freitas – Universidade Federal de São Paulo (UNIFESP) Editores Associados Ana Maria Marques da Silva – Pontifícia Universidade Católica do Rio Grande do Sul (PUCRS) Denise Yanikian Nersissian – Instituto de Física da Universidade de São Paulo (IFUSP) Lorena Pozzo – Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN) Patrícia Nicolucci - Faculdade de Filosofia, Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) www.abfm.org.br/rbfm - [email protected] Conselho editorial Adilton de Oliveira Carneiro Faculdade de Filosofia, Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) Alessandro André Mazzola Hospital Moinhos de Vento, Porto Alegre (RS) Alessandro Martins da Costa Faculdade de Filosofia Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) Diretoria Presidente Edmário Antônio Guimarães Costa Vice-Presidente Ilo de Souza Baptista Secretário Geral Luiz Flávio Kalil Telles Tesoureira Josemilson de Menezes Bispo Diretorias setoriais Diretoria da Área de Medicina Nuclear Daniel Coiro da Silva Diretoria da Área de Radiologia Diagnóstica Renato Dimenstein Diretoria da Área de Radioterapia Aluísio José de Castro Neto Secretários regionais Região Sul Marcus Vinicius Bortolloto Região Centro-Sudeste Roberto Salomon de Souza Região Norte-Nordeste Francisco Luciano Viana Endereço Rua Brigadeiro Galvão, 262 Barra Funda CEP 01151-000 São Paulo (SP), Brasil www.abfm.org.br - [email protected] PRODUÇÃO EDITORIAL Alexandre Bacelar Hospital de Clínicas de Porto Alegre (RS) Caridad Borrás School of Medicine and Health Sciences, Washington University, USA Carla Rachel Ono Centro de Medicina Nuclear do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (HC-FMUSP) Carlos Eduardo de Almeida Universidade Estadual do Rio de Janeiro (UERJ) Carlos Malamut Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear, Comissão Nacional de Energia Nuclear de Minas gerais (CDTN/CNEN-MG) Cecil Chow Robilotta Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Cecília Kalil Haddad Hospital Sírio Libanês, São Paulo (SP) Cláudio Hissao Sibata East Carolina University, USA Cleber Nogueira de Souza TomoTherapy Incorporated, USA Dráulio Barros de Araujo Faculdade de Filosofia, Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) Edmário A.G. Costa Radioterapia do Hospital São Rafael, Salvador (BA) Elisabeth Mateus Yoshimura Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Emico Okuno Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Gabriela Hoff Pontifícia Universidade Católica do Rio Grande do Sul (PUCRS) Gian-Maria A.A. Sordi Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Comissão Nacional de Energia Nuclear de São Paulo (IPEN/CNEN-SP) Helen Jamil Khoury Universidade Federal de Pernambuco (UFPE) Helvécio Correa Mota East Carolina University, USA Homero Lavieri Martins Hospital A.C. Camargo, São Paulo (SP) Uma empresa do Grupo ZP Rua Bela Cintra, 178, Cerqueira César São Paulo/SP - CEP 01415-000 Tel.: 55 11 2978-6686 www.zeppelini.com.br José Carlos da Cruz Hospital Israelita Albert Einstein, São Paulo (SP) José Willegaignon de Amorim de Carvalho Centro de Medicina Nuclear (HC-FMUSP) Laura Furnari Beneficência Portuguesa, São Paulo (SP) Laura Natal Rodrigues Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Comissão Nacional de Energia Nuclear de São Paulo (IPEN/CNEN-SP) Letícia Lucente Campos Rodrigues Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Comissão Nacional de Energia Nuclear de São Paulo (IPEN/CNEN-SP) Linda Viola Ehlin Caldas Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Comissão Nacional de Energia Nuclear de São Paulo (IPEN/CNEN-SP) Luiz Antonio Ribeiro da Rosa Instituto de Radioproteção e Dosimetria, Comissão Nacional de Energia Nuclear do Rio de Janeiro (IRD/CNEN-RJ) Maria Inês Calil Cury Guimarães Centro de Medicina Nuclear do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (HC-FMUSP) Martha Aurélia Aldred Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Martin Eduardo Poletti Faculdade de Filosofia, Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) Michael Stabin Vanderbilt University, USA Oswaldo Baffa Filho Faculdade de Filosofia Ciências e Letras de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FFCLRP/USP) Paulo Roberto Costa Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Regina Bitelli Medeiros Universidade Federal de São Paulo (UNIFESP) Ricardo Tadeu Lopes Instituto Alberto Luiz Coimbra de Pós-Graduação e Pesquisa de Engenharia, Universidade Federal do Rio de Janeiro (COPPE/UFRJ) Simone Kodlulovich Dias Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) Tânia Aparecida Correia Furquim Instituto de Física da Universidade de São Paulo (USP) Teógenes Augusto da Silva Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear, Comissão Nacional de Energia Nuclear de Minas Gerais (CDTN/CNEN-MG) Thomaz Ghilardi Netto Faculdade de Medicina de Ribeirão Preto da Universidade de São Paulo (FMRP/USP) Walter Siqueira Paes Serviço de Engenharia de Segurança e Medicina do Trabalho da Universidade de São Paulo (USP) Sumário Editorial 1 Radiological emergencies and the medical physicist William R. Hendee Artigos Originais 3 Avaliação das ferramentas de controle da qualidade para pacientes submetidos ao IMRT Evaluation of quality control tools for patients submitted to IMRT Milton Lavor, Laura N. Rodrigues e Marco A. Silva 9 Caracterização dosimétrica de um detector matricial bidimensional comercial Dosimetric characterization of a commercial two-dimensional array detector Bruno L. Gialluisi, Gabriela R. dos Santos, Camila P. de Sales, Guilherme R. A. Resende, Angela B. Habitzreuter e Laura N. Rodrigues 15 Utilização do Software 3DVH como método complementar de avaliação de pré-tratamento de IMRT Use of the 3DVH Software as a complementary method of IMRT pretreatment evaluation Jessé G. P. Lyra, Fábio F. Bruning, Melissa Funchal, Hugo V. Toledo, Pricila Bornatto e Tatiane C. O. Fernandes 19 Análise quantitativa dos resultados de testes de controle de qualidade em aceleradores lineares usados em radioterapia Quantitative analysis of results of quality control tests in linear accelerators used in radiotherapy Bruno M. Pássaro, Heber S. Videira e Laura N. Rodrigues, 25 Verificação da eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado Verification of effectiveness of borated water shield for a cyclotron type self-shielded Heber S. Videira,, Bruno M. Pássaro, Guilherme M. Burkhardt, Ronielly S. Santos, Julia A. Gonzalez, Josefina Santos, Maria I. C. C. Guimarães e Marcelo K. Lenzi Resenha de Dissertação 31 Gel Dosímetro tipo Bang-1: aplicação em planejamentos de tratamento por radioterapia e avaliação qualitativa através de imagens obtidas em ressonância magnética Gel Dosimeter type Bang-1: application in treatment planning for radiotherapy and qualitative evaluation obtained through magnetic resonance imaging João H. Hamann e Carlos M. G. S. Cruz Associação Brasileira de Física Médica® Editorial Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):1-2. Radiological emergencies and the medical physicist The widespread damage and loss of life caused by the March 11th earthquake-generated tsunami in Japan, and the resulting emergency at the Fukushima – Daiichi nuclear power facility, raise once again the question of the role of knowledgeable civilians in responding to public health emergencies. In the case of a radiological emergency, medical physicists are among the more knowledgeable individuals in the private sector with regard to several relevant issues including radiation exposures and risks, radioactive contamination, and the fear of radiation that makes management of a radiological emergency so difficult. The challenges for medical physicists are to know the consequences of radiation exposure and radioactive contamination, to separate fantasy from fact in dealing with these consequences, and to address the consequences in a manner that instills confidence rather than fear in those who are less knowledgeable. All medical physicists should be knowledgeable about radiological emergencies and prepared to respond to an emergency if one occurs in their vicinity. Four types of radiological emergency would potentially expose a large number of people to high amounts of radiation and require an emergency response that involves medical physicists. These types of events are: (1) the detonation of a nuclear weapon or improvised nuclear device, with an impact on the order of the Hiroshima and Nagasaki nuclear bombs, or possibly larger; (2) a crisis at a nuclear power plant, including a possible core meltdown and the release of radioactive contamination, such as is possible at the Fukushima - Daiichi nuclear complex; (3) activation of an explosive radiological dispersal device, sometimes termed a “dirty bomb”; and (4) placement of a hidden radioactive source in a highly-populated area where many people could be exposed to substantial doses of radiation. Somewhat less threatening but still of major concern is a transportation accident involving a cargo with high levels of radioactivity. One or more of these events is conceivable anywhere in the world. In the case of one occur, medical physicists in the vicinity will be recruited as experts in the management of the after-effects of the event, including the possible exposure of many individuals to radiation and/or radioactive contamination. The question every medical physicist should ask is: “How prepared am I to respond if called upon to help in the management of a radiological emergency?”. There are several information sources that a medical physicist can access to expand his/her preparedness for a radiological emergency. A good place to start is a recent article published in Radiology entitled “Medical response to a radiological emergency: a primer for medical and public health practitioners”1. This article has been posted for unrestricted access on Radiology’s home page2. In addition to an extensive reference list, the article has a section entitled “Additional radiological emergency response information and resources”. This article is not sufficient to prepare a medical physicist completely to respond to a radiological emergency, but it is a good introduction or refresher to what the physicist needs to know. Several other excellent sources of information exists, including publications of the International Atomic Energy Agency3. Organizations such as the American Association of Physicists in Medicine may wish to offer educational sessions at their annual meetings on preparing medical physicists to respond to radiological emergencies. In the United States, an excellent education and training resource for learning how to respond to public health emergencies, including radiological events, is the Medical Reserve Corps (MRC)4. The MRC is a volunteer organization that is sponsored by the Office of the US Surgeon General (OSG) and it states that its mission “is to engage volunteers to strengthen public health, emergency response and community resiliency”. MRC regional units are community-based and provide a way to locally organize and act with volunteers who donate their time and expertise to prepare for and respond to emergencies, including radiological events. MRC volunteers supplement existing emergency and public health resources, and include physicians, nurses, pharmacists, dentists, veterinarians and epidemiologists, among others. A few medical physicists participate in the MRC, but many more are needed. Individuals participating in the MRC receive extensive training in emergency response and are credentialed to help mount an effective response to a public health emergency. The training includes not only on-site immediate and triaging activities, but also efficient Associação Brasileira de Física Médica® 1 Hendee, WR management of victims during transport and initial medical care. Volunteers participate in training exercises and response planning for public health emergencies of various types. Some other countries may have similar opportunities for volunteers concerned about public health emergencies. Medical physicists are committed to maintaining the safety of patients in their facilities, but their responsibilities extend beyond their facilities and into their communities. For the latter, knowledge of the challenges of a radiological emergency and how to respond to them is an essential component of the medical physicist’s knowledge and training. Acknowledgements The author thanks Drs. Andrew Karellas, David Rogers and Anthony Wolbarst for their helpful comments. William R. Hendee Editor of the Medical Physics Journal (Published in Med Phys. 2011;38(5):2311 - Authorized by personal communication) References 1. Wolbarst AB, Wiley AL, Jr, Nemhauser JB, Christensen DM, Hendee WR. Medical response to a major radiologic emergency: A primer for medical and public health practitioners. Radiology. 2010;254(3):660-77. 