1) A Medicina Nuclear utiliza radiofármacos marcados com isótopos radioativos para diagnosticar anomalias metabólicas e funcionais através de exames de imagem. 2) Os principais procedimentos envolvem a administração do radiofármaco, aguardar sua distribuição no corpo e escanear áreas de interesse com detectores de radiação. 3) Além do diagnóstico, alguns procedimentos em Medicina Nuclear tem finalidade terapêutica, utilizando a radiação dos radiofármacos para tratar certas patolog

1. 1
MEDICINA NUCLEAR
Alexandre Teles Garcez1
Almy Anacleto Rodrigues Da Silva2
Walter Siqueira Paes3
1 – PRINCÍPIOS GERAIS
A Medicina Nuclear é uma modalidade da Medicina direcionada essencialmente ao
estudo de anomalias metabólicas e funcionais. É uma modalidade que, embora
possa envolver procedimentos terapêuticos, tem no diagnóstico de patologias
funcionais sua principal ação.
A Medicina Nuclear faz uso da radiação ionizante na forma de compostos
radioativos, denominados radiofármacos. Considerando que a finalidade básica é a
investigação funcional, utiliza-se destes compostos como traçadores radioativos. O
mecanismo é bastante simples: é conhecido que diferentes compostos químicos
possuem diferentes “caminhos” ou afinidades metabólicas, uma vez dentro do corpo
humano. Desta forma, pode-se escolher e utilizar um determinado composto que
possua afinidade metabólica com o órgão ou tecido de interesse. Este composto é
usualmente denominado fármaco. A idéia é verificar se este fármaco terá um
comportamento metabólico padrão ou se haverá uma anomalia neste
comportamento, subsidiando desta forma o diagnóstico de patologias funcionais.
Ocorre que este comportamento metabólico do fármaco no interior do corpo humano
precisa ser identificado ou detectado de alguma maneira, sem ter que recorrer a
uma intervenção cirúrgica. A solução para este problema se dá pela utilização de um
isótopo radioativo que, por um processo denominado marcação, é “acoplado” ao
1
Física
Médico
do
Centro
de
Medicina
Nuclear
do
Instituto
de
Radiologia
do
Hospital
das
Clínicas,
São
Paulo,.
2
Físico
de
Proteção
Radiológica
do
SESMT
da
Universidade
de
São
Paulo.
Doutor
em
Física
(Instituto
de
Física
da
USP),
Mestre
em
Ciências
(Instituto
de
Física
da
USP),,
Especialista
em
Vigilância
Sanitária
–
área
Radiações
Ionizantes
(Faculdade
de
Saúde
Pública
da
USP)
3
Físico
de
Proteção
Radiológica
do
SESMT
da
Universidade
de
São
Paulo.
Especialista
em
Radiologia
Diagnóstica
e
Medicina
Nuclear(Associação
Brasileira
de
Física
Médica)

2. 2
fármaco. Desta associação nasce um novo composto, denominado radiofármaco.
Como este radiofármaco emite radiação ionizante, sua distribuição no interior do
corpo pode agora ser identificada através do uso de um sistema de detecção de
radiação ionizante.
Os procedimentos diagnósticos - em Medicina Nuclear - obedecem à seguinte
sequência básica:
• Ao paciente é administrado o radiofármaco específico para o estudo de
interesse. Essa administração pode ser por ingestão, por injeção ou por
inalação, conforme o estudo;
• O paciente deve aguardar o tempo necessário até que o radiofármaco seja
metabolizado. Este tempo varia conforme o estudo de interesse, podendo ser
de algumas horas;
• Decorrido o tempo de espera, o paciente é encaminhado à sala de exames
onde as áreas de interesse do corpo serão “scaneadas” por um detector de
radiação. O sistema mais utilizado é o de gamma câmaras, conforme pode
ser visto no capítulo MN-4;
• As informações obtidas pelo detector são transmitidas para um poderoso
sistema computacional que transforma os sinais obtidos em imagens. Como o
sistema de detecção faz uso de detectores de cintilação, as imagens obtidas
são usualmente denominadas cintilografias.
Apresentamos a seguir algumas imagens ilustrativas:
Esta
é
uma
imagem
tomográfica
de
um
estudo
cerebral.

3. 3
Figura 1: Imagens ilustrativas de exames em Medicina Nuclear
Embora a grande maioria dos procedimentos em Medicina Nuclear tenha finalidade
diagnóstica, há alguns procedimentos que possuem finalidade terapêutica. Nestes
casos o objetivo não é mais a investigação de anomalias funcionais nas regiões
metabolizadas pelo radiofármaco, mas sim a ação da própria radiação ionizante
emitida pela radiofármaco em um órgão ou região de interesse. Como exemplos
destes procedimentos podemos destacar o uso dos radioisótopos Iodo-131, em
tratamentos de patologias da tireóide, e do Samário-153 em tratamentos de dores
ósseas.
Esta
é
uma
imagem
de
um
estudo
de
captação
óssea
de
corpo
inteiro
Este
é
um
esquema
ilustrativo
das
imagens
obtidas
por
um
sistema
PET/CT.
As
imagens
indicadas
são
do
estudo
com
o
sistema
CT,
do
estudo
com
o
sistema
PET
e
a
terceira
imagem
compreende
a
fusão
das
duas
primeiras.