2. Radiology [homepage on the Internet]. [cited 2011 March 28]. Available from: http://radiology.rsna.org 3. International Atomic Energy Agency [homepage on the Internet]. [cited 2011 March 28]. Available from: http://www.iaea.org 4. Medical Reserve Corps [homepage on the Internet]. [cited 2011 March 28]. Available from: http://www.medicalreservecorps.gov 2 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):1-2. Artigo Original Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. Avaliação das ferramentas de controle da qualidade para pacientes submetidos ao IMRT Evaluation of quality control tools for patients submitted to IMRT Milton Lavor, Laura N. Rodrigues e Marco A. Silva Serviço de Radioterapia do Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – São Paulo (SP), Brasil. Resumo Atualmente, a radioterapia de intensidade modulada (IMRT) está sendo implementada em um número crescente de centros no Brasil. Consequentemente, muitas instituições apresentam dificuldade em executar um programa de controle da qualidade antes e durante a execução do IMRT na prática clínica. Este trabalho propõe uma metodologia de controle da qualidade e apresenta os resultados e avaliações dos dados obtidos a partir da metodologia proposta. Uma câmara de ionização e um detector bidimensional foram utilizados para avaliar a dose absoluta total de todos os campos de um planejamento de IMRT. A distribuição de dose relativa total de todos os campos foi medida com filmes radiocrômicos e um detector bidimensional em um objeto simulador. Uma comparação entre as distribuições de dose medidas e calculadas foi realizada usando o método do valor gama, avaliando o percentual de pontos que satisfazem os critérios de diferença dose de ±3% e distância de concordância de ±3 mm. Com o resultado e análise da dosimetria absoluta de 113 feixes de IMRT medidos com uma câmara de ionização e 81 feixes usando o detector bidimensional, foi proposto um nível de ação de cerca de ±5% em relação ao sistema de planejamento e de tratamento para a verificação da dose em um único ponto na região de baixo gradiente de dose. A análise das medições com o detector bidimensional mostrou que o valor da função gama foi <1 para 97,7% dos dados e para o filme o valor da função gama foi <1 para 96,6% dos dados. Com este trabalho, pode-se estabelecer os níveis de ação requeridos para o programa de controle da qualidade proposto e implementado no Serviço de Radioterapia - Hospital das Clínicas de São Paulo que permite uma entrega exata de dose em IMRT sliding-window com um colimador micro multilâminas. Palavras-chave: radioterapia de intensidade modulada, dosimetria, controle de qualidade. Abstract Intensity modulated radiation therapy (IMRT) is currently being implemented in a rapidly growing number of centers in Brazil. As consequence many institutions are now facing the problem of performing a comprehensive quality control program before and during the implementation of IMRT in the clinical practice. This paper proposes a methodology for quality control and presents the results and evaluations of the data obtained from the proposed methodology. Ionization chamber and two-dimensional array detector were performed in IMRT treatment planning in order to assess the absolute value of the total dose of all fields. The relative total dose distribution of all fields was measured with a radiochromic film and a two-dimensional array in a phantom. A comparison between measured and calculated dose distributions was performed using the gamma-index method, assessing the percentage of points that meet the criteria of ±3% dose difference and ±3mm distance to agreement. As a result and review of 113 tested IMRT beams using ionization chamber and 81 using two-dimensional array, the proposal was to take an action level of about ±5% compared to the treatment planning systems and measurements, for the verification of the dose in a single point at the low gradient dose region. Analysis of the two-dimensional array measurements showed that the gamma value was <1 for 97.7% of the data and for the film the gamma value was <1 for 96.6% of the data. This work can establish action levels required for quality control program proposed and implemented in the Department of Radiotherapy - Hospital das Clinicas in Sao Paulo that allows an accurate delivery of dose in “sliding-window” IMRT with micro multileaf collimator. Keywords: radiotherapy, intensity-modulated, dosimetry, quality control. Introdução A técnica de radioterapia de intensidade modulada (IMRT) é uma evolução da radioterapia conformacional tridimensional (3D-CRT) por ser capaz de modular o feixe de tratamento, oferecendo assim uma intensidade maior de dose na área de interesse e poupando áreas onde esta intensidade não é desejada; ou seja, próxima aos órgãos de risco. Com isto, consegue-se irradiar tumores bastante irregulares e, sobretudo, côncavos, sem causar excessiva exposição à radiação dos tecidos normais adjacentes. Existem dois métodos para a entrega de IMRT: o modo dinâmico Autor correspondente: Milton Lavor – Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – Radioterapia – Avenida Doutor Eneas de Carvalho Aguiar, 255 – CEP: 05403-001 – São Paulo (SP), Brasil – E-mail: [email protected] Associação Brasileira de Física Médica® 3 Lavor M, Rodrigues LN, Silva MA “sliding-window”; e o modo estático step-and-shoot, utilizando colimador multilâminas (MLC)1-3. Devido à maior complexidade da técnica de IMRT, sua aplicação clínica requer um controle de qualidade específico para cada paciente submetido a este tratamento. Após a aprovação do plano de tratamento, o mesmo deve ser verificado por um controle de qualidade, no qual são verificadas as distribuições de doses que deverão ser administradas ao paciente4-6. O valor gama4 permite a comparação de uma distribuição de dose absorvida calculada com a distribuição de dose absorvida medida a partir de uma avaliação de quão perto a distribuição calculada corresponde com a distribuição medida. O valor gama aumenta com o aumento da distância de concordância e da diferença de dose entre os valores medidos e calculados. Pode-se imaginar um plano de pontos calculados (rc) que também contém pontos medidos (rm), no qual é plotada uma superfície de diferença dose absorvida δ(rm,rc)4. A Figura 1 apresenta um elipsóide centrado em rm, com eixo de maior comprimento em distância de concordância (∆dM) e menor em diferença de dose (∆DM), em que o valor gama (P) <1 de acordo com a equação ao lado. Se o ponto se enquadra no critério da elipse (resultado da equação menor que 1), ele é “aprovado”7,8. Este trabalho tem por objetivo propor e avaliar uma metodologia para o controle da qualidade do tratamento a ser posteriormente aplicado no paciente. Também foram estabelecidos os níveis de ação requeridos baseados nos δ(rm,rc ) ∆DM Pass Eixo de diferença de dose Eixo de r 2 (r ,r ) δ2 (rm,rc ) diferença de P (rm,rc ) = m 2c + ∆d M ∆D 2M concordância r (rm,rc ) 1/2 ∆dM Figura 1. Elipsóide e equação do valor gama que descreve um espaço ortogonal definido por uma dimensão de distância de concordância e uma dimensão de diferença dose4. água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm limites estabelecidos pelo programa de controle de qualidade proposto, avaliadas as ferramentas dosimétricas mais adequadas para este fim e investigados os fatores que possam influenciar o controle da qualidade de acordo com ESTRO Booklet Nº 93 e ICRU Report 831. Materiais e Métodos Para a obtenção dos dados apresentados, foi utilizado o Acelerador Linear Varian 6EX com colimador micro MLC m3 BrainLab do Serviço de Radioterapia do Hospital das Clínicas de São Paulo. Este trabalho propõe uma metodologia para o controle de qualidade individual, que é realizado em cinco etapas: 1. Aquisição das imagens tomográficas do sistema dosimétrico (composto por câmara de ionização CC01, detector matricial 2D I´mRT Matrixx, filme radiocrômico GAFCHROMIC e placas de água sólida RW3), exportação das fluências de cada campo para o objeto simulador e cálculo das curvas de isodoses. Deve-se verificar se a câmara está em uma região de baixo gradiente de dose. Esta etapa ocorre no sistema de planejamento iPlan 4.1 e fornece assim os dados calculados; 2. Transferência dos dados calculados para o sistema de análise dosimétrica comparativa OmniPro IMRT e transferência do plano de tratamento para o sistema de gerenciamento MOSAIQ que executa o tratamento no sistema dosimétrico de três possíveis configurações para medidas, mostradas na Figura 2; 3. Dosimetria absoluta com câmara de ionização ou detector matricial 2D (sistema relativo de medida calibrado a partir de um “setup” com campo 10x10 cm2, posicionado no raio central, profundidade de 6,0 cm, distância foco superfície do detector de 99,7 cm e 100 UM) que fornece os dados medidos de dose absoluta total; 4. Dosimetria relativa com detector matricial 2D ou filme radiocrômico que fornece os dados medidos de distribuição de dose relativa total. Para a avaliação da dosimetria relativa, os filmes devem ser digitalizados sem processamento de imagens e exportados para o software OmniPro IMRT, onde é feita análise dosimétrica; água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm Câmara de ionização água sólida 2,0 cm Filme radiocrômico água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm Câmara de ionização água sólida 2,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 2,0 cm água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm Detector matricial 2D água sólida 1,0 cm água sólida 1,0 cm Figura 2. Configurações de medida para dosimetria relativa e absoluta. 4 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. Detector matricial 2D Avaliação das ferramentas de controle da qualidade para pacientes submetidos ao IMRT [mm] Y 50,0 40,0 30,0 20,0 10,0 0,0 -10,0 -20,0 -30,0 -40,0 -40,0 -20,0 A [mm] Y 100% = 311,7 cGy 0,0 20,0 40,0 [mm] X 100% = 218,197 cGy 40,0 30,0 20,0 10,0 0,0 -10,0 -20,0 -30,0 -40,0 C [%] Signal 120,0 110,0 100,0 90,0 80,0 70,0 60,0 50,0 40,0 30,0 20,0 10,0 0,0 -40,0 -30,0 -20,0 -10,0 0,0 10,0 20,0 30,0 40,0 50,0 B [mm] X [mm] Y 40,0 30,0 20,0 10,0 0,0 -10,0 -20,0 -30,0 -40,0 -40,0 -20,0 0,0 20,0 40,0 [mm] X D -40,0 -20,0 0,0 20,0 40,0 [mm] X Figura 3. Software OmniPro IMRT utilizado para a verificação dosimétrica. (A) Visualização da distribuição de dose calculada pelo sistema de planejamento. (B) Visualização da distribuição de dose medida no detector bidimensional. (C) Comparação por sobreposição do perfil de dose calculado pelo sistema de planejamento e do medido pelo detector bidimensional. (D) Análise gama comparando a distribuição de dose calculada com a distribuição de dose medida. Dosimetria Absoluta CI x Matrixx Desvios percentuais entre os valores medidos e calculados 5. Análise dos resultados dosimétricos calculados e medidos pelo método do valor gama, empregando diferença de dose de ±3% e distância de concordância de ±3 mm como critérios de aceitação, valores que estão de acordo com os propostos pelo ICRU Report 831. O software OmniPro IMRT, apresentado na Figura 3, permite importar e intercomparar as distribuições de doses calculadas no sistema de planejamento com as distribuições de dose medidas em filmes ou no detector dosimétrico 2D Matrixx através do método gama. 40,00 35,00 25,00 20,00 15,00 10,00 5,00 0,00 -5,00 -10,00 -15,00 -20,00 1 21 Matrixx Resultados Foram avaliados 113 controles da qualidade usando a câmara CC01 (volume de 0,01 cm3), em que 92% dos casos apresentaram desvio percentual de dose absoluta total menor que ±5% em relação ao valor calculado. Também foram analisados 81 controles da qualidade usando o detector matricial 2D Matrixx, em que 79% dos casos apresentaram desvio percentual de dose absoluta total menor que ±5% em relação ao valor calculado. A Figura 4 apresenta os resultados obtidos na comparação 31 41 51 61 Controles de Qualidade CI CI: Câmara de Ionização. Figura 4. Comparação dos desvios percentuais entre os valores medidos e os valores calculados para medidas absolutas com câmara de ionização CC01 e com detector 2D Matrixx. de 67 controles da qualidade medidos com câmara de ionização CC01 e com detector 2D Matrixx. Quatro pontos apresentaram desvios percentuais maiores que 10%. Estes grandes desvios ocorreram devido a falhas no posicionamento do Matrixx durante as configurações dosimétricas ou devido a problemas de Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. 5 Lavor M, Rodrigues LN, Silva MA interpolação entre as câmaras do detector. Estas medidas também foram analisadas com câmara de ionização e apresentaram desvio percentual aceitável. Para avaliar a dosimetria relativa, 81 controles de qualidade foram realizados com o detector 2D Matrixx. No cálculo do valor gama, 87,7% destes controles apresentaram 95% dos pontos entre 0,00 a 1,00 (P>1 com 0 a 5%). No cálculo do valor gama utilizando filme radiocrômico, que foi feito para 43 controles da qualidade (28 com filme EBT e 15 com filme EBT2), 81,4% dos controles apresentaram 95% dos pontos entre 0,00 a 1,00 (P>1 com 0 a 5%). Dados apresentados respectivamente pela Figura 5. Na dosimetria relativa com filme, quatro pontos apresentaram valores inferiores a 90%. Estas diferenças ocorreram devido a falhas no posicionamento do filme durante as configurações dosimétricas, indicando discordância entre as distribuições de doses que foram avaliadas em duas dimensões pelo método do valor gama. Todas as medidas que apresentaram baixa percentagem foram refeitas e apresentaram valores aceitáveis. Dosimetria Relativa com Filme (ìndice Gama) Percentual de pontos com P<1 Percentual de pontos com P<1 Dosimetria Relativa com Matrixx (ìndice Gama) 100 99 98 97 96 95 94 93 92 91 90 89 88 87 86 85 84 1 11 21 31 41 51 61 Para avaliar a influência do volume alvo de planejamento (PTV), 113 controles de qualidade foram separados em cinco grupos e comparados em diferença de dose absoluta e valor gama (porcentagem de P<1). O primeiro grupo incluiu PTVs com volumes menores que 20 cm3, o segundo grupo incluiu PTVs de 20 a 50 cm3, o terceiro grupo incluiu PTVs de 50 a 100 cm3, o quarto grupo incluiu PTVs de 100 a 150 cm3 e o quinto grupo incluiu PTVs maiores que 150 cm3. Os resultados são mostrados nas Tabelas 1 e 2. Para analisar a importância do número de campos de tratamento, 128 controles da qualidade incluindo 747 campos foram separados em três grupos e comparados em diferença de dose absoluta e valor gama (porcentagem de P<1). O primeiro grupo incluiu controles de qualidade com até 5 campos, o segundo com 6 campos e o terceiro com entre 7 e 10 campos. Os resultados são mostrados nas Tabelas 3 e 4. Para estimar a influência do número de segmentos, 128 controles da qualidade, incluindo um total de 30.326 segmentos, foram separados em quatro grupos e 71 100 99 98 97 96 95 94 93 92 91 90 89 88 87 86 85 84 81 1 11 Controles de Qualidade 21 31 41 Controles de Qualidade Figura 5. Percentual de pontos com P<1 para medidas relativas com detector 2D Matrixx e filme radiocrômico. Tabela 1. Comparação da dosimetria absoluta (diferença de dose) em diferentes volumes de alvos de planejamento. Grupo n PTV < 20 cm3 20 cm3 ≤ PTV < 50 cm3 50 cm3 ≤ PTV < 100 cm3 100 cm3 ≤ PTV < 150 cm3 PVT > 150 cm3 29 25 29 16 14 Média do volume (cm3) 7,61 34,97 73,76 118,72 215,47 Média da diferença de dose (%) 1,62 2,28 2,44 3,23 3,49 σ (%) 1,13 1,73 1,81 2,37 2,91 Máximo diferença de dose (%) 4,03 7,37 6,31 9,62 12,08 Mínimo diferença de dose (%) 0,12 0,08 0,00 0,48 0,67 Tabela 2. Comparação da dosimetria relativa (valor gama) em diferentes volumes de alvos de planejamento. 6 Grupo n PTV < 20 cm3 20 cm3 ≤ PTV < 50 cm3 50 cm3 ≤ PTV < 100 cm3 100 cm3 ≤ PTV < 150 cm3 PVT > 150 cm3 29 25 29 16 14 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. Média do volume (cm3) 7,61 34,97 73,76 118,72 215,47 Média Γ<1 (%) 99,06 96,63 97,18 96,75 95,45 σ (%) 1,50 2,15 2,35 1,87 4,65 Máximo Γ<1 (%) 100,00 100,00 100,0 100 99,54 Mínimo Γ<1 (%) 94,22 89,17 88,14 92,57 84,73 Avaliação das ferramentas de controle da qualidade para pacientes submetidos ao IMRT comparados em diferença de dose absoluta e valor gama (porcentagem de P<1). O primeiro grupo incluiu controles da qualidade com até 30 segmentos por campo, o segundo com entre 30 e 40 segmentos por campo, o terceiro com entre 40 e 60 segmentos por campo e o quarto com 60 ou mais segmentos por campo. Os resultados são mostrados nas Tabelas 5 e 6. Analisando os dados obtidos, o controle da qualidade de campos com menores volumes (PTV<20 cm3) apresentam os melhores resultados de média e desvio padrão, tanto na dosimetria absoluta quanto na relativa, devido à menor complexidade dos planejamentos com menores volumes que englobam regiões com menos heterogeneidades e não invadem excessivamente os órgãos de risco. O número de campos não influencia significativamente o resultado final do controle da qualidade e os planejamentos com entre 40 e 60 segmentos por campo apresentam os melhores resultados de dosimetria absoluta e relativa, devido, possivelmente, a características mecânicas específicas do sistema MLC utilizado. Discussão e Conclusões A dosimetria absoluta realizada com câmara de ionização CC01 apresentou melhores resultados que a com Matrixx, resultados mostrados na Figura 4. A verificação da dose absoluta medida com Matrixx gera um desvio maior em volumes pequenos irradiados, pois utiliza uma relação entre as quatro câmaras centrais, não tendo uma câmara no raio central. A dosimetria relativa feita com Matrixx apresentou melhores resultados que a realizada com filme e, também, a dosimetria com Matrixx tem a vantagem de não necessitar a digitalização do filme e a execução da curva de calibração, fatores que contribuem para o aumento dos desvios nas medidas feitas com filme. Além disso, no filme existe um “gap” de ar existente entre o filme e as placas de água sólida (mesmo sendo menor que um milímetro em uma configuração de medida bem posicionada, este “gap” contribui para o aumento dos desvios). Em relação à influência do PTV no resultado dos controles de qualidade, medidas feitas para campos com volumes menores (PTV<20 cm3) apresentam os melhores resultados de dosimetria absoluta e relativa, devido à menor complexidade dos planejamentos com pequenos PTVs. Esses dados demonstram que os planejamentos e as execuções dos tratamentos para campos relativamente pequenos no Hospital das Clínicas de São Paulo têm elevada exatidão e precisão. O número de campos não apresentou influência significativa no controle da qualidade. Os dados que consideram os números de segmentos por campos, de uma forma geral para volumes de PTVs Tabela 3. Comparação da dosimetria absoluta (diferença de dose) em diferentes números de campos. Grupo (campos) n Média no de campos 1a5 6 7 a 10 63 32 33 4,95 6 7,36 Média da diferença de dose (%) 2,16 2,38 2,96 σ (%) 1,84 1,57 1,67 Máximo diferença de dose (%) 9,62 5,18 7,37 Mínimo diferença de dose (%) 0,08 0,00 0,10 Tabela 4. Comparação da dosimetria relativa (valor gama) em diferentes números de campos. Grupo n Média no de campos 1 a 5 campos 6 campos 7 a 10 campos 63 32 33 4,95 6 7,36 Média Γ<1 (%) 97,35 98,20 96,17 σ (%) 3,02 1,73 2,97 Máximo Γ<1 (%) 100,00 100,00 100,00 Mínimo Γ<1 (%) 84,73 94,68 86,09 Tabela 5. Comparação da dosimetria absoluta (diferença de dose) para diferentes números de segmentos. Grupo (segmentos por campo) 1 a 30 30 a 40 40 a 60 60 ou mais n 22 49 40 17 Média do no de Média da diferença segmentos por campo de dose (%) 23,58 2,75 32,54 2,43 48,43 1,99 63,34 3,00 σ (%) 2,31 1,77 1,30 1,65 Máximo diferença de dose (%) 9,62 7,37 5,15 5,64 Mínimo diferença de dose (%) 0,00 0,08 0,12 0,17 Tabela 6. Comparação da dosimetria relativa (valor gama) para diferentes números de segmentos. Grupo (segmentos por campo) 1 a 30 30 a 40 40 a 60 60 ou mais n 22 49 40 17 Média do no de segmentos por campo 23,58 32,54 48,43 63,34 Média Γ<1 (%) 97,18 97,17 97,99 96,18 σ (%) 2,00 3,00 2,58 3,29 Máximo Γ<1 (%) 99,96 100,00 100,00 100,00 Mínimo Γ<1 (%) 92,57 84,73 88,14 86,09 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. 7 Lavor M, Rodrigues LN, Silva MA variados, indicam melhores resultados com planejamentos com 40 a 60 segmentos por campo. Ao levar em conta os níveis de ação dos testes para verificação de IMRT apresentados pelo ESTRO Booklet Nº 93, a precisão dos procedimentos de medida, a carga de trabalho, a capacidade de detectar áreas problemáticas na distribuição de dose e os dados dos controles da qualidade analisados, foram estabelecidos os níveis de ação requeridos para o programa de controle da qualidade proposto e implementado no Serviço de Radioterapia do Hospital das Clínicas de São Paulo que é de ±5% na dose absoluta total (dosimetria absoluta) e histograma gama com 95% dos pontos com P≤1 para desvios de 3 mm e 3% (dosimetria relativa). Esses valores estão de acordo com os propostos pelo ICRU Report 831. A análise feita neste trabalho só é válida para um sistema micro MLC como colimador terciário. Referências 1. International Commission on Radiation Units and Measurements. Prescribing, Recording and Reporting Photon Beam IMRT. ICRU Report 83. 2010. 8 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):3-8. 2. Mell LK, Mehrotra AK, Mundt AJ. Intensity-modulated radiation therapy use in the U.S. in 2004. Cancer. 2005;104:1296-303. 3. European Society for Therapeutic Radiology and Oncology. European Guidelines for Quality Assurance in Radiotherapy, Guidelines for the Verification of IMRT. ESTRO Booklet Nº 9. Edited by Ben Mijnheer and Dietmar Georg, Brussels. 2008. 4. Low DA, Mutic S, Dempsey JF, Gerber RL, Bosch WR, Perez CA, Purdy JA. Quantitative dosimetric verification of an IMRT planning and delivery system. Radiother Oncol. 1998;49:305-16. 5. Wiezorek T, Banz N, Schwedas M, Scheithauer M, Salz H, Georg D, Wendt TG. Dosimetric quality assurance for intensity-modulated radiotherapy feasibility study for a filmless approach. Strahlenther Onkol. 2005;181:468-74. 6. Winkler P, Zurl B, Guss H, Kindl P, Stuecklschweiger G. Performance analysis of a film dosimetric quality assurance procedure for IMRT with regard to the employment of quantitative evaluation methods. Phys Med Biol. 2005;50:643-54. 7. Donovan EM, Bleackley NJ, Evans PM, Reise SF, Yarnold JR. Dose– position and dose–volume histogram analysis of standard wedged and intensity modulated treatments in breast radiotherapy. Br J Radiol. 2002;75:967-73. 8. Donovan E, Bleakley N, Denholm E, Evans P, Gothard L, Hanson J, et al. Randomised trial of standard 2D radiotherapy (RT) versus intensity modulated radiotherapy (IMRT) in patients prescribed breast radiotherapy. Radiother Oncol. 2007;82:254-64. Artigo Original Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. Caracterização dosimétrica de um detector matricial bidimensional comercial Dosimetric characterization of a commercial two-dimensional array detector Bruno L. Gialluisi, Gabriela R. dos Santos, Camila P. de Sales, Guilherme R. A. Resende, Angela B. Habitzreuter e Laura N. Rodrigues Serviço de Radioterapia do Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – São Paulo (SP), Brasil. Resumo Este artigo investigou o desempenho e as características dosimétricas de um detector matricial disponível comercialmente. O detector usado foi I´mRT MatriXXTM que é um dispositivo bidimensional usado em radioterapia na verificação de planos complexos. O dispositivo de 1.020 câmaras de ionização de placas paralelas dispostas em uma matriz de 32x32. A linearidade com a dose foi estudada e a resposta do dispositivo foi linear dentro do intervalo de 5 a 1000 UM (R² = 1). A dependência com a taxa de dose mostrou uma discrepância máxima de 0,62% comparativamente com as leituras para 320 cGy/min. A estabilidade do detector foi testada em função de irradiações repetidas. Os fatores campo (output) obtiveram boa concordância com medidas feitas com uma câmara Farmer dentro de um desvio médio de 1,54%. O ponto efetivo de medida foi determinado e a lei do inverso do quadrado da distância também foi verificada com uma diferença percentual menor que 3%. Os resultados mostram que este detector pode ser usado para controle de qualidade, diminuindo o tempo empregado na verificação dosimétrica de campos de radiação. Palavras-chave: dosimetria, equipamentos e provisões para radiação, controle de qualidade, radioterapia de intensidade modulada. Abstract This paper investigates the dosimetric characteristics and performance of an array detector commercially available. The device is the I´mRT MatriXXTM which is a two-dimensional detector array used in the verification of complex radiotherapy plans. It consists of 1,020 parallel plate ion chamber arranged in a 32x32 grid. Dose linearity was studied and its response was linear within the range of 5 to 1000 MU (R² = 1). Dose rate dependence showed a maximum deviation of 0,62% comparatively with readings to 320 cGy/min. The detector stability was verified through repeated irradiations. Output factors matched well with measurements made with a Farmer chamber with an average deviation of 1,54%. The detector´s effective point of measurement was determined and the inverse square law was also verified with a percentage deviation smaller than 3%. The results show that this detector can be used for quality control in IMRT thus reducing the time spent in the dosimetric verification of radiation fields. Keywords: dosimetry, radiation equipment and supplies, quality control, radiotherapy, intensity-modulated. Introdução Com a implementação de técnicas cada vez mais complexas como a Radioterapia de Intensidade Modulada (IMRT), que permite uma alta conformidade de dose no tumor a ser tratado ao mesmo tempo em que limita dose em tecidos e órgãos sadios, surge a necessidade de procedimentos de verificação precisa de valores de dose e da garantia de qualidade dos tratamentos. O controle de qualidade consiste basicamente em comparar as distribuições planares de doses medidas com aquelas geradas por um sistema de planejamento, e a dose absoluta1. O filme dosimétrico foi um dispositivo bastante utilizado para realização de controle de qualidade de IMRT, possibilitando a verificação tanto da fluência, quanto da dose absorvida1. Este dosímetro possui uma alta resolução espacial. No entanto, a manipulação dos mesmos exige calibração, além de revelação e digitalização para análise quantitativa, o que consome uma parcela de tempo considerável1. Atualmente, existem muitas opções disponíveis para avaliar distribuições bidimensionais de dose, entre eles: Electronic Portal Imaging Devices (EPIDs), que foram avaliados para dosimetria em IMRT por Warketin et al.2; bem como matrizes de câmeras de ionização, que também foram estudadas para essa finalidade por Stasi et al.3,4 e Autor correspondente: Bruno de Loos Gialluisi – Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – Avenida Doutor Enéas de Carvalho Aguiar s/nº, Cerqueira César – CEP: 05403-900 – São Paulo (SP), Brasil – E-mail: [email protected] Associação Brasileira de Física Médica® 9 Gialluisi BL, Santos GR, Sales CP, Resende GRA, Habitzreuter AB, Rodrigues LN Martens et al.5, que atentaram para as dimensões individuais dos detectores elementares quando da dosimetria em regiões de alto gradiente de dose ou campos pequenos. Sistemas matriciais de câmaras de ionização possuem pior resolução espacial que EPIDs. Porém, conforme atesta Spezi et al.6, há boa concordância com filmes quando se avaliam planos de tratamento. Ainda dentre as opções comerciais para avaliação de planejamentos de IMRT, podemos citar o MapCHECK, que é um detector planar de diodos (Sun Nuclear Corp, Melbourne, FL, EUA), o MatriXX (Scanditronix Wellhofer, Alemanha) e o seven29 (PTW, Freiburg, Alemanha) que são constituídos por câmaras de ionização. Létourneau et al.7 investigaram a linearidade e a influência da temperatura para o MapCHECK e concluíram que a resposta dos diodos é linear para o intervalo de dose de até aproximadamente 300 cGy. Verificou-se também uma dependência na resposta de cerca de 0,5 % por 1oC. Buonamici et al.8 compararam o MapCHECK com dosimetria com filme para controle de qualidade em IMRT e concluíram que a matriz de diodos poderia substituir o filme para tal tarefa. Stasi et al.4 e Amerio et al.9 descreveram as propriedades dosimétricas e o design de um protótipo que serviu de base para o MatriXX. O seven29 também foi descrito por Spezi et al.6, que concluíram ser um sistema dosimétrico confiável e bastante sensível para controle de qualidade de planos de tratamento. Em termos gerais, há questões técnicas a serem consideradas para os diodos e câmaras de ionização para testes de controle de qualidade. Detectores bidimensionais de diodos são pequenos (<1 mm), o que os torna os ideais para medidas de distribuições planares complexas de IMRT, com mínimas imprecisões devido a efeitos de interpolações já que a resolução espacial é alta2,10,11. Por outro lado, sabe-se que diodos sofrem danos devido aos efeitos de irradiação acumulada ao longo de sua história de uso, tem resposta dependente da energia, tamanho de campo e taxa de dose10,11. Detectores de câmara de ionização possuem dependência energética e de taxa de dose praticamente insignificantes para feixes fótons de megavoltagem, mas exigem volumes sensíveis relativamente maiores, com diâmetros da ordem de 0,5 cm para cada câmara (necessário para obter um sinal relevante) e, por isso, em regiões de alto gradiente de dose, essa menor resolução espacial leva a imprecisões nas medidas (Low et al.12). Efeitos de interpolação nas leituras feitas pelas câmaras precisam ser considerados nas interpretações das verificações de controle de qualidade (Low et al.12). Este trabalho tem como objetivo avaliar e caracterizar dosimetricamente um detector do tipo matricial 2D disponível comercialmente (MatriXX, Scanditronix Wellhofer) para um feixe clínico de fótons. Este tipo de detector é bastante interessante quanto à sua praticidade de leitura dos dados, uma vez que se pode conectá-lo diretamente a um computador e verificar medidas instantaneamente, reduzindo o tempo de dosimetria. Contudo, quando um novo detector é adquirido para controle de qualidade em 10 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. IMRT é essencial que seu comportamento seja caracterizado para campos estáticos ou dinâmicos quanto a alguns aspectos básicos, como linearidade, dependência com a taxa de dose, energia, estabilidade entre outros3. Intervalo de dose Para ser útil, um dosímetro necessita ter uma sensibilidade (dL/dD) adequada no intervalo de doses em que será usado. Uma sensibilidade constante fornece uma resposta linear (LxD) que é algo desejável para facilitar sua calibração e interpretação13. Casos em que a resposta é não linear são aceitáveis; no entanto, o processo de calibração precisa ser feito para um intervalo de doses extenso de modo a se obter uma curva de calibração característica13,14. O limiar de leitura de dose absorvida de um dosímetro é consequência de seu offset, que é a resposta do detector devido à radiação de fundo presente no ambiente e de sinais espúrios que não são devidos a qualquer tipo de radiação, mas, sim, das características do próprio instrumento como correntes de fuga em câmaras de ionização, por exemplo. Essa última característica é indesejável e