4. 4
Apresentamos a seguir uma ilustração que mostra alguns radiofármacos, seus
respectivos órgãos ou tecidos de estudo e os isótopos radioativos associados.
Figura 2: Radiofármacos e respectivos órgãos de estudo.

5. 5
A Figura 3 apresenta alguns dos principais isótopos radioativos utilizados em
Medicina Nuclear, com indicação do tipo de emissão (tipo de radiação emitida) e da
meia vida física do radioisótopo.
Figura 3: Principais radioisótopos utilizados em Medicina Nuclear
Isótopo Emissão Meia vida
Tc-99m Gama 6 horas
I-131 Gama e beta 8 dias
Ga-67 Gama 3,26 dias
Tl-201 Gama 3,04 dias
I-123 Gama 13,2 horas
Sm-153 Gama e beta 1,95 dias
F-18 Pósitron (gama) 109 minutos

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2 – RADIOATIVIDADE
2.1. – HISTÓRICO
Há mais de cem anos, mais precisamente no final do século XIX, uma brilhante
cientista fazia uma importante descoberta, que viria impactar definitivamente a
Medicina. Maria Sklodowska, nascida na Polônia, tornar-se-ia mundialmente
conhecida após adotar o sobrenome do marido, o físico francês Pierre Curie.
Marie Curie ou simplesmente Madame Curie, em parceria com seu marido,
estudavam as emissões de um mineral chamado pechblenda. Este mineral, também
conhecido como uraninita, tinha a propriedade de emitir os “raios de Becquerel”,
assim denominados em referência ao cientista que os estudava à época, Henri
Becquerel. O casal Curie isolou quimicamente dois dos elementos constituintes do
mineral que emitiam estes raios. A um deles deram o nome de polônio, em
homenagem à terra natal de Marie Curie e ao outro deram o nome de rádio.
Madame Curie associou a atividade de emissão de raios do elemento químico rádio
e cunhou o termo radioatividade.
Hoje o termo radioatividade é utilizado para designar as emissões de isótopos
radioativos.
2.2. – RADIOISÓTOPOS
Para entender o que é um radioisótopo, antes é necessário entender o que é um
isótopo e, para esse entendimento por sua vez, é necessário conhecer a estrutura
dos átomos. Para efeito dos propósitos das discussões apresentadas aqui, podemos
adotar uma versão bastante simplificada da estrutura atômica. Imaginemos o átomo
como um sistema em que certos tipos de partículas são arranjadas. O átomo possui
uma estrutura central, chamada núcleo, e uma estrutura orbital, chamada
eletrosfera.

7. 7
Figura 4: Modelo simplificado do átomo
O núcleo pode ser composto por dois tipos diferentes de partículas, o próton e o
nêutron, que permanecem muito próximos uns dos outros, de tal forma que o núcleo
é uma estrutura muito pequena em proporção às dimensões do átomo.
Figura 5: Composição do átomo.

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A eletrosfera é composta por um único tipo de partícula, o elétron. Os elétrons da
eletrosfera orbitam o núcleo em estruturas denominadas orbitais ou camadas. De
maneira muito similar ao que ocorre no nosso sistema solar, há elétrons que
percorrem órbitas mais próximas do núcleo e elétrons que percorrem órbitas mais
distantes do núcleo. Estas camadas recebem denominações diferentes, (camadas k,
l, m, n, o, p) que indicam estarem mais próximas ou mais afastadas do núcleo.
Conhecida a estrutura básica do átomo, é importante conhecer também algumas
características que distinguem os diferentes tipos de partículas. Vamos considerar
duas importantes características: a massa e a carga elétrica, ou simplesmente
carga.
A massa das partículas é representada por uma unidade denominada Unidade de
Massa Atômica (u.m.a.). Os elétrons são considerados partículas leves e possuem
massa igual a 0,000548 u.m.a.. Já os prótons e os nêutrons são considerados
partículas pesadas e possuem massa muito próxima, sendo igual a 1,008 u.m.a.
para o nêutron e 1,007 u.m.a. para o próton. É importante notar que a massa de um
nêutron, ou de um próton é quase duas mil vezes maior do que a massa de um
elétron.
A carga das partículas é representada por unidades de carga e por um sinal que
indica se a carga é negativa ou positiva. Os elétrons possuem uma carga negativa.
Os prótons possuem uma carga positiva e os nêutrons possuem carga igual a zero.
É importante notar que os átomos normalmente possuem carga total igual a zero.
Isto ocorre porque os átomos possuem normalmente o mesmo número de prótons e
de elétrons.
Cada elemento químico é caracterizado por suas propriedades químicas. Assim, por
exemplo, o oxigênio tem características químicas diferentes do carbono, do cálcio,
do ouro, do urânio e de qualquer outro elemento químico. Mas os elementos
químicos também diferem quanto à constituição atômica. Cada elemento químico é
caracterizado pelo número de prótons dentro do núcleo de seus átomos, de tal forma