precisa ser, portanto, subtraída do sinal total do dosímetro13. Intervalo de taxa de dose Para dosímetros que medem a dose integrada no tempo é necessário que a leitura não dependa da taxa com que a dose é entregue14. Normalmente, não há uma limitação para taxas de dose baixas. Porém, um problema em taxas de dose baixas ocorre no caso em que uma câmara de ionização apresente uma corrente de fuga significativa. Isso implica que para medidas de dose é necessário subtrair um valor de fundo maior para situações quando a dose é acumulada mais lentamente13,14. Dosímetros tornam-se dependentes das taxas de dose quando as mesmas aumentam de tal forma que a distância entre as partículas carregadas criadas são muito pequenas, fazendo com que íons ou pares de elétron-buraco, por exemplo, possam se recombinar rapidamente. Esse processo de recombinação será tanto maior quanto maior a taxa de dose e isto implica em uma carga coletada diferente da carga total produzida14. Dependência energética A resposta de um sistema dosimétrico (L/D) é geralmente caracterizada em função da energia. Como os sistemas dosimétricos são calibrados em uma energia específica e utilizados em energias diferentes da usada para fins de calibração, a variação na resposta do dosímetro com a qualidade da radiação requer eventualmente uma determinada correção13. A resposta dosimétrica com a energia deve ser idealmente plana para pelo menos algum intervalo de energias. Em radioterapia a grandeza de interesse é a dose absorvida D em água ou tecido e, como nenhum dosímetro é perfeitamente equivalente a água ou tecido para todas as qualidades de feixes, é muito importante conhecer a dependência energética de um determinado detector. Caracterização dosimétrica de um detector matricial bidimensional comercial Materiais e Métodos O sistema dosimétrico investigado neste estudo foi o I´mRT MatriXXTM, representado na Figura 1, que consiste de um sistema matricial composto de 1.020 câmaras de ionização de placas paralelas não seladas, igualmente distribuídas com espaçamento de 7,6 mm (distância centro a centro), formando assim uma matriz de 32x32 com uma área ativa de 23,8x23,8 cm². A eletrônica de leitura se encontra fora da área ativa pois responde de maneira similar aos detectores e, por isso, pode introduzir um sinal indesejável nas medições. Cada câmara possui 4,5 mm de diâmetro, 5 mm de altura e seu volume sensível é de 0,08 cm³. Além disso, este detector possui uma espessura inerente de build-up de 3,6 mm. Os sinais das câmaras são lidos individualmente e em paralelo por um eletrômetro, sem a introdução de tempo morto, com tempo mínimo de amostragem de 20 ms conforme manual do fabricante. É importante salientar que o MatriXX é em princípio um sistema relativo, pois as câmaras de ionização foram calibradas pelo fabricante em uma fonte de cobalto 60. A determinação do ganho relativo dos sensores se baseia na comparação de suas respostas quando são irradiados por uma mesma fluência9. Para aquisição dos dados o MatriXX é interligado por um cabo de rede a um software de análise que permite recursos como calibração de medidas da matriz em termos de dose, correção das leituras para variações de pressão e temperatura, comparação com filmes digitalizados, avaliação de perfis medidos em termos de planura e simetria, intercomparação de perfis, entre outros. Para a aquisição de medidas, foram utilizadas placas de água sólida colocadas sobre o detector para obter diferentes profundidades equivalentes à água. O efeito de retro-espalhamento foi obtido apoiando o detector sobre uma espessura de 5,0 cm de água sólida. Tal material é conhecido como RW 3 (C8H8 + 2,1%TiO2). Sua densidade é de 1,045 g/cm³ e sua densidade eletrônica difere da água por um fator de 1,012. É também bastante similar à água/tecido mole quanto ao número atômico efetivo. Esse material também faz parte da construção do MatriXX para fins de garantir retroespalhamento da radiação. Todas as medidas foram realizadas em um feixe de fótons de 6 MV de um acelerador linear Varian 600C no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (HC-FMUSP/SP). Os testes realizados15 foram os seguintes: determinação do ponto efetivo de medida; tempo de estabilização; dependência com a dose e taxa de dose; verificação da lei do inverso do quadrado da distância; e a determinação de fator campo (output). As medidas resultantes foram todas normalizadas para o raio central. As incertezas dos dados obtidos foram consideradas como sendo as variações estatísticas observadas na repetição das medidas. As barras de erros só foram indicadas quando as incertezas foram maiores que a dimensão dos pontos do gráfico. Estabilidade Após um período de 20 minutos com o MatriXX ligado, o dispositivo foi irradiado 20 vezes com 50 unidades monitoras (UM) para um campo de 10x10 cm² a uma profundidade de 5 cm, SSD=100 cm e taxa de dose constante de 320 cGy/min. Em seguida, o detector foi desligado, religado após 30 minutos e mais 12 irradiações foram feitas. Dependência com a dose e taxa de dose O teste de linearidade com a dose foi feito irradiando-se o detector com um campo 10x10 cm², distância fonte superfície igual a 100 cm, taxa de dose de 320 cGy/min e a 5 cm de profundidade. A dependência com a dose foi avaliada para 5, 10, 50, 100, 200, 300, 500 e 1000 UM. Para avaliar a linearidade com a taxa de dose, foram feitas medidas com 50 UM e 5 taxas diferentes (80, 160, 240, 320 e 400 cGy/min) e as leituras foram comparadas quanto aos desvios. Fatores output Para o mesmo arranjo experimental dos testes anteriores, investigou-se o desempenho do MatriXX na determinação dos fatores output. Os tamanhos de campo utilizados variaram entre 0,5x0,5 cm² até 23x23 cm². As leituras foram obtidas na profundidade de dose máxima, normalizadas para o campo 10x10 cm² no raio central e comparadas com medidas feitas com uma câmara de ionização do tipo Farmer em um objeto simulador de água de 40x40x40 cm³. Figura 1. Equipamento de Medida - Detector 2D I´mRT MatriXXTM. Verificação da Lei do Inverso do Quadrado da Distância (IQD) Este teste foi executado variando-se as SSDs de 5 em 5 cm em uma faixa de 85 a 120 cm. As medidas foram obtidas no setup padrão com 5 cm de água sólida sobre o detector e analisou-se a concordância com o esperado teoricamente pela Lei do Inverso do Quadrado da Distância. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. 11 Gialluisi BL, Santos GR, Sales CP, Resende GRA, Habitzreuter AB, Rodrigues LN Resultados Estabilidade Os dados das repetições das irradiações estão mostrados na Figura 2. Dados esquematizados por pontos quadrados foram os medidos após a estabilização eletrônica do MatriXX. Pontos representados por triângulos mostram os resultados das medidas imediatamente após religar o detector após um intervalo de meia hora desligado. É possível perceber claramente um aumento de aproximadamente 1% nos sinais obtidos a partir do momento que o sistema é ligado. Na 2ª irradiação, percebe-se que a estabilização ocorre mais rapidamente. Observa-se, então, que em ambos os casos é necessária uma pré-irradiação do detector a fim de se obter medidas estáveis e reprodutíveis. Dependência com a dose e taxa de dose Os resultados do teste de linearidade com a dose encontram-se na Figura 3. A equação do ajuste linear também é mostrada. O ajuste pelo método dos mínimos quadrados mostra boa concordância com os dados experimentais (R² = 1). Dose (cGy) Fatores Output A Figura 5 traz os fatores Output para os dois detectores usados para os campos quadrados variando de 0,5x0,5 cm² a 23x23 cm². A variação média entre os resultados foi de 1,54%. Verificação da Lei do Inverso do Quadrado da Distância (IQD) A Figura 6 mostra a dose obtida em função de 1/SSD². Conforme esperado, o ajuste obtido foi uma reta com R²=0,99984. Os resultados foram comparados com o esperado teoricamente, tomando como referência a leitura para SSD=100 cm. O erro máximo foi menor que 3% e as curvas 1200 0 200 400 600 800 B Linear Fit of Data1_B 1000 1200 1200 1000 y = -1,85064 + 0,93171x 800 1000 800 600 600 400 400 47,0 200 200 46,5 46,5 0 46,0 46,0 45,5 45,5 47,0 0 5 10 15 20 45,0 45,0 20 minutos após detector ligado Após detector desligado por 30 min 44,5 44,0 0 5 10 15 Número da Medida 44,5 20 44,0 Figura 2. Medidas com o MatriXX para 50 UM por irradiação para um feixe de fótons de 6 MV. 12 Nota-se que o coeficiente angular do ajuste é diferente do valor unitário devido ao fato de as medidas terem sido feitas fora das condições de calibração, que foram: o uso de água sólida em vez de um objeto simulador de água e a profundidade de medida (5 cm) que foi diferente da profundidade de dose máxima onde se sabe que 1 UM = 1 cGy. Na verificação da linearidade com a taxa de dose, observou-se pequena variação com um desvio máximo de 0,62 %, conforme Tabela 1 e Figura 4. Na Tabela 1 podem-se observar as variações percentuais de dose absorvida para cada taxa de dose comparativamente ao valor encontrado para 320 cGy/min. As taxas de dose que podem ser selecionadas no console do acelerador linear correspondem a UM/min. Sabemos que, para um campo 10x10 cm², SSD = 100 cm em um objeto simulador de água na profundidade de dose máxima, tem-se que 1 UM/min = 1cGy/min. Dose (cGy) Determinação do ponto efetivo de medida A obtenção do ponto efetivo de medida deu-se pelo levantamento de curvas de distribuição de dose em profundidade com as placas de água sólida. As curvas de percentuais de dose em profundidade (PDP) foram obtidas posicionando-se as placas de água sólida de modo a obter espessuras de 1 a 30 mm sobre os detectores, mantendo-se uma distância fonte-superfície (DFS) igual a 100 cm. A diferença entre as profundidades de dose máxima entre a curva de PDP levantada com o MatriXX e outra medida com uma câmara de placas paralelas Markus, também em água sólida, corresponde ao ponto efetivo de medida. As medidas resultantes foram obtidas com 50 UM em um campo 10x10 cm² e taxa de dose de 320 cGy/min. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. 0 200 0 1000 1200 Número de Unidades Monitoras 400 600 800 Figura 3. Leituras de dose normalizadas no raio central para diferentes unidades monitoras. Tabela 1. Valores de dose absorvida encontrados para cada taxa de dose estudada e diferenças percentuais. Taxa de Dose (cGy/min) 80 160 240 320 400 Dose (cGy) 46,50 46,32 46,52 46,61 46,59 (1- D/D320 cGy/min)*100 - 0,24% - 0,62% - 0,20% - 0,05% Caracterização dosimétrica de um detector matricial bidimensional comercial 50 100 150 200 250 300 350 400 450 1,010 1,005 1,000 1,000 0,995 0,995 0,990 0,990 0,985 0,985 0,980 50 0,980 100 150 200 250 300 350 400 450 Taxa de Dose (cGy/min) Figura 4. Leituras de dose para 50 UM para 5 taxas de dose diferentes. As leituras foram normalizadas para 320/min. podem ser vistas juntas na Figura 7. Esses resultados são importantes do ponto de vista clínico pois, muitas vezes, se faz necessário a realização de tratamentos em distâncias não usuais com a finalidade de aumentar os tamanhos de campo para valores maiores que 40x40 cm², que é a limitação de abertura dos colimadores do acelerador. Determinação do ponto efetivo de medida Para determinação do ponto efetivo, as curvas de PDP são apresentadas tanto para o MatriXX quanto para a câmara Markus. Esse modelo de câmara é recomendado para, entre outras aplicações, caracterizar curvas de PDP na região de build-up, pois sua pequena separação entre os eletrodos (~1 mm) garante boa resolução espacial. Assim, essa câmara é bastante conveniente para determinação da profundidade de dose máxima. Deslocou-se, então, a curva obtida com o MatriXX até que coincidisse com a curva medida com a câmara Markus. O deslocamento foi de d=4,9 mm como mostram as Figuras 8 e 9 respectivamente. Fator Output Data2_B Dmáx= - 0,62% 1,005 0 1,3 1,2 1,1 1,0 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0,0 10 15 20 MatriXX Farmer 0 5 10 15 20 Lado do Campo Quadrado (cm) 25 1,3 1,2 1,1 1,0 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4 0,3 0,2 0,1 0,0 25 6,0x10 -5 7,0x10 -5 8,0x10 -5 9,0x10 -5 1,0x10 -4 1,1x10 -4 1,2x10 -4 1,3x10 -4 1,4x10 -4 65 65 60 B Linear Fit of Data3_B 60 55 y = 3,92942 + 425296,47724x 55 50 50 45 45 40 40 35 35 30 30 6,0x10 -5 7,0x10 -5 8,0x10 -5 9,0x10 -5 1,0x10 -4 1,1x10 -4 1,2x10 -4 1,3x10 -4 1,4x10 -4 1/SSD2(cm ) -2 Figura 6. Dados obtidos com o MatriXX para verificação da lei do Inverso do Quadrado da Distância (IQD). 80 85 90 95 100 105 110 115 120 125 65 Discussão e Conclusões 65 60 MatriXX IQD Teórico 55 Dose (cGy) Este trabalho procurou investigar dosimetricamente o sistema matricial I´mRT MatriXXTM. Os resultados permitem concluir que o sinal obtido com tal dispositivo é linear com a dose e independente da taxa de dose. Foi observado também que é necessária uma irradiação prévia de cerca de 1000 UM para obtenção de um sinal estável. Futuramente, espera-se avaliar a reprodutibilidade a longo e médio prazo do sinal do MatriXX por meio de avaliações diárias durante o período de alguns meses. A concordância dos fatores Output com as medidas feitas com a câmara tipo Farmer se encontra dentro das incertezas medidas. Para os campos quadrados no intervalo entre 5x5 cm² e 23x23 cm² a discrepância máxima foi menor que 1,6%, o que indica um bom resultado pois, para detectores 5 Figura 5. Comparação dos Fatores Output entre medidas feitas com o MatriXX e com Câmara Farmer. Dose (cGy) Razão das Leituras Nomalizadas 1,010 60 55 50 50 45 45 40 40 35 35 30 30 80 85 90 95 100 105 110 115 120 125 SSD (cm) Figura 7. Comparação entre as leituras do MatriXX com o modelo teórico da lei do Inverso do Quadrado da Distância (IQD). Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. 13 Gialluisi BL, Santos GR, Sales CP, Resende GRA, Habitzreuter AB, Rodrigues LN 110 -10 0 10 20 30 40 50 110 100 90 90 80 80 70 70 PDP % 100 60 50 40 -10 60 PDP em água sólida MatriXX 50 40 0 10 20 30 Profundidade (mm) 40 50 Figura 8. Comparação entre as curvas de percentuais de dose em profundidade (PDP) medidas em água sólida com o MatriXX e com a câmara de placas paralelas Markus. 110 0 20 40 100 PDP % 90 80 70 60 PDP em água sólida MatriXX 50 40 0 20 Profundidade (mm) 40 Figura 9. Curvas de percentuais de dose em profundidade (PDP) medidas em água sólida com o MatriXX e com a câmara Markus após deslocamento. matriciais, a resposta depende do modelo interno de construção do detector e de suas propriedades de espalhamento. Um problema frequente relacionado ao posicionamento de um detector em um simulador é que seu ponto efetivo encontra-se em algum lugar acima ou abaixo do ponto de referência do mesmo. O ponto efetivo de medida é um ponto em um simulador não perturbado em que se deseja saber o valor de dose absorvida por meio do sinal do detector e, portanto, esse ponto precisa ser bem conhecido para medidas exatas. O ponto de referência é um ponto que pode ser considerado como a origem de um sistema de coordenadas (centro da superfície da janela de entrada de uma câmara de placas paralelas, por exemplo). O deslocamento do ponto efetivo a partir desse ponto de referência depende do modelo de construção do detector, isto é, da forma e do volume sensível e/ou da forma e espessura da janela de entrada ou parede de uma câmara de ionização, por exemplo. O método usado para determinação da localização do ponto efetivo do MatriXX mostrou uma discrepância de 14 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):9-14. 1,3 mm com relação aos dados da literatura16. Essa diferença pode estar relacionada a diferentes modelos de construção do MatriXX e poderia ser reduzida se as incertezas associadas fossem conhecidas, uma vez que o fabricante não fornece a precisão das medidas do MatriXX. Apesar disso, nota-se boa concordância entre as curvas de PDP medidas. Com o MatriXX pode-se reduzir e agilizar a carga de trabalho em controle de qualidade para IMRT com relação a outros métodos convencionais, devido à facilidade de aquisição e avaliação dos dados, além de possuir boa precisão, exatidão e alta sensibilidade. O detector demonstrou ser uma ferramenta dosimétrica bastante interessante pela sua versatilidade. Referências 1. Pai S, Das IJ, Dempsey JF, Lam KL, Losasso TJ, Olch AJ, et al. TG69: Radiographic film for megavoltage beam dosimetry. Med Phys. 2007;34(6):2228-58. 2. Warkentin B, Steciw S, Rathee S, Fallone B G. Dosimetric IMRT verification with a flat-panel EPID. Med Phys. 2003;30(12):3143-55. 3. Stasi M, Baiotto B, Barboni G, Scielzo G. 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An intercomparison between film dosimetry and diode matrix for IMRT quality assurance. Med Phys. 2007;34(4):1372-9. 9. Amerio S, Boriano A, Bourhaleb F, Cirio R, Donetti M, Fidanzio A, et al. Dosimetric characterization of a large area pixel-segmented ionization chamber. Med Phys. 2004;31(2):414-20. 10. Yorke E, Alecu R, Ding L, Fontenla D, Kalend A, Kaurin D, et al. Diode in vivo dosimetry for patients receiving external beam radiation therapy: report of Task Group 62 of the Radiation Therapy Committee of the American Association of Physicists in Medicine. Madison: Medical Physics Publishing; 2005. 11. Saini AS, Zhu TC. Energy dependence of commercially available diode detectors for in-vivo dosimetry. Med Phys. 2007;34(5):1704-11. 12. Low DA, Parikh P, Dempsey JF, Wahab S, Huq S. Ionization chamber volume averaging effects in dynamic intensity modulated radiation therapy beams. Med Phys. 2003;30(7):1706-11. 13. Atixx FH. Introduction to radiological physics and radiation dosimetry. 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Resumo O objetivo deste estudo é comparar o método de avaliação de um plano de tratamento de IMRT através do índice gama com o método de avaliação do Software 3DVH. Foi utilizado o software 3DVH juntamente com a matriz de detectores MapCheck2 sob feixes de raios-x de 6MV de um acelerador linear equipado com um MLC de 120 lâminas. Foram feitos planejamentos no sistema Eclipse, utilizando algoritmo de cálculo AAA na técnica de IMRT em sliding window, para nove pacientes de próstata escolhidos de forma aleatória e completamente anonimatizados. Estes planejamentos foram aprovados conforme critério de avaliação do índice gama estabelecido pela instituição. As comparações foram feitas em dose absoluta e normalizada no máximo de dose para cada campo e então, com o software 3DVH, foram avaliados os parâmetros de Dmáx, Dméd, D15%, D25%, D35% e D50% para a bexiga e reto, Dméd para o bulbo, Dmáx para o fêmur e D95% para o PTV. Na análise planar por campo, os planos avaliados tiveram um mínimo de aprovação de 97,5%. As diferenças relacionadas ao PTV tiveram variação relativa de 1,3 a 2,2% positiva, ou seja, uma cobertura maior do que o esperado para esta estrutura. Quanto aos órgãos de risco, a variação relativa foi de -5,3 à 25,8%, que se próximo as tolerâncias clínicas, podem resultar em não aprovação do plano de tratamento. Os resultados encontrados mostram que, mesmo um plano tendo compatibilidade maior ou igual à 95% dos pontos, a análise gama não dá informações clínicas suficientes se este plano pode ou não ser aprovado para tratamento e que há a necessidade de uma verificação mais detalhada do plano, que considere não somente a avaliação planar, mas também a avaliação do DVH medido, e o software 3DVH se mostrou adequado para esta análise. Palavras-chave: validação de programas de computador, planejamento de radioterapia assistida por computador, radioterapia de intensidade modulada, controle de qualidade. Abstract The aim of this study is to compare the method of treatment planning evaluation for IMRT using the gamma index to the method of the 3DVH Software. The 3DVH Software was used with the MapCheck2 detector 2D array under a 6MV x-ray beam of linear accelerator equipped with 120 leafs MLC. Nine treatment plans of prostate patients chose randomly and fully anonimatize were performed in the Eclipse planning system, using the AAA calculation algorithm in IMRT sliding window technique. These plans were approved and treated according to the gamma analysis criteria of the institution. The comparisons were made in absolute dose and normalized at maximum dose for each field and then with the 3DVH Software the Dmax, Dmean, D15%, D25%, D35% and D50% parameters for the bladder and rectum, Dmean for the bulb, Dmax for the femur and D95% for the PTV were evaluated. In the planar analysis by field, the plans studied had a minimum of 97.5% approval. The PTV-related differences have relative variation from 1.3 to 2.2%, that is, greater coverage than expected for this structure. For the organs at risk, the relative diferences observed were between -5.3 to 25.8%, which could result in a non-approved plan if these variations are close to the clinical tolerances of the OAR. The results show that even a plan compatible with greater than or equal to 95% of the points, the gamma analysis does not give enough information if this plan can or cannot be approved for treatment and that there is a need for more detailed verification of the plan which considers not only the planar evaluation, but also the evaluation of the DVH measured, and the 3DVH Software proved be adequate for this analysis. Keywords: software validation, computer-assisted radiotherapy planning, radiotherapy, intensity-modulated, quality control. Autor correspondente: Jessé Gevezier Prado Lyra – Hospital Erasto Gaertner/LPCC – Departamento de Radioterapia – Rua Dr. Ovande do Amaral, 201 – Jardim das Américas – CEP: 81520-060 – Curitiba (PR), Brasil – E-mail: [email protected] Associação Brasileira de Física Médica® 15 Lyra JGP, Bruning FF, Funchal M, Toledo HV, Silva PB, Fernandes TCO Introdução Com a evolução crescente dos sistemas de planejamento e tecnologia empregada na execução da radioterapia, surgiu a necessidade de maior precisão nos métodos de planejamentos, controles de qualidades e execução dos tratamentos. A IMRT, ou Radioterapia de Intensidade Modulada, é uma técnica que surgiu no final dos anos 90 permitindo um alto grau de conformação nos planos de tratamento, utilizando feixes múltiplos de intensidades variadas, poupando áreas sadias e possibilitando o tratamento de tumores irregulares sem causar exposição excessiva dos tecidos normais adjacentes, reduzindo a toxicidade do tratamento. Devido a estas características, a IMRT tornou-se uma técnica rotineiramente empregada no tratamento de Radioterapia nos centros de referência em oncologia1. Um controle de qualidade (CQ) para um tratamento de IMRT envolve várias etapas, desde o cálculo até a entrega de dose. Tipicamente, é feito transferindo o planejamento do paciente para o objeto simulador e irradiando este objeto simulador com o planejamento do paciente, obtendo ambas as distribuições de dose, calculada e medida, neste objeto simulador2. A comparação destas distribuições de dose é feita pelo índice gama. Este é um índice numérico usado como critério de aceitação que considera simultaneamente a diferença de dose e a distância de concordância3,4. A análise do índice gama depende fortemente dos seus detalhes de avaliação. Um critério de avaliação usado pela maioria das instituições é que pelo menos 95% dos pontos avaliados acima do limiar de dose deve ter o índice gama ≤1 para os critérios de avaliação de 3%/3mm. Porém, artigos recentes declaram que o índice gama, independentemente de seu critério de avaliação, não prevê erros relevantes de dose, ou seja, não se tem correlação entre o resultado do índice gama por campo e seu impacto clínico permanece sem clareza3-6. Kruse7 mostrou recentemente que não se deve confiar apenas nos critérios de aceitação de análise do índice gama pois estes critérios podem mudar de paciente para paciente. Desta forma, a verificação de pré-tratamento também deve ser feita considerando tolerâncias clínicas dos órgãos de risco e volume de tratamento. A SunNuclear Corporation criou um software de controle de qualidade, o 3DVH, que traz ferramentas para avaliação da dose entregue pelo sistema, comparando-a com a dose planejada. O 3DVH usa os dados do CQ de IMRT convencional, baseado na dose medida no objeto simulador, para prever o impacto da dose no paciente. Ele processa os dados com geometria baseado no objeto simulador (homogêneo) para uma geometria baseada no paciente (heterogêneo) usando o algoritmo Planned Dose Perturbation (PDP)8. Esse algoritmo PDP utiliza os resultados do CQ de IMRT convencional para perturbar o impacto de dose original planejada para o paciente, estimando o dose-volume 16 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):15-8. histogram (DVH) já corrigido e estimando os erros de dose dentro do volume 3D do paciente. Então, a análise do 3DVH permite prever os erros de dose atuais no paciente através do DVH, regiões de interesse, comparações de dose e entre outras, para determinar se os valores correspondentes da análise do índice gama são aceitáveis8. Carrasco et al.9 criaram alguns testes em que inseriram erros conhecidos de tal forma que pudessem avaliar a alteração no DVH para tais erros. Os dados obtidos apresentaram resultados satisfatórios, diferenças nos DVHs menores que 2% para a dose ou 2% para o volume, obtendo uma validação do software para os teste em questão. Olch10 analisou o software 3DVH comparando medidas feitas com câmara de ionização e filmes para diversos planejamento de IMRT. As análises demostraram que não existe diferença estatística significante entre os resultados encontrados, o que indica que o controle de qualidade feito através do software 3DVH pode ser precisamente usado em substituição a câmara de ionização e filme. Este trabalho consiste em comparar a avaliação planar de um plano de tratamento de IMRT realizado pelo índice gama com o método do software 3DVH para determinar se os valores correspondentes à análise pelo índice gama são aceitáveis sem ser críticos ao paciente. Material e Métodos Foi utilizado para a realização do trabalho o software 3DVH na versão 2.2.1 juntamente com uma matriz de detectores MapCheck2, ambos do fabricante SunNuclear Corporation, sob feixes de raios-x de 6MV de um acelerador linear Varian Clinac 600CD equipado com um MLC Millenium de 120 lâminas. Foram feitos planejamentos, no sistema Eclipse (Versão 8.6), do fabricante Varian Medical Systems, utilizando algoritmo de cálculo AAA 8.9.17, na técnica de IMRT em sliding window para nove planos de tratamentos de pacientes de próstata escolhidos de forma aleatória e completamente anonimatizados. O MapCheck2 tem 1527 diodos, arranjados em linhas e colunas, para um tamanho de campo de 32x26 cm2, espaçados em 7,07 mm uniformemente por toda a matriz com área ativa de 0,64 mm2 e volume ativo de 0,000019 cm3 e possui intrinsecamente 1,2 cm de material que equivalem à 2 cm de água. Por não ter densidade total entre os diodos e isto ser necessário para o algoritmo PDP, o software 3DVH usa uma interpolação para criar dados de densidade total da matriz de detectores, aumentando a densidade da matriz de dose. Para fazer a análise, o 3DVH utiliza o arquivo de PDP (.sncpdp), gerado e exportado pelo SNCsoftware, e outros quatro arquivos do tipo DICOM que são importados do Sistema de Planejamento do Tratamento (TPS), as imagens do plano de tratamento (RT Plan), estruturas delineadas (RT Structure Set), matriz de dose calculada (RT Dose) e as imagens de CT (RT CT Images). Utilização do Software 3DVH como método complementar de avaliação de pré-tratamento de IMRT O 3DVH compara a matriz de dose calculada no TPS com a perturbada, calcula os índices gamas global e local, o DVH para ambas as matrizes e para todas as estruturas segmentadas. Foram avaliados nove planos de tratamento, que foram aprovados conforme o critério de avaliação do índice gama estabelecido pela instituição. Os CQ dos planos de tratamentos foram realizados em um objeto simulador composto por placas de 30x30 cm2 com densidade eletrônica semelhante à da água. As medidas foram feitas com setup isocêntrico, profundidade equivalente a 7 cm de água e ângulo de incidência perpendicular a matriz. Para obter as fluências nas mesmas condições das de medidas, os planos foram copiados para o objeto simulador e adequado ao mesmo setup. Primeiramente, foi realizada a avaliação por campo através do índice gama para as medidas no MapCheck2 e avaliadas pelo software SNC. As comparações foram feitas em dose absoluta e normalizada no máximo de dose para cada campo. Então, com o software 3DVH, foram avaliados os parâmetros de Dmáx, Dméd, D15%, D25%, D35% e D50% para a bexiga e reto, Dméd para o bulbo, Dmáx para o fêmur e D95% para o planning target volume (PTV), pelo histograma dose volume, representado na Figura 1. Resultados A análise gama dos tratamentos dos pacientes foram feitas pelo critério de 3%/3mm e threshold de 10% para um limiar de aprovação de 95% dos pontos satisfazendo este critério. Na análise planar por campo, os planos avaliados tiveram um mínimo de aprovação de 97,5% dos pontos, apresentados na Tabela 1. As diferenças relativas entre os índices de dose volume entre o plano calculado e o medido avaliado pelo 3DVH são detalhados na Tabela 2. As diferenças relacionadas ao PTV tiveram variação relativa de 1,3 a 2,2% positiva; ou seja, uma cobertura maior do que o esperado para esta estrutura. Quanto aos órgãos de risco, a variação relativa foi de -5,3 a 25,8%, o que significa que, se próximo as tolerâncias clínicas, podem resultar em não aprovação do plano de tratamento. Discussão e Conclusões A avaliação gama, por si só, não dá informações claras se um plano de tratamento pode ou não ser aceito, pois não se sabe exatamente o local dos pontos que passam e os Reference (RTDose) Comparison (Estimated by MCPDP) % DVH 100 90 80 70 60 50 40 LEGEND: 30 ROI Bexiga Femur Dir 20 Femur Esq Reto 10 Bulbo PTV1 PTV2 0 10 20 30 40 50 60 70 80 Dose (Gy) Figura 1. Representação da avaliação dos parâmetros de Dmáx, Dméd, D15%, D25%, D35% e D50% para a bexiga e reto, Dméd para o bulbo, Dmáx para o fêmur e D95% para o PTV. Tabela 1. O percentual dos pontos aprovados na análise gama campo a campo dos planos de tratamento. Avaliação do Índice Gama (%) Campo Plano 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 99,2 99,3 100 100 100 100 100 100 99,4 2 100 98,5 99 98,8 98,5 100 100 100 99 3 100 98,6 100 100 100 100 100 100 98,6 4 100 99,3 100 97,8 98,6 100 99,5 100 100 5 100 99,3 100 98,9 97,5 100 100 100 99,4 6 100 7 100 99,8 99,0 99,9 99,1 98,9 100,0 99,9 100,0 99,3 Média Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):15-8. 