9. 9
que, se dois átomos possuem um número diferente de prótons no núcleo, implica
necessariamente que são elementos químicos diferentes. Tomando o exemplo
anterior, temos:
• Todo átomo de oxigênio possui 8 prótons no núcleo;
• Todo átomo de carbono possui 6 prótons no núcleo;
• Todo átomo de cálcio possui 20 prótons no núcleo;
• Todo átomo de ouro possui 79 prótons no núcleo;
• Todo átomo de urânio possui 92 prótons no núcleo.
Esta característica dos elementos químicos é que permite ordená-los na tabela
periódica. A este número de prótons dentro do núcleo atribui-se o nome de número
atômico.
Figura 6: Tabela periódica dos elementos
Ocorre que os núcleos dos átomos não são constituídos apenas por prótons. Há
também nêutrons dentro dos núcleos. E se os prótons determinam a idêntica
química dos átomos, que papel têm os nêutrons? Vamos tomar o elemento químico
carbono (C), como exemplo. O carbono é um elemento bastante abundante na
natureza. Os átomos do carbono apresentam 6 prótons dentro do núcleo, por isso
seu número atômico é 6. Eles também apresentam 6 nêutrons dentro do núcleo.
Perceba que a presença de nêutrons dentro do núcleo não interfere na identidade

10. 10
química do átomo, pois ele permanece sendo um átomo de carbono. Mas a
presença dos nêutrons altera a massa do núcleo! A massa do núcleo de carbono é
aproximadamente igual a 12 u.m.a. (massa de 6 prótons + massa de 6 nêutrons).
Então a soma do número de prótons e do número de nêutrons de um núcleo dá uma
ideia da massa do núcleo e a este número atribui-se o nome de número de massa.
Assim, podemos representar um átomo de carbono pela simbologia 6C12 ou
simplesmente C-12.
Mas a natureza é misteriosa e nos reserva muitas surpresas!!
Além dos átomos de C-12, há na natureza, em quantidade muito menor, átomos de
C-14. São igualmente átomos de carbono, pois possuem 6 prótons dentro do núcleo,
mas possuem um núcleo com massa maior do que a dos átomos de C-12, pois
possuem 2 nêutrons a mais em seu interior. Assim, seus núcleos são constituídos
por 6 prótons e 8 nêutrons. A estes átomos, que, embora sejam de um mesmo
elemento químico, apresentam um núcleo com massa diferente, chamamos
isótopos. Os átomos de C-12 e de C-14 são diferentes isótopos do elemento químico
carbono!
E as surpresas não param por aí: os átomos de C-14 são radioativos!!
Assim como o carbono, os demais elementos químicos também possuem isótopos.
Alguns elementos possuem mais de 30 isótopos diferentes, sendo que vários destes
isótopos são radioativos. O termo radioisótopo, portanto, refere-se àqueles isótopos
que são radioativos.
Mas porque um mesmo elemento químico, que tem as mesmas propriedades
químicas pode ter isótopos que são radioativos e isótopos não radioativos?
2.3. - INSTABILIDADE NUCLEAR
O termo radioatividade pode perfeitamente ser substituído pelo termo instabilidade
nuclear. Como o próprio nome indica, trata-se de um processo em que o núcleo está
instável. Embora prótons e nêutrons possam ser arranjados de maneira a constituir

11. 11
os núcleos dos átomos, não é qualquer arranjo que é permitido. Dentre os arranjos
permitidos há aqueles que geram instabilidade no núcleo, ocasionando um
“excesso” de energia no núcleo. Na tentativa de se livrar da energia excedente, o
núcleo instável emite radiação, num processo conhecido como desintegração
nuclear.
Os núcleos instáveis podem emitir radiação de diferentes tipos, seja na forma de
partículas, tais como a radiação alfa e a radiação beta, ou na forma de ondas
eletromagnéticas, como a radiação gama. A radiação emitida transporta parte ou
toda a energia excedente do núcleo, na tentativa de torná-lo estável, entretanto nem
sempre o objetivo é alcançado e o núcleo resultante pode não alcançar a
estabilidade, continuando radioativo.
Os processos de desintegração nuclear alteram o número de prótons do núcleo,
levando à transformação do elemento químico original em um novo elemento
químico.
Como mencionamos anteriormente, os elementos químicos possuem isótopos e
uma grande quantidade destes isótopos é radioativa. Mas então isto significa que
vivemos cercados por materiais radioativos? Sim e não.
Primeiro é necessário saber que, apesar de haver uma infinidade de isótopos
radioativos conhecidos, apenas alguns poucos são encontrados na natureza. Então
como sabemos que existem os outros se não são encontrados na natureza? Bem...
a maioria dos isótopos radioativos conhecidos é produzida artificialmente!! Sendo
assim, é verdade que vivemos cercados por materiais radioativos, mas em
quantidade muito pequena, pois apenas alguns isótopos radioativos ocorrem
naturalmente.
Apresentamos a seguir uma lista com alguns isótopos encontrados na natureza:

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Urânio-238 Rádio-226 Polônio-214 Hidrogênio-3 Rádio228
Tório-234 Radônio-222 Polônio-210 Berílio-10 Tório-228
Urânio-235 Polônio-218 Bismuto-214 Potássio-40 Rádio-224
Urânio-234 Chumbo-214 Bismuto-210 Rubídio-87 Radônio-220
Tório-230 Chumbo-210 Carbono-14 Tório-232 Polônio-216
Figura 7: Isótopos radioativos naturais
As doses de radiação recebidas pela população, devidas a estes materiais
radioativos encontrados na natureza, são muito baixas, pois a concentração deles
no meio ambiente é muito pequena. Há algumas exceções, entretanto, como no
caso de algumas praias em Guarapari, no estado do Espírito Santo. Nestas
localidades há uma concentração anormal de isótopos radioativos do Tório nas
areias e as doses de radiação das pessoas que habitam próximo a estas praias são
superiores à média mundial. Embora os níveis de dose sejam superiores, ainda
estão dentro de uma faixa considerada como baixo nível de dose.
Há outras concentrações, como no caso do urânio. O U-238 é encontrado
normalmente na natureza. Há diversas jazidas de urânio no mundo, algumas delas
no Brasil, como as de Caldas em Minas gerais, Lagoa Real na Bahia e Itataia no
Ceará. O Brasil possui a 6ª. maior reserva de urânio do mundo.
A ilustração a seguir apresenta a série de decaimento do Urânio-238. É importante
notar que o U-238, ao emitir radiação na tentativa de atingir a estabilidade nuclear,
transforma-se em outro isótopo, o Tório-234, que também é radioativo. Se
observarmos atentamente, veremos que no processo de tentativa de atingir a
estabilidade, o núcleo instável do U-238 passa por várias transformações, até atingir

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a estabilidade com o isótopo Chumbo-206. Todos os isótopos radioativos
intermediários são radioativos e também são encontrados na natureza.
Figura 8: Família de decaimento do U-238
Mas e quanto à maioria dos isótopos radioativos que não são encontrados na
natureza? Como são produzidos?
Devemos lembrar inicialmente que o que torna um átomo radioativo é a instabilidade
em seu núcleo. Assim, para “fabricar” um material radioativo, temos que promover a
instabilidade em um núcleo originalmente estável. Isso quer dizer que temos que
tomar um material originalmente não radioativo e torná-lo radioativo. Esta é a
essência da produção de radioisótopos. Há diferentes técnicas para conseguir
induzir a instabilidade em núcleos originalmente estáveis, mas basicamente elas
requerem que os átomos alvo (substância não radioativa) sejam “bombardeados”

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por portadores de energia, que são partículas aceleradas. Os radioisótopos podem
ser produzidos pelo bombardeamento com nêutrons em um reator nuclear ou pelo
bombardeamento com partículas carregadas, tais como prótons, dêuterons ou
partículas alfa, em um acelerador de partículas ou cíclotron.
Os radioisótopos utilizados em Medicina Nuclear são produzidos artificialmente.

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3 - INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO IONIZANTE COM A MATÉRIA
3.1. – ENERGIA
A radiação é basicamente um transportador de energia e quando se propaga em um
meio, pode interagir com os átomos constituintes deste meio. A interação se dá por
um processo de transferência de energia da radiação para o meio. Este processo de
transferência, por sua vez, varia bastante, podendo ser afetado por inúmeros
fatores, tais como o tipo de radiação, sua energia, o tipo e a densidade do meio,
dentre outros.
Há um fenômeno particularmente importante, que é a propriedade que alguns tipos
de radiação têm de “arrancar” elétrons da estrutura dos átomos. Para que um elétron
deixe a órbita que ocupa no átomo ele deve receber energia externa em quantidade
suficiente. Assim, para que a radiação seja capaz de arrancar um elétron do átomo,
deve carregar energia suficiente para que, ao interagir com o átomo, transfira
energia em quantidade suficiente para o elétron.
Mas não é todo tipo de radiação que transporta energia em quantidade suficiente
para promover este fenômeno. Este fenômeno de arrancar elétrons de um átomo é
conhecido como ionização. Daí, temos que todo tipo de radiação que transporta
energia suficiente para promover ionizações é denominada radiação ionizante.
Analogamente, aqueles tipos de radiação que não transportam energia suficiente
para promover ionizações são “batizados” de radiações não ionizantes.

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Figura 9: Esquema do processo de ionização
3.2. - TIPOS DE RADIAÇÃO IONIZANTE
Em Medicina Nuclear o interesse está nas radiações ionizantes.
Há diferentes tipos de radiação ionizante, cujas diferenças são determinantes na
maneira como interagem com a matéria. Todas são capazes de transportar e
depositar energia quando interagem.
Apresentamos a seguir os principais tipos de radiação ionizante.
3.2.1 – Partículas carregadas
Este tipo de radiação ionizante, como o próprio nome sugere, possui massa e carga.
Os principais exemplos deste tipo de radiação são a radiação alfa, a radiação beta
negativa e a radiação beta positiva ou pósitron.
3.2.1.1 – Partículas alfa (α)
A radiação alfa é uma partícula emitida pelo núcleo instável de alguns radioisótopos
de número atômico alto. É formada por dois prótons e dois nêutrons. É considerada

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uma partícula pesada e possui alto poder de provocar ionizações quando interage
com o meio.
Figura 10: Esquema da emissão de uma partícula alfa
Neste processo de emissão, o átomo (X), cujo núcleo instável emite uma partícula
alfa, transforma-se em um novo elemento químico (Y), com um número atômico (Z)
duas unidades menor e um número de massa (A) quatro unidades menor.
ZXA
→ Z-2YA-4
+ α
3.2.1.2 – Partículas beta negativas ou négatrons (β-)
A radiação beta negativa (β-) ou négatron é uma partícula emitida pelo núcleo
instável de alguns radioisótopos. Possui a mesma carga e a mesma massa de um
elétron. É originada a partir de uma reação nuclear em que um nêutron (n) do núcleo
transforma-se em um próton (p) mais um elétron, sendo este último ejetado do
interior do núcleo, carregando o excedente de energia (E). A equação a seguir ilustra
o processo descrito. Este processo é acompanhado pela emissão de uma partícula
denominada antineutrino (ν), sem importância para as discussões aqui
apresentadas.
n → p + β-
+ ν + E

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Embora seja um elétron, recebe denominação diferente para designar que sua
origem é diferente. Elétrons são originários da eletrosfera e a radiação beta é
originada dentro do núcleo. É considerada uma partícula leve e possui pequeno
poder de provocar ionizações quando interage com o meio.
Figura 11: Esquema da emissão de uma partícula beta
Neste processo de emissão, o átomo (X), cujo núcleo instável emite uma partícula
beta negativa, transforma-se em um novo elemento químico (Y), com um número
atômico (Z) uma unidade maior e um mesmo número de massa (A).
ZXA
→ Z+1YA
+ β-
3.2.1.2 – Partículas beta positivas ou pósitrons (β+)
A radiação beta positiva (β+) ou pósitron é uma partícula emitida pelo núcleo instável
de alguns radioisótopos. Possui a mesma massa de um elétron e a mesma
quantidade de carga, porém com sinal oposto. É basicamente um elétron positivo. É
originada a partir de uma reação nuclear em que um próton (p) do núcleo
transforma-se em um nêutron (n) mais um elétron positivo, sendo este último ejetado
do interior do núcleo, carregando o excedente de energia (E). A equação a seguir
ilustra o processo descrito. Este processo é acompanhado pela emissão de uma

19. 19
partícula denominada neutrino (ν), sem importância para as discussões aqui
apresentadas.
p → n + β+
+ ν + E
Embora seja um elétron, recebe denominação diferente para designar que sua
origem é diferente. Elétrons são originários da eletrosfera e a radiação beta positiva
é originada dentro do núcleo. É considerada uma partícula leve e possui pequeno
poder de provocar ionizações quando interage com o meio.
Figura 12: Esquema da emissão de um pósitron
Neste processo de emissão, o átomo (X), cujo núcleo instável emite uma partícula
beta positiva, transforma-se em um novo elemento químico (Y), com um número
atômico (Z) uma unidade menor e um mesmo número de massa (A).
ZXA
→ Z-1YA
+ β+

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3.2.2 – Partículas não carregadas
Este tipo de radiação ionizante, como o próprio nome sugere, possui massa, porém
não possui carga. O principal exemplo deste tipo de radiação é o nêutron.
Os nêutrons são considerados partículas pesadas e possuem uma capacidade
bastante variável de provocar ionizações, conforme a energia que transportam. Os
nêutrons são frequentemente “batizados” conforme sua velocidade, podendo
usualmente ser denominados nêutrons térmicos, epitérmicos ou rápidos, conforme
aumenta o valor da sua energia. São comumente considerados partículas
indiretamente ionizantes, visto que as ionizações devidas à interação com os
nêutrons ocorrem pela ação de “subprodutos” da interação destes com os átomos do
meio, tais como os núcleos de recuo.
3.2.3 – Ondas eletromagnéticas
Este tipo de radiação ionizante não possui massa e nem carga. Os principais
exemplos deste tipo de radiação são a radiação gama e os raios X.
3.2.3.1 – Radiação gama (γ)
A radiação gama é basicamente uma onda eletromagnética emitida pelo núcleo
instável de alguns radioisótopos. Não possui carga e nem massa, porém transporta
energia e é capaz de provocar ionizações quando interage com os átomos do meio.
Possui pequena probabilidade de interação e, consequentemente, um poder muito
pequeno de produzir ionizações, razão pela qual é um tipo de radiação bastante
penetrante.

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Figura 13: Esquema da emissão de raios gama
3.2.3.2 – Radiação X
Os raios X são basicamente uma onda eletromagnética resultante de processos
relacionados à eletrosfera dos átomos. São produzidos por dois fenômenos básicos:
pela “desaceleração” de partículas carregadas energéticas ou pela transição de
elétrons de camadas eletrônicas mais externas para camadas eletrônicas mais
internas. Os primeiros são chamados de raios X de fretamento ou Bremsstrahlung e
os últimos de raios X característicos.
As demais características dos raios X são idênticas às da radiação gama.
Mais detalhes sobre os raios X podem ser obtidos no item sobre produção de raios
X, da unidade temática Radiologia Convencional.

22. 22
Figura 14: Esquema de um tubo de raios X
Figura 15: Emissão de raios X característicos

23. 23
4 – DETECTORES DE RADIAÇÃO
4.1 - PRINCÍPIOS DE DETECÇÃO
Sabemos que o ser humano é incapaz de sentir a presença da radiação ionizante.
Isso ocorre porque nosso organismo não possui nenhum sistema de detecção
próprio, tais como os sensores de calor e pressão na pele. Para nós a radiação
ionizante é invisível, não tem cheiro, não tem gosto, não é audível e nem perceptível
ao tato.
Como podemos então trabalhar com a radiação ionizante de maneira segura? Como
podemos nos certificar que uma determinada fonte é segura ou que não está
permitindo o “vazamento” de radiação? O fato de sermos incapazes de sentir a
presença da radiação ionizante por conta própria não significa que não podemos
fazê-lo de outra forma. Por isso a solução para estes problemas está na utilização
de detectores de radiação.
Mas como funcionam os detectores de radiação ionizante?
Vamos nos lembrar, inicialmente, que a radiação ionizante interage com o meio
transferindo energia para ele. Essa transferência de energia se dá, basicamente, por
um processo chamado ionização, de onde deriva o nome deste tipo de radiação.
E o que é uma ionização?
A ionização é o processo pelo qual a radiação ionizante, ao interagir com um átomo
do meio, consegue arrancar um elétron orbital deste átomo, produzindo um par de
íons.
E o que é um íon?

24. 24
Um íon pode ser entendido como um portador de carga elétrica. Isto quer dizer
então que a radiação ionizante, quando interage com um meio, produz pares de
cargas elétricas.
Mas que cargas são essas?
Lembremos que um átomo possui carga total igual a zero, pois possui o mesmo
número de prótons no núcleo (portadores de carga positiva) e elétrons na eletrosfera
(portadores de carga negativa). Quando a radiação ionizante arranca um elétron do
átomo, este átomo passa a ter um próton a mais do que o número total de elétrons.
Sendo assim este átomo deixa, momentaneamente, de ter carga total igual a zero e
passa a ter uma carga positiva. Assim, naquela região do átomo surge um par de
portadores de carga elétrica ou um par de íons: o elétron arrancado e o “resto” do
átomo.
Figura 16: Processo de ionização
Mas o que isso tem a ver com os detectores de radiação?
Veremos que os sistemas de detecção da radiação ionizante estão justamente
baseados no processo de ionização.

25. 25
4.2 - TIPOS DE DETECTORES
Embora os sistemas de detecção da radiação ionizante estejam baseados no
mesmo processo de ionização, há diferenças entre eles. Estas diferenças estão
relacionadas essencialmente com a finalidade da detecção, ou seja, com o que
exatamente eu quero obter como resultado do meu processo de detecção da
radiação ionizante. Essa finalidade pode variar bastante: posso desejar
simplesmente saber se há radiação em um determinado lugar, sem me importar
muito com a precisão da medida, posso querer detectar a radiação para “construir”
uma imagem diagnóstica, posso querer saber se há contaminação radioativa em um
determinado objeto, etc..
Vamos apresentar alguns diferentes tipos de detectores e sistemas de detecção da
radiação ionizante, com ênfase àqueles tipos utilizados em Medicina Nuclear.
4.2.1 – CÂMARA DE IONIZAÇÃO
Princípio de detecção
As câmaras de ionização são sistemas que utilizam meios gasosos como
detectores. O sistema consiste basicamente de um recipiente (câmara), construída
com material condutor e preenchida por ar, com um eletrodo coletor em seu interior.
Quando a radiação ionizante atravessa as paredes da câmara e ioniza os átomos do
ar em seu interior, produz pares de cargas. Ao aplicarmos uma diferença de
potencial entre as paredes da câmara e o eletrodo coletor, criamos um campo
elétrico dentro do volume da câmara. As cargas criadas pelas ionizações ocorridas
dentro do volume de ar sofrem a ação deste campo e deslocam-se conforme a
polaridade, originando uma corrente elétrica, que pode ser medida. Desta forma, a
intensidade da corrente elétrica medida está associada à quantidade de ionizações
dentro do volume de ar da câmara, que por sua vez está associada à quantidade de
radiação que incidiu naquele volume.

26. 26
Características básicas do sistema de detecção
As câmaras de ionização são instrumentos que permitem boa precisão de medidas,
entretanto são instrumentos menos sensíveis do que outros tipos de detectores, tais
como os diodos ou os contadores Geiger-Muller. São instrumentos destinados
principalmente a medidas de feixes de radiação gama ou X e a medidas
relacionadas à irradiação. Outras características básicas são:
• Detector do tipo gasoso, tipicamente ar. Pode ou não ser pressurizado;
• Geometria e dimensões variadas, conforme a aplicação e o tipo de radiação a
ser medido. Quanto maior o volume de ar, mais sensível é o sistema;
• Tensão típica de operação: de 100 a 300 Volts;
Finalidade
As câmaras de ionização são bastante utilizadas na área de radiodiagnóstico, para
execução de levantamentos radiométricos e na execução de alguns testes de
controle de qualidade e de desempenho de equipamentos emissores de raios X.
São bastante utilizadas, numa configuração específica denominada detector de
poço, em instalações de medicina nuclear, para medir o valor da atividade dos
radiofármacos que serão administrados aos pacientes. Estes sistemas de detecção
são comumente conhecidos como Curiômetros.