17 Lyra JGP, Bruning FF, Funchal M, Toledo HV, Silva PB, Fernandes TCO Tabela 2. Diferença relativa de dose entre o plano calculado e o medido. Avaliação de dose (%) Estrutura Parâmetro Plano 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Média D15% 3,6 2,7 2,9 4,5 1,9 1,3 1,4 1,6 1,3 2,4 D25% 3,1 3,1 5,0 6,2 1,6 -1,3 1,3 1,7 1,4 2,5 D35% 6,0 3,5 6,6 7,6 0,7 0,4 1,3 1,6 1,1 3,2 D50% 5,5 3,1 0,2 7,0 -1,1 1,3 -0,4 1,5 -0,2 1,9 D15% 1,6 1,8 2,4 3,0 1,6 1,7 1,9 2,0 1,8 2,0 D25% 2,9 2,0 2,3 4,2 2,2 2,4 1,7 2,1 2,0 2,4 D35% 2,9 2,1 2,8 3,6 2,0 3,2 1,9 2,0 2,6 2,6 D50% 3,0 1,8 2,4 5,0 2,0 3,3 2,4 2,3 3,1 2,8 Femur Dir Dmáx 2,6 1,3 1,9 2,1 1,2 1,5 3,7 1,5 5,9 2,4 Femur Esq Dmáx 1,6 1,5 2,0 2,5 0,7 0,7 3,2 1,2 2,0 1,7 Bulbo Dméd 1,4 8,7 25,8 2,7 2,1 3,7 -5,3 3,6 4,0 5,2 PTV D95% 1,6 1,7 2,1 2,2 1,3 1,4 1,5 1,8 1,4 1,7 Bexiga Reto que não passam no paciente. O software 3DVH não avalia o DVH com base no posicionamento e deslocamento dos órgãos de risco do paciente, mas nos mostra se um ponto que foi avaliado na análise gama esta em uma região crítica ou não, podendo este plano estar aprovado ou reprovado na avaliação gama. Então, para avaliar o quanto esses pontos são críticos ao paciente, o software 3DVH transfere seu impacto para o DVH, permitindo comparar a variação com as tolerâncias clínicas dos órgãos de risco e, até mesmo, o PTV. Os resultados encontrados mostram que mesmo um plano tendo aprovação maior ou igual à 95% dos pontos, a análise gama não dá informações suficientes que contribuíam para uma avaliação clínica do planejamento. Este estudo mostra que há a necessidade de uma verificação mais detalhada do plano, que considere não somente a avaliação planar, mas também a avaliação do DVH medido, e o software 3DVH se mostrou adequado para esta análise. Agradecimentos Agradeço a Sun Nuclear Corporation pela concessão do software para este estudo. Sinceros agradecimentos ao Gabriel Costa por toda sua dedicação e atenção prestada. Agradeço aos amigos do Hospital Erasto Gaertner e ao Leandro Ricardo Gonçalves pela ajuda e parceria na realização do trabalho. 18 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):15-8. Agradeço ao Hospital Erasto Gaertner pela liberação do uso de seus equipamentos. Referências 1. Lavor M. Avaliação das Ferramentas de Controle de Qualidade para Pacientes submetidos ao IMRT [Dissertação de Mestrado]. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Universidade de São Paulo, 2011. 2. Zhen H, Nelms BE, Tomé WA. Moving from gamma passing rates to patient DVH-based QA metrics in pretreatment dose QA. Med Phys. 2011;38(10):5477-89. 3. Low DA, Harms WB, Mutic S, Purdy JA. A technique for the quantitative evaluation of dose distributions. Med Phys. 1998;25(5):656-61. 4. Harms WB, Low DA, Wong JW, Purdy JA. A software tool for the quantitative evaluation of 3D dose calculation algorithms. Med Phys. 1998;25(10):1830-6. 5. Astrand F. IMRT dosimetry QA [Master’s Thesis]. 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Análise quantitativa dos resultados de testes de controle de qualidade em aceleradores lineares usados em radioterapia Quantitative analysis of results of quality control tests in linear accelerators used in radiotherapy Bruno M. Pássaro1, Heber S. Videira2 e Laura N. Rodrigues1,3 Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – São Paulo (SP), Brasil. 2 Cyclopet radiofármacos Ltda. – Curitiba (PR), Brasil. 3 Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – São Paulo (SP), Brasil. 1 Resumo O objetivo deste trabalho consiste em avaliar e analisar a estabilidade do fator de calibração de três aceleradores lineares, bem como os demais parâmetros dosimétricos normalmente incluídos em um programa de controle de qualidade em radioterapia. A média dos fatores de calibração dos aceleradores para o período de aproximadamente quatro anos para os Clinacs 600C e 6EX foram (0,998±0,012) e (0,996±0,014), respectivamente. Para o Clinac 2100CD de 6 MV e 15 MV foi (1,008±0,009) e (1,006±0,010), respectivamente, em um período de aproximadamente quatro anos. Os dados dos fatores de calibração foram separados em quatro subgrupos para uma análise mais detalhada do comportamento ao longo dos anos. Através da estatística dos fatores de calibração, verificou-se que para os Clinacs 600C e 2100CD, é esperada uma probabilidade de que em mais de 90% dos casos os valores estejam dentro dos limites aceitáveis segundo o TG-142, enquanto que para o Clinac 6EX é esperado em torno de 85% uma vez que esse acelerador apresentou diversas trocas de componentes. Os valores do TPR20,10 dos três aceleradores são praticamente constantes e dentro dos limites aceitáveis segundo o TG-142. Pode-se concluir que um estudo detalhado dos dados do fator de calibração dos aceleradores e do TPR20,10, a partir de um ponto de vista quantitativo, é extremamente útil em um programa de garantia de qualidade. Palavras-chave: controle de qualidade, radioterapia, calibração. Abstract The aim of this study is to assess and analyze the stability of the calibration factor of three linear accelerators, as well as the other dosimetric parameters normally included in a program of quality control in radiotherapy. The average calibration factors of the accelerators for the period of approximately four years for the Clinac 600C and Clinac 6EX were (0.998±0.012) and (0.996±0.014), respectively. For the Clinac 2100CD 6 MV and 15 MV was (1.008±0.009) and (1.006±0.010), respectively, in a period of approximately four years. The data of the calibration factors were divided into four subgroups for a more detailed analysis of behavior over the years. Through statistical analysis of calibration factors, we found that for the 600C and Clinacs 2100CD, is an expected probability that more than 90% of cases the values are within acceptable ranges according to TG-142, while for the Clinac 6EX is expected around 85% since this had several exchanges of accelerator components. The values of TPR20,10 of three accelerators are practically constant and within acceptable limits according to the TG-142. It can be concluded that a detailed study of data from the calibration factor of the accelerators and TPR20,10 from a quantitative point of view, is extremely useful in a quality assurance program. Keywords: quality control, radiotherapy, calibration. Introdução A Radioterapia é amplamente utilizada no tratamento do câncer, seja como uma modalidade simples ou em combinação com outros tratamentos, tais como a cirurgia e a quimioterapia. O objetivo da radioterapia consiste na erradicação das células tumorais por meio da radiação ionizante. Como o dano da radiação não é restrito somente às células tumorais, mas afeta também as células normais, é essencial que a dose liberada nos tecidos sadios seja tão baixa possível para minimizar o risco de efeitos colaterais do tratamento radioterapêutico1. Portanto, uma abordagem sistemática para a garantia da qualidade de todo processo na radioterapia é essencial, pois é o método mais sensível e eficaz de reduzir acidentes na radioterapia1,2. Autor correspondente: Bruno Martins Pássaro – Setor de Radioterapia do Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – Avenida Dr. Enéas de Carvalho Aguiar, 255 – 3º andar – Cerqueira César – CEP: 05403-900 – São Paulo (SP), Brasil – E-mail: [email protected] Associação Brasileira de Física Médica® 19 Pássaro BM, Videira HS, Rodrigues LN Após um acelerador linear ser aceito e comissionado, deve-se estabelecer os dados que serão utilizados como referência para os programas de controle de qualidade subsequentes2. Estes dados serão utilizados a fim de analisar o desempenho do acelerador a curto, médio e longo prazo. O objetivo de um programa de controle de qualidade é verificar o comportamento do desempenho dos aceleradores lineares com relação às respectivas tolerâncias3. Os parâmetros do acelerador linear podem desviar-se de seus valores iniciais, como resultado de inúmeras razões: pode haver mudanças inesperadas no fator de calibração do acelerador, devido à avaria do acelerador; quebra mecânica; ou falha de componentes. A substituição de componentes principais (guia de ondas, bending magnet, etc.) também pode alterar o fator de calibração do acelerador a partir dos parâmetros obtidos no comissionamento. Além disso, pode haver mudanças graduais, como resultado do envelhecimento dos componentes do acelerador. Estes padrões de falha devem ser considerados quando se estabelece um programa de controle de qualidade periódico4,5. Material e Métodos Para a realização do presente trabalho foram utilizados os seguintes equipamentos disponíveis no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo: Três Aceleradores Lineares para feixes de fótons de alta energia, sendo eles: • Clinac 600C; • Clinac 6EX (6MV); • Clinac 2100CD (6MV e 15MV). Em termos de equipamentos dosimétricos, foram empregados: • sete conjuntos dosimétricos, constituídos por 4 câmaras de ionização (volume sensível de 0,6 cm3) e 3 eletrômetros. maior análise foi para a câmara Scanditronix FC 65 e eletrômetro Dose 1. Nos casos em que os valores obtidos com os tais conjuntos não apresentavam conformidades com as dosimetrias anteriores, outros conjuntos dosimétricos eram utilizados a fim de corroborar os valores e/ou confirmar se o fator de calibração do acelerador linear em questão sofreu alguma mudança em seu comportamento. O período de análise dos dados dos testes de controle de qualidade foi aproximadamente de quatro anos. Esse período levou em consideração os seguintes fatos: sabe-se que uma grande quantidade de medidas proporciona uma análise estatística com um maior grau de confiabilidade nos resultados. Ao adotar-se um longo período, se está analisando o comportamento dos fatores em um longo prazo e verificando possíveis necessidades nos níveis de ação ou, até mesmo, a substituição de componentes principais. A Figura 1 ilustra a metodologia empregada para o cálculo da dose absorvida na água. Nessas configurações, foram realizadas cinco leituras no conjunto dosimétrico e, em seguida, tirou-se a média dessas leituras e multiplicou-se pelos fatores de correções (pressão e temperatura, recombinação de íons e efeito polaridade) da câmara de ionização. O resultado obtido foi dividido devidamente pela porcentagem de dose profunda (PDP) na profundidade de 10 cm a fim de se obter o fator rendimento na profundidade de dose máxima. As incertezas do fator de calibração dos aceleradores em questão foram obtidas através do desvio padrão das cinco leituras realizadas com os conjuntos dosimétricos. Através de um comando do Statistical Package for the Social Sciences (SPSS) permitiu-se agrupar os dados do fator de calibração quanto a sua porcentagem DW,Q Três objetos simuladores, sendo eles: • um sistema de varredura automática 3D; • dois objetos simuladores de água, um com dimensões de 30x30x30 cm3 e outro com dimensões de 20x20x15 cm3. Segundo as recomendações dos protocolos nacionais, realizou-se a comprovação de todos os conjuntos dosimétricos utilizados, a fim de assegurar que estes mantinham os seus respectivos fatores de calibração. Os testes foram realizados trimestralmente utilizando uma fonte de referência de 90Sr. A maior parte da análise do estudo em questão foi realizado com o conjunto dosimétrico câmara de ionização Victoreen 580 e eletrômetro PTW para os aceleradores Clinac 600C e Clinac 2100CD, enquanto que para o acelerador Clinac 6EX o conjunto dosimétrico de 20 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):19-24. Pressão e temperatura MQ ND,W,Q0 KQ,Q0 Média das cinco leituras Fator de calibração do conjunto dosimétrico Fator de qualidade do feixe Recombinação de íons Efeito polaridade MQ: média das cinco leituras obtidas pelo conjunto dosimétrico; ND,W,Q0: fator de calibração do conjunto dosimétrico utilizado; KQ,Q0: fator de qualidade do feixe. Figura 1. Procedimento dosimétrico para o cálculo do fator de calibração. Análise quantitativa dos resultados de testes de controle de qualidade em aceleradores lineares usados em radioterapia onde PDP20,10 é a razão da porcentagem de dose profunda nas profundidades de 20 e 10 cm respectivamente6. Outra alternativa utilizada para medir a qualidade do feixe foi através da D10/5 (razão das doses nas profundidades de 10 e 5 cm) obtida no objeto simulador de 20x20x15 cm3. Este objeto simulador oferece a vantagem de ser prático e versátil, sendo assim bastante útil em um programa de garantia da qualidade. Incerteza = ⎛ dA 2 ⎛dB 2 A ⎝ A + ⎝ B * B (2) ⎛ ⎝ TPR20,10=1,2661PDP20,10–0,0595(1) Para a avaliação da incerteza7 da medida do TPR foi utilizada o cálculo de propagação de erros segundo a equação (2): ⎛ ⎝ e sua frequência em quatro sub-grupos, sendo eles: os valores abaixo de -2% em relação ao comissionamento; os valores entre -2% e o centróide (valor que corresponde a zero de variação); os valores entre o centróide e +2%; e por fim, os valores acima de +2% em relação ao comissionamento. Outro parâmetro que foi investigado neste trabalho foi o índice de qualidade dos três aceleradores, geralmente realizado quinzenalmente utilizando, em sua grande maioria, os conjuntos dosimetricos descritos anteriormente para cada acelerador. Apenas durante as manutenções preventivas dos aceleradores ou quando houve a necessidade da troca de algum componente foi utilizado o sistema de varredura 3D. Para fótons de alta energia produzidos por aceleradores clínicos, o fator de qualidade Q é determinado pela razão tecido-phantom, TPR20,10. O TPR20,10 é definido como a razão das doses absorvida na água no eixo central do feixe nas profundidades de 20 e 10 cm em um objeto simulador de água, obtida com uma distância fonte-detector constante (DFD) de 100 cm e em um tamanho de campo 10 x 10 cm na posição do detector6. Devido à complexidade no esquema dessa medida, o índice da qualidade do feixe foi obtido através da aproximação existente na literatura da PDP em TPR20,10 segundo a equação (1): onde dA é o desvio padrão das leituras obtidas na profundidade de 20 cm e A é a dose nessa mesma profundidade; dB é o desvio padrão das leituras na profundidade de 10 cm e B é a dose nessa profundidade. Análises e Resultados Para uma análise mais qualitativa do comportamento do fator de calibração dos três aceleradores lineares, os dados obtidos durante a dosimetria foram plotados em diagramas de dispersão. A Figura 2 referente ao Clinac 6EX ilustra um desses diagramas. Esta figura mostra o comportamento do fator de calibração do acelerador linear em função do tempo. A calibração do feixe em termos de valores absolutos de dose absorvida é demonstrada como dose por unidade monitora e deve ser igual a 1,00. Os limites de aceitação adotados na análise deste parâmetro são de ±2% e são demonstrados através das linhas pontilhadas. Na Figura 2 percebe-se que algumas das barras de erros estão maiores quando comparadas com as demais. Essas diferenças aconteceram devido às oscilações nas cinco leituras obtidas por um determinado conjunto dosimétrico, ocasionando, assim, um desvio padrão maior do que as medidas em que as leituras se comportaram mais constantes. Ainda como mostra a Figura 2, durante o período de análise, houve uma troca da câmara de ionização do acelerador uma vez que os valores obtidos apresentavam 1,08 Fator de calibração (UM/cGy) 1,06 Troca do Tubo Troca da C.I. 1,04 Troca da C.I. Após calibração 1,02 1,00 0,98 0,96 Após preventiva Conjuntos dosimétricos Após calibração Após calibração Câmara Victoreen 580 + Eletrômetro PTW Câmara Scanditronix FC 65 + Eletrômetro Dose 1 Câmara PTW + Eletrômetro PTW 0,94 0,92 0 200 400 600 Tempo (dias) 800 1.000 1.200 C.I.: Câmara de Ionização. Figura 2. Dosimetrias absolutas do Clinac 6EX a curto, médio e longo prazo. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):19-24. 21 Pássaro BM, Videira HS, Rodrigues LN uma tendência decrescente em dosimetrias realizadas diariamente. Após a troca da câmara de ionização do acelerador, o fator de calibração ainda apresentou algumas oscilações dentro dos limites aceitáveis. Porém, com alguns valores obtidos próximos ao limite inferior de -2% em relação ao valor do comissionamento, foi realizada uma primeira re-calibração para restabelecer a conformidade. Consequentemente, verificou-se que o fator de calibração continuou apresentando uma tendência decrescente ao longo do tempo e uma segunda re-calibração foi realizada. Após essa segunda calibração, as dosimetrias passaram a ser realizadas diariamente a fim de acompanhar o comportamento do fator de calibração em um curto intervalo de tempo. Para a confirmação dos resultados obtidos durante os testes, os conjuntos dosimétricos do hospital foram sendo intercalados durante os dias e seus valores Tabela 1. Análise quantitativa dos subgrupos dos fatores de calibração. Fator de calibração Inferior ao limite de -2% Limite inferior e o centroide Centroide e o limite superior Superior ao limite de +2% Clinac 600C 4,27% Clinac 2100CD* 0,81% Clinac 2100CD** 0,82% Clinac 6EX 0,93% 51,29% 52,03% 56,56% 46,74% 33,33% 44,72% 36,88% 41,12% 11,11% 2,44% 5,74% 11,21% *Energia de 6 MV; **energia de 15 MV. confrontados entre si, com a finalidade de excluir qualquer possibilidade dos conjuntos estarem descalibrados. Com os valores obtidos, foi necessária a substituição do tubo do acelerador, seguida de uma nova troca das câmaras de ionização do acelerador e de uma terceira re-calibração. Depois de realizada essas três etapas, o fator de calibração passou a se mostrar mais constante. Uma análise mais quantitativa dos dados dos fatores de calibração para os três aceleradores pode ser verificada pela Tabela 1. Para o Clinac 600C, 4 dos 5 dados obtidos abaixo dos limites foram obtidos sucessivamente e foram tomadas as devidas ações corretivas; 12 dos 13 dados obtidos acima dos limites foram obtidos sucessivamente logo após o acelerador ter sido religado após uma reforma no hospital. Para o Clinac 2100CD em ambas as energias, o único dado obtido abaixo dos limites pode ser atribuído a uma pequena variação de um determinado conjunto dosimétrico, uma vez que foram realizadas dosimetrias diárias após a obtenção desse dado e todas apresentaram valores dentro dos limites aceitáveis. Para o Clinac 6EX, 6 dos 12 valores obtidos acima do limite de +2% foram antes da troca do tubo do acelerador, quatro logo após a troca do tubo e os últimos dois logo após a segunda troca da câmara de ionização. Pela Figura 3 percebe-se a semelhança entre os dados do fator de calibração e uma predominância dos mesmos entre o limite inferior (2%) e o centroide. Com os resultados obtidos no controle de qualidade do fator de calibração, uma análise quantitativa foi realizada através de alguns parâmetros, tais como a média dos Clinac 600C Clinac 2100CD – 6 MV Clinac 2100CD – 15 MV Clinac 6EX 60 50 Porcentagem 40 30 20 10 0 Dados abaixo do limite de Dados entre o limite Dados entre o centroide Dados acima do limite e o limite de +2% de +2% em relação -2% em relação ao do de -2% e o centroide ao do comissionamento comissionamento Subgrupos dos limites de tolerância dos 3 aceleradores lineares Figura 3. Análise quantitativa dos resultados dos subgrupos dos fatores de calibração para os três aceleradores lineares. 22 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):19-24. Análise quantitativa dos resultados de testes de controle de qualidade em aceleradores lineares usados em radioterapia fatores de calibração, seus respectivos desvios-padrões e os limites de ±2% em relação ao valor do comissionamento. Com esses valores em mãos, pode-se estimar qual a probabilidade de se obter o fator de calibração dentro dos limites segundo o TG-142 para os três aceleradores. Essa probabilidade foi determinada para o acelerador Clinac 600C conforme a equação (3). P (0,977≤ X ≤1,017 ) X-μ Z= σ 0,977- 0,998 = -1,85 →P (z ≤-1,85 ) =1- 0,968 = 0,032 Z= 0,012 (3) 1,017- 0,998 =1,58 →P(z ≤ 1,58) = 0,943 0,012 P (0,977≤ X ≤1,017) = 0,943-0,032= 0,911 P (0,977≤ X ≤1,017) = 91,10% Z= onde μ é a média dos valores do fator de calibração e σ é o desvio padrão. A Tabela 2 apresenta o número de medidas N, a média e os desvios padrão dos fatores de calibração e o resultado dessas probabilidades. Tabela 2. Número de medidas, média e desvio padrão e cálculo de probabilidade dos fatores de calibração dos três aceleradores. n Clinac 600C 117 Clinac 2100CD* 123 Clinac 2100CD** 122 Clinac 6EX 107 * Energia de 6 MV; **energia de 15 MV Média±DP 0,998±0,012 1,008±0,009 1,006±0,010 0,996±0,014 Probabilidade (%) 91,10 97,80 95,07 84,33 DP: desvio padrão. Para o Clinac 6EX, o cálculo se mostrou inferior ao demais aceleradores e pode ser justificado por ser o único acelerador dentro do período de análise em que houve troca de componentes principais. Através dos valores obtidos durante o período de análise, pode-se concluir que os dados do fator de calibração dos aceleradores mostraram-se em sua grande maioria dentro dos limites permissíveis segundo os protocolos internacionais adotados pelo hospital. Para os índices de qualidade do feixe, pela Figura 4 nota-se que os parâmetros para os três aceleradores lineares na energia de 6MV estão reprodutíveis tanto para o TPR20,10 quanto que para o D10/5 em um período de aproximadamente 1.600 dias. Em apenas uma ocasião para o acelerador Clinac 600C houve um resultado em que o TPR20,10 se encontrava fora da conformidade que provavelmente foi devido a uma pequena variação de um dos sistemas dosimétricos, uma vez que esse parâmetro foi investigado com medidas posteriores e os valores já se encontravam dentro dos padrões. Conclusões Um estudo detalhado do fator de calibração e dos demais parâmetros dosimétricos dos feixes de radiação englobados no controle de qualidade do ponto de vista quantitativo é extremamente útil e fornece uma visão mais detalhada acerca do comportamento desses fatores, permitindo assim reconhecer erros potenciais nas medidas de dose obtidas em condições de referência. Com a avaliação e análise da estabilidade do fator de calibração dos três aceleradores lineares no Hospital das Clínicas, bem como os demais parâmetros dosimétricos TPR20,10 - 600C D10/5 - 600C TPR20,10 - 2100CD - 6 MV D10/5 - 2100CD - 6 MV TPR20,10 - 6EX D10/5 - 6EX TPR20,10 e D10/5 0,8 0,7 0,6 0 200 400 600 800 Dias 1.000 1.200 1.400 1.600 1.800 Figura 4. Índice de qualidade do feixe dos três aceleradores investigados neste trabalho para a energia de 6 MV de fótons. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):19-24. 23 Pássaro BM, Videira HS, Rodrigues LN normalmente incluídos em um programa de controle de qualidade em radioterapia, foi possível identificar as eventuais variações acima dos limites permissíveis, com as devidas ações corretivas para restabelecer os parâmetros desejados. Esta análise a curto, médio e longo prazo permitiu a consolidação de todas as ações tomadas para assegurar a estabilidade dos fatores de calibração de uma maneira mais coesa e com a devida segurança, atualmente exigida em todo e qualquer procedimento radioterápico. Os controles de qualidades realizados em todos os conjuntos dosimétricos devem ser realizados concomitantemente ao controle de qualidade dos aceleradores a fim de assegurar que as possíveis variações encontradas na dosimetria rotineira dos aceleradores não estão sendo influenciadas de alguma forma por um comportamento eventual e anômalo do conjunto de medidas em questão. A realização da dosimetria dos aceleradores com diversos conjuntos dosimétricos foi de fundamental importância na tomada de decisões das ações corretivas adotadas ao longo destes anos. O estudo mostrou a importância de uma análise criteriosa e sistemática dos resultados obtidos a partir de um programa de Controle de Qualidade (CQ) estabelecido a 24 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):19-24. fim de prever eventualmente a ocorrência de falhas e/ou anomalias nos aparelhos em questão. Referências 1. Instituto Nacional do Câncer. TEC-DOC 1151: aspectos físicos da garantia da qualidade em radioterapia. Rio de Janeiro: INCA; 2000. 2. Mayles P, Nahum A, Rosenwald JC. Handbook of radiotherapy physics: theory and practice. Boca Raton: CRC Press; 2007. 3. Kutcher GJ, Coia L, Gillin M, Hanson WF, Leibel S, Morton RJ, et al. Comprehensive QA for radiation oncology: report of AAPM Radiation Therapy Committee Task Group 40 Med Phys. 1994;21(4):581-618. 4. Klein EE, Hanley J, Bayouth J, Yin FF, Simon W, Dresser S, et al. Task Group 142 report: quality assurance of medical accelerators. Med Phys. 2009;36(9):4197-211. 5. Podgorsak EB. Radiation oncology physics: a handbook for teachers and students. Vienna: IAEA; 2005. 6. International Atomic Energy Agency – IAEA. Absorbed dose determination in external beam radiotherapy: an international code of practice for dosimetry based on standards of absorbed dose to water. Technical Report Series. IAEA-TRS-398. Vienna; 2000. 7. Vuolo JH. Fundamentos da teoria de erros. São Paulo: Edgard Blücher; 1996. Artigo Original Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):25-9. Verificação da eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado Verification of effectiveness of borated water shield for a cyclotron type self-shielded Heber S. Videira1,3, Bruno M. Pássaro2, Guilherme M. Burkhardt1, Ronielly S. Santos1, Julia A. Gonzalez2, Josefina Santos2, Maria I. C. C. Guimarães2 e Marcelo K. Lenzi3 Cyclopet radiofármacos Ltda. – Curitiba (PR), Brasil. Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo – São Paulo (SP), Brasil. 3 Programa de Pós-graduação em Engenharia Química da Universidade Federal do Paraná – Curitiba (PR), Brasil. 1 2 Resumo Os avanços tecnológicos na tomografia por emissão de pósitrons (PET) em imagiologia clínica convencional têm levado a um aumento constante do número de cíclotrons em todo o mundo. A maioria desses cíclotrons está sendo utilizada para a produção de 18F-FDG, seja para uso próprio na instituição, como para distribuição aos demais centros que possuem o PET. Para que haja a segurança radiológica nas instalações, os cíclotrons destinados à medicina podem ser classificados em categoria I e categoria II, ou seja, autoblindado ou não autoblindado (bunker). O objetivo do presente trabalho foi verificar a eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado PETtrace 860. As misturas da água borada ocorreram de acordo com as especificações do fabricante, bem como, os resultados do levantamento radiométrico no entorno da autoblindagem do cíclotron nas condições estabelecidas pelo fabricante mostraram que os níveis de radiação ficaram abaixo dos limites estabelecidos. Palavras-chave: cíclotron, blindagem contra radiação. Abstract The technological advances in positron emission tomography (PET) in conventional clinic imaging have led to a steady increase in the number of cyclotrons worldwide. Most of these cyclotrons are being used to produce 18F-FDG, either for themselves as for the distribution to other centers that have PET. For there to be safety in radiological facilities, the cyclotron intended for medical purposes can be classified in category I and category II, ie, self-shielded or non-shielded (bunker). Therefore, the aim of this work is to verify the effectiveness of borated water shield built for a cyclotron accelerator-type Self-shielded PETtrace 860. Mixtures of water borated occurred in accordance with the manufacturer’s specifications, as well as the results of the radiometric survey in the vicinity of the self-shielding of the cyclotron in the conditions established by the manufacturer showed that radiation levels were below the limits. Keywords: cyclotron, shielding against radiation. Introdução Segundo a literatura, blindagem tem sido definida como “uma entidade física interposta entre a fonte de radiação ionizante e um objeto a ser protegido de tal modo que, o nível de radiação na posição em que se encontra o objeto seja reduzido”1. Os cíclotrons podem ser classificados em categoria I e categoria II, ou seja, autoblindado ou não autoblindado (bunker)2. Os cíclotrons autoblindados são constituídos por uma blindagem pesada ao redor do cíclotron. Já para os cíclotrons do tipo bunker, são necessárias blindagens estruturais adicionais para reduzir os níveis de radiação dentro dos limites de segurança estabelecidos pelos órgãos de regulamentação. Portanto, é importante que a blindagem seja devidamente projetada e instalada, uma vez que correções ou acréscimos, após as instalações estarem Autor correspondente: Heber Simões Videira – Cyclopet Radiofármacos – Rua Cezinando Dias Paredes, 367 – Boqueirão – CEP: 81730-090 – Curitiba (PR), Brasil – E-mail: [email protected] Associação Brasileira de Física Médica® 25 Videira HS, Pássaro BM, Burkhardt GM, Santos RS, Gonzalez JA, Santos J, Guimarães MICC, Lenzi MK concluídas, são geralmente caras. Pela mesma razão, o planejamento também deve incluir a consideração de possíveis necessidades futuras em novos equipamentos, tais como para maiores energias de radiação, para o aumento da intensidade do feixe, para diferentes espécies de partículas aceleradas, e para um aumento da carga de trabalho3. A eficácia das blindagens de cíclotons é fundamental para o funcionamento com segurança da instalação, uma vez que estes produzem grandes atividades de radioisótopos de vida curta numa base comercial. O projeto de blindagem ideal dos cíclotrons exige um equilíbrio cuidadoso entre os fatores radiológicos, econômicos e muitas vezes sócio-políticos. Nesse contexto, é necessário não só otimizar o custo da proteção radiológica, mas também os custos em detrimento à saúde resultante da exposição de indivíduos e populações às radiações4. O custo da proteção radiológica depende explicitamente da natureza do campo de radiação ionizante produzida pelo cíclotron, o seu estado operacional, o custo do material de blindagem, o nível de redução de dose, a receita líquida projetada a partir da venda dos radioisótopos e a taxa de depreciação da instalação5. O objetivo do presente trabalho consiste em verificar a eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado PETtrace 860. • tanques para a mistura dos produtos químicos e aquecimento; • 21 m3 de água; • 3500 kg de borato de sódio; • 3500 kg de ácido bórico; • materiais de proteção, tais como luvas e máscaras; • fita de pH 0-14 da Merck; • monitores de taxa de dose: Geiger - Muller. Marca Nuclear Radiation, Modelo Radalert 100; • monitor de nêutrons: Ludlum, Modelo 12 - 4. A autoblindagem do cíclotron PETtrace é composta por oito tanques conforme mostra a Figura 1. Cada tanque foi preenchido com uma mistura de água com 3,5% de boro (descrita posteriormente) e revestidos localizadamente com tijolos e placas de chumbo. A primeira etapa do procedimento consistiu-se em realizar as 14 misturas que preencheriam os espaços dentro dos tanques do cíclotron, pois cada batelada tem um volume de aproximadamente 2 m3. Cada uma dessas misturas continham 500 kg de produtos químicos (250 kg de borato de sódio + 250 kg de ácido bórico) em água até atingir o volume final de 2 m3 de solução. Para o preparo da mistura, 25 kg de cada um dos dois produtos químicos foram sendo adicionados continuamente em um volume de água aquecido a 50°C e misturados por uma bomba. Ao final do preparo de cada mistura, mediu-se o indicativo do pH da solução para verificar se o mesmo encontrava-se com o pH neutro. A Figura 2A mostra os tanques misturadores, enquanto a Figura 2B mostra os indicadores dos níveis de pH. A segunda etapa do procedimento consistiu-se em preencher cada um dos tanques. Nos tanques 1, 7 e 8 foram instalados chapas de chumbo, enquanto nos tanques 3, 4 e 5 foram instalados os tijolos de chumbo. Depois de instalados as chapas e os tijolos de chumbo, cada tanque foi preenchido com a mistura de água com 3,5% de Material e Métodos Os materiais utilizados no estudo da verificação da eficácia da blindagem de água borada construída para o acelerador do tipo cíclotron consistiram em: • cíclotron GE PETtrace 860 com energia máxima de prótons de 16,5 MeV, corrente máxima de feixe de 75 μA por feixe e 100 μA em feixe duplo, com capacidade de produzir 10 Ci de 18F- em 2 horas de irradiação; Tanque 5 Tanque 6 Tanque 7 Tanque 1 Tanque 4 Magneto Tanque 3 Tanque 2 Tanque 8 Figura 1. Representação do cíclotron e das posições dos tanques da autoblindagem. 26 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):25-9. Verificação da eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado boro até 50% do seu volume através de uma bomba de drenagem e verificou-se se havia algum vazamento nos tanques. Em seguida, preencheu-se cada tanque até 90% do seu volume e por fim até os 100% de seu volume. A A terceira etapa do procedimento consistiu-se em determinar a dose acumulada nos testes de comissionamento do cíclotron com dosímetros termoluminescentes (TLD). Os posicionamentos dos dosímetros de área estão descritos na Figura 3, para uma melhor visualização de cada posicionamento, juntamente com a Tabela 1. A quarta etapa do procedimento da verificação da blindagem foi o levantamento radiométrico na condição de irradiação de 40 μA de prótons em um alvo de H2O18 de 98% de pureza com um detector de nêutrons e gama em diferentes pontos como mostra a Figura 4. Tabela 1. Posição dos dosímetros de área no período de comissionamento. B Figura 2. (A) Tanques misturadores; (B) Indicadores dos níveis de pH. Local Dosímetro gama Dosímetro de nêutron Junção Tanque 2 e 3 D613008 D613018 Junção Tanque 4 e 5 D613009 D613011 Tanque 6 D613010 D613008 Junção Tanque 7 e 1 D613011 D613009 Labirinto D613012 D613015 Oficina D613013 D613016 Junção Tanque 7 e 1 (cima) D613014 D613010 Junção Tanque 6 e 8 (cima) D613015 D613014 Junção Tanque 8, 5 e 6 (cima) D613016 D613017 Junção Tanque 8 e 4 (cima) D613017 D613006 Tanque 4 D613018 D613013 Sala de comando D613019 D613012 Tanque 6 e e4 qu an oT 5 Junção Tanque 8, 5 e 6 (cima) ã nç Ju Tanque 4 nque ão Ta a) ç n u J (cim Jun ção Ju 8e4 Junção Tanque 6 e 8 (cima) ão Ta (ci nqu ma e ) 7e Tan q ue nç 7e 1 1 Magneto Junção Tanque 2 e 3 Figura 3. Posicionamento de cada dosímetro de área no período de comissionamento. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):25-9. 27 Videira HS, Pássaro BM, Burkhardt GM, Santos RS, Gonzalez JA, Santos J, Guimarães MICC, Lenzi MK C HH J M II N 1140 2300 Frente H 1345 P Q 2300 I D Visão de trás 400 200 1200 F L Visão da direita G R S 1470 K O 400 Direita B 1535 A 400 Esquerda (alvo) GG 400 2300 1160 Visão de cima E 2300 1160 Traseira 400 1345 Visão da esquerda 1470 2300 1140 1160 Visão de frente Figura 4. Levantamento radiométrico. Tabela 2. Corrente nominal de prótons de 40 μA no alvo de H2O18 na posição 1. Pontos Taxa de dose (μSv/h) Limite Gama fabricante 1 metro Nêutron gama 28 Limite fabricante 1 metro nêutron A 22 20 0 5 5 0 B 157 170 0 20 20 0 C 7 25 0 01 2 0 D 6 12 10 1 2 0 E 10 15 10 0 2 0 F 17 20 17 0 2 0 G 6 6 6 0 1 0 H 22 25 23 4 6 2 I 18 40 18 0 3 0 J 15 30 15 0 2 0 K 6 12 7 0 1 0 L 52 50 22 4 10 4 M 136 150 50 3 10 1 N 26 30 22 0 2 0 O 5 20 7 0 3 0 P 8 30 10 0 2 0 Q 30 30 20 0 2 0 R 4 12 8 0 1 0 S 50 50 30 0 12 0 GG 20 25 20 0 3 0 HH 39 80 40 0 3 0 II 130 140 50 2 10 0 Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):25-9. O nível de radiação de fundo do local foi determinado para gama e nêutrons como sendo respectivamente 1 μSv/h em ambos os casos. A corrente nominal para a realização desse teste foi de 40 μA no alvo de H2O18 na posição 1 e 4 do cíclotron. A quinta etapa do procedimento foi o levantamento radiométrico ao redor da instalação, devido ao fenômeno sky shine, com os monitores de gama e nêutron, na condição de irradiação simultânea de dois alvos de H2O18 de 98% de pureza com 50 μA de prótons em cada um dos alvos por um período de 2 horas. Análises e Resultados As Tabelas 2 e 3 mostram os valores obtidos pelo levantamento radiométrico referente à quarta etapa do procedimento da verificação da blindagem. A Tabela 4 fornece os valores obtidos no levantamento radiométrico ao redor da instalação enquanto a Figura 5 mostra a posição na instalação onde os valores foram diferentes de zero. As demais localidades da instalação não aparecem na tabela são graças a suas taxas de dose (μSv/h) serem nulas. Conclusões A dose máxima acumulada determinada pelos dosímetros de TLD referente a terceira etapa do procedimento foi de 0,3 mSv no período de 1 mês de comissionamento. Os resultados do levantamento radiométrico no entorno da autoblindagem do cíclotron nas condições de irradiação do alvo de H2O18 com 40 μA para a produção de 18F utilizando somente o alvo 1, mostraram que os níveis de Verificação da eficácia da blindagem de água borada construída para um acelerador cíclotron do tipo autoblindado Tabela 3. Corrente nominal de prótons de 40 μA no alvo de H2O18 na posição 4. Taxa de dose (μSv/h) A 33 20 20 10 5 10 B 124 170 64 40 20 40 C 7 25 3 0 2 0 D 12 12 8 0 2 0 E 10 15 8 0 2 0 F 29 20 20 0 2 0 G 6 6 5 0 1 0 H 20 25 10 5 6 0 I 19 40 22 0 3 0 J 20 30 20 0 2 0 K 12 12 7 0 1 0 L 23 50 12 3 10 0 M 60 150 25 1 10 0 N 20 30 20 0 2 0 O 10 20 6 0 3 0 P 21 30 18 0 2 0 Q 9 30 7 0 2 0 R 8 12 12 0 1 0 S 9 50 5 0 12 0 GG 45 25 26 0 3 0 HH 74 80 37 0 3 0 II 79 140 46 0 10 0 Tabela 4. Localidades da instalação onde o levantamento radiométrico apresentou valores de taxa de dose diferentes de zero para gama e nêutrons. Pontos de monitoração Taxa de dose (μSv/h) Gama Nêutron D 1 0 E 1 0 O 0 1 Recepção Radiofarmácia Sala comum Físico-químico Vestiário Cíclotron Limite fabricante 1 metro nêutron Almoxarifado Área Técnica Limite Gama fabricante 1 metro Nêutron gama Microbiológico Pontos Lavagem Corredor Figura 5. Destaque do local do levantamento radiométrico na condição máxima de irradiação. radiação ficaram abaixo dos limites estabelecidos pelo fabricante, com exceção dos pontos A e L para radiação gama. Essa exceção está dentro da incerteza de medição considerada de 10%. Quando utilizado somente o alvo 4 para a produção de 18F-, os níveis de radiação apresentaram valores abaixo dos limites, com a exceção dos pontos A, F e GG para radiação gama e dos pontos A e B para nêutrons. Essa exceção é causada devido ao posicionamento do alvo no acelerador. No entanto, levando em consideração o fator de ocupação nulo nos pontos A e B que estão no teto da blindagem, podemos considerar satisfatória a mesma. No levantamento radiométrico no entorno do bunker e na saída do labirinto realizado na condição de irradiação máxima, ou seja, irradiação simultânea de dois alvos de H2O18 com pureza de 98% com 50 μA em cada alvo por duas horas, não apresentaram valores acima do background. Referências 1. Chilton AB, Shultis JK, Faw RE. Principles of Radiation Shielding. New Jersey: Prentice-Hall; 1984. 2. International Atomic Energy Agency. Safety Series Nº 107. Radiation Safety of Gamma and Electron Irradiation Facilities. Vienna: IAEA; 1992. 3. National Council On Radiation Protection And Measurements Radiation Protection for Particle Accelerator Facilities. NCRP, Report Nº 144. 2005. 4. International Commission On Radiological Protection. Cost-Benefit Analysis in the Optimization of Radiation Protection. ICRP Publication 37. 1983. 5. Mukherjee B. Optimisation of the Radiation Shielding of Medical Cyclotrons using a Genetic Algorithm. Australia: Australian Nuclear Science and Technology; 2010. Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):25-9. 29 Resenha de Dissertação Revista Brasileira de Física Médica.2013;7(1):31. Gel Dosímetro tipo Bang-1: aplicação em planejamentos de tratamento por radioterapia e avaliação qualitativa através de imagens obtidas em ressonância magnética Gel Dosimeter type Bang-1: application in treatment planning for radiotherapy and qualitative evaluation obtained through magnetic resonance imaging João H. Hamann e Carlos M. G. S. Cruz Programa de Pós-graduação em Engenharia Mecânica e de Materiais da Universidade Tecnológica Federal do Paraná – Curitiba (PR), Brasil. Dissertação de Mestrado em Engenharia dos Materiais, 2009. Resumo Uma distribuição de dose que otimize o volume alvo de tratamento em radioterapia é de grande interesse. Para esse propósito, planos de tratamento devem ser verificados experimentalmente antes de serem transferidos para o paciente. A exatidão da dose entregue e a resolução espacial podem ser analisadas em um gel dosímetro que possua equivalência a tecido, além de possibilitar a distribuição de dose tridimensionalmente. Com isso, esse dosímetro pode ser analisado por meio do tempo de relaxação T2, o qual varia com o valor de dose absorvida. Assim, neste trabalho, uma nova metodologia para a produção de soluções dosimétricas foi desenvolvida; frascos contendo gel dosímetro tipo Bang-1 e uma composição química variada do gel Bang-1 foram associados a um fantoma de cabeça e irradiados em feixes de fótons de alta e baixa energia. Posteriormente, diferentes técnicas em ressonância magnética (RM) foram aplicadas para a obtenção das imagens visualizando a área polimerizada. Com a utilização do programa MATLAB, imagens reconstruídas tridimensionalmente e perfis de atenuação foram gerados. Os resultados desta análise qualitativa apresentaram que a sequência MRCP HD HR Sense com ponderação em T2 gera uma imagem com ótima resolução espacial do gel dosímetro irradiado. Outra consideração importante é que, através da confecção do gel polímero tipo Bang-1, pode-se futuramente fazer uso do gel para preencher o interior de fantomas anatômicos para a simulação de tratamentos, onde esses tratamentos possuam uma localização ou volume tumoral muito complexo. Palavras-chave: dosimetria, fantoma de cabeça, imagem por ressonância magnética. Abstract A dose distribution that optimizes the target volume is of major interest for radiotherapy. For this purpose, treatment plans have to be verified experimentally before being transferred to the patient. The requirements regarding dose accuracy and spatial resolution can be fulfilled with a tissue equivalent polymer gel dosimeter which offers the possibility of visualizing 3D dose distributions. Herewith, such dosimeter can be analyzed by the relaxation time T2 that varies with the absorbed dose. Thus, in this work, a new methodology for the production dosimetric solutions were developed; flasks filled with dosimeter Bang-1 gel and with a varied chemical composition of the Bang-1 gel were associated with head phantom had and irradiated in photons beams of high and low energy. Later, different techniques in magnetic resonance imaging (MRI) had been carried out for the attainment of images demonstrating the polymerization area. With the use of the MATLAB program three dimensional reconstructed images and attenuation profiles were generated. The results of this qualitative analysis had demonstrated that the sequence MRCP HD HR Sense in T2 generates an image with excellent space resolution of the irradiated gel dosimeter. Another important consideration is that through the preparation of Bang-1 gel polymer, anatomical phantom can, in the future, be used filling it the interior for the simulation treatments, where these treatments have localization or very complex tumor volume. Keywords: dosimetry, phantom head, magnetic resonance imaging. Associação Brasileira de Física Médica® 31