27. 27
Figura 17: Detector de poço.
Figura 18: Curiômetro

28. 28
4.2.2 – CONTADORES GEIGER
Princípio de detecção
Os contadores do tipo Geiger-Muller, mais comumente conhecidos como contadores
Geiger são um tipo de câmara de ionização e seu princípio de detecção é o mesmo.
São sistemas que utilizam meios gasosos como detectores e consistem
basicamente de um recipiente (câmara), construída com material condutor e
preenchida por um gás, com um eletrodo coletor em seu interior.
Quando a radiação ionizante atravessa as paredes da câmara e ioniza os átomos do
gás em seu interior, produz pares de cargas. O gás é pressurizado no interior da
câmara, aumentando sua densidade e consequentemente aumentando a
probabilidade de ionizações em seu interior. Esta característica torna o contador
Geiger significativamente mais sensível do que uma câmara de ionização padrão.
Ao aplicarmos uma diferença de potencial suficientemente alta entre as paredes da
câmara e o eletrodo coletor, criamos um intenso campo elétrico dentro do volume da
câmara. As cargas criadas pelas ionizações ocorridas dentro do volume de gás
sofrem a ação deste campo e deslocam-se conforme a polaridade, adquirindo
grande energia cinética neste trajeto. A energia adquirida é suficiente para que estes
elétrons ionizem outros átomos do gás durante seu percurso. Da mesma forma, os
elétrons originados destas novas ionizações também adquirem energia suficiente
para ionizar outros átomos do gás. O resultado é o que chamamos de “avalanche”
de ionizações, originando uma corrente elétrica relativamente alta, que pode ser
facilmente medida. Desta forma, a eletrônica necessária para medir estas correntes
mais altas é bastante simples, tornando o contador Geiger um instrumento de menor
custo do que a câmara de ionização. Como contrapartida, a intensidade da corrente
medida perde sua relação com a quantidade de ionizações originais, ocorridas
dentro da câmara, tornando o contador Geiger um instrumento menos preciso do
que a câmara de ionização.

29. 29
Características básicas do sistema de detecção
Os contadores do tipo Geiger-Muller são instrumentos bastante sensíveis, porém
pouco precisos quando comparados com as câmaras de ionização. São
instrumentos portáteis, de eletrônica simples e são versáteis. Podem ser
confeccionados para medição de vários tipos de radiação, inclusive radiação alfa,
com sondas internas ou externas, e para medidas tanto de irradiação quanto de
contaminação de superfícies. São instrumentos bastante eficientes para obtenção de
informações rápidas e de caráter mais qualitativo, tais como se há ou não radiação
em determinado lugar e se há “muita” ou “pouca” radiação. Outras características
básicas são:
• Detector do tipo gasoso. Utiliza uma mistura de gases pressurizados que
aumentam a eficiência de detecção;
• Geometria e dimensões variadas, conforme a aplicação e o tipo de radiação a
ser medido. Quanto maior o volume de gás, mais sensível é o sistema;
• Tensão típica de operação: de 600 a 900 Volts;
Finalidade
Os contadores do tipo Geiger-Muller são bastante utilizados na área de medicina
nuclear, para monitoração de áreas e para investigação de contaminação em
superfícies.
Também são utilizados em quaisquer instalações que fazem uso de materiais
radioativos, tais como instalações de gamagrafia, instalações que utilizam
irradiadores, instalações de pesquisa que utilizam radioisótopos, radioterapia, etc..
A utilização deste tipo de detetor não é recomendada para levantamentos
radiométricos em radiodiagnóstico ou outras situações em que o tempo de duração
do feixe de radiação seja muito curto, pois o sistema pode requerer vários segundos
antes de conseguir estabilizar sua leitura.

30. 30
Figura 19: Contadores Geiger-Müller
4.2.3 – DETECTORES DE CINTILAÇÃO
Princípio de detecção
Os detectores de cintilação, como o próprio nome sugere, estão baseados na
propriedade que certas substâncias possuem, de produzir uma cintilação, como
resultado da interação com a radiação ionizante.
Há certos materiais cuja estrutura se apresenta na forma de uma rede cristalina e
que são comumente chamados de cristais. A radiação ionizante, quando interage
com estes materiais, pode ceder energia para seus elétrons, promovendo o
deslocamento destes dentro da estrutura cristalina. Este processo é denominado
excitação. Entretanto, estes elétrons naturalmente tendem a retornar para sua
posição original e, neste processo de desexcitação, emitem o excedente de energia
adquirido, na forma de luz. Este processo de emissão de luz é denominado
cintilação ou luminescência. Desta forma, a quantidade de cintilações emitidas está
associada com a quantidade de interações da radiação ionizante com o cristal.
Sistemas que permitam medir estas cintilações podem então ser utilizados como
sistemas detectores de radiação ionizante.

31. 31
Para medir as cintilações, os sistemas devem fazer uso de dispositivos capazes de
detectar essa luz. Estes dispositivos são denominados tubos fotomultiplicadores e
são acoplados aos cristais nos sistemas de detecção. A luz detectada pelos
fotomultiplicadores é transformada numa corrente elétrica que é amplificada e
enviada para o sistema de leitura.
Conforme a finalidade do sistema, o resultado pode ser a medida do nível de
radiação em um determinado ponto ou mesmo uma imagem de captação de um
radiofármaco utilizado em medicina nuclear. As imagens geradas em medicina
nuclear, a partir da detecção de cintilações, são comumente chamadas de
cintilografias.
Características básicas do sistema de detecção
Os detectores de cintilação são instrumentos sensíveis e versáteis, utilizados
principalmente nos sistemas de obtenção de imagens em medicina nuclear. Outras
características básicas são:
• Detector do tipo sólido (cristal dopado com impurezas). Os cristais mais
utilizados são o Iodeto de Sódio dopado com Tálio (NaI:Tl), o Iodeto de Césio
dopado com Tálio (CsI:Tl) e o Germanato de Bismuto (BGO);
• Geometria e dimensões variadas, conforme a aplicação e o tipo de radiação a
ser medido. Quanto maior a área do cristal, mais sensível é o sistema;
• Requerem dispositivos fotomultiplicadores acoplados ao cristal;
Finalidade
Os cristais podem variar muito quanto à sua composição e tamanho e isso permite
criar uma grande variedade de sistemas de detecção, para aplicações e finalidades
diferentes.
Sistemas de detecção com pequenos cristais podem ser utilizados em instrumentos
portáteis, que se assemelham a um contador Geiger, podendo ser utilizados para

32. 32
medidas de levantamento radiométrico ou investigação de contaminações em
superfícies, em instalações que fazem uso de materiais radioativos.
Os detectores de cintilação são largamente utilizados em medicina nuclear, sendo
indispensáveis nos sistemas utilizados para obtenção de imagens. As gamma
câmaras são sistemas que empregam grandes cristais e permitem efetuar uma
“varredura” sobre a região de interesse do corpo do paciente. São sistemas muito
eficientes e precisos, porém requerem uma instrumentação sofisticada e um sistema
computacional poderoso para efetuar a reconstrução das imagens, o que torna seu
custo bastante elevado. São utilizados também em uma versão mais simples e de
custo menos elevado, como instrumentos semiportáteis, para exames de captação
de tireóide, por exemplo.
Figura 20: Sistema portátil para exames de tireóide
4.2.4 – DETECTORES TERMOLUMINESCENTES
Princípio de detecção
O princípio básico de detecção dos detectores termoluminescentes é similar àquele
dos detectores de cintilação.

33. 33
Alguns materiais cerâmicos apresentam a propriedade de emitir luz após serem
expostos à radiação ionizante. A radiação ionizante, quando interage com estes
materiais, pode ceder energia para seus elétrons, promovendo o deslocamento
destes dentro da estrutura cristalina. Este processo é denominado excitação.
Entretanto, estes elétrons naturalmente tendem a retornar para sua posição original
e, neste processo de desexcitação, emitem o excedente de energia adquirido, na
forma de luz. Este processo de emissão de luz é denominado cintilação ou
luminescência. Quando impurezas são introduzidas neste material, estados
intermediários de energia são criados, permitindo que os elétrons fiquem
“armazenados” neste nível após receberem energia da radiação incidente. Somente
após o aquecimento do cristal a certa temperatura, os elétrons “armazenados”
adquirem energia suficiente para se libertar do nível intermediário de energia e
retornar para o nível original, emitindo luz. Como este é um processo de emissão de
luz ou luminescência, que ocorre após o aquecimento, denominamos estes materiais
de termoluminescentes (link para filme com demonstração da TL).
Desta forma, a quantidade de luminescência emitida está associada com a
quantidade de interações da radiação ionizante com o material cerâmico. Sistemas
que permitam medir esta luminescência podem então ser utilizados como sistemas
detectores de radiação ionizante.
Para medir as cintilações, os sistemas devem fazer uso de dispositivos capazes de
detectar essa luz. Estes dispositivos são denominados tubos fotomultiplicadores. A
luz detectada pelos fotomultiplicadores é transformada numa corrente elétrica que é
amplificada e enviada para o sistema de leitura.
Características básicas do sistema de detecção
Os detectores termoluminescentes são dispositivos sensíveis e têm como principal
característica a capacidade de armazenar a informação, até que seja efetuada sua
leitura. Outras características básicas são:
• Detector do tipo sólido (cristal dopado com impurezas). Os cristais mais
utilizados são o Fluoreto de Lítio dopado com Magnésio e Titânio (LiF:Mg,Ti),

34. 34
o Sulfato de Cálcio dopado com Disprósio (CaSO4:Dy) e o Fluoreto de Cálcio
(CaF2);
• São dispositivos que permitem a reutilização, após efetuada sua leitura e
tratamento térmico adequado;
• Requerem dispositivos fotomultiplicadores acoplados ao sistema de leitura;
Finalidade
Os cristais podem variar quanto à sua composição e tamanho e isso permite criar
uma grande variedade de sistemas de detecção, para aplicações e finalidades
diferentes.
A principal finalidade destes detectores é sua utilização como dosímetros pessoais.
Os dosímetros TLD (do inglês thermoluminescent dosimeter) têm o formato de
pequenas pastilhas e, geralmente, são utilizados num suporte que acomoda várias
pastilhas. São utilizados para registrar as doses recebidas por profissionais expostos
à radiação ionizante.
Outras aplicações dos TLDs são como um meio de datação geológica e
arqueológica, no controle de doses derivadas de práticas médicas e na dosimetria
de doses altas derivadas de processos industriais.

35. 35
Figura 21: Detectores termoluminescentes de CaSO4:Dy
Figura 22: Dosímetro para Monitoração Individual

36. 36
5 – FORMAÇÃO DE IMAGENS
Em medicina nuclear utiliza-se radiação gama emitida por radiofármacos que são
injetados ou ingeridos para obter imagens fisiológicas de diversos sistemas do
organismo. Por ter energia muito mais elevada se comparada à luz visível, torna-se
difícil de detectar e mais difícil ainda localizar o ponto de origem da radiação
espacialmente.
Esta proeza é feita nos dispositivos chamados de câmaras cintilográficas, gama
câmaras ou câmaras de cintilação. Consistem de detectores constituídos por cristais
especiais que emitem luz visível ou ultravioleta ao serem expostos à radiação
ionizante, como os raios gama e raios X. Outros dispositivos como válvulas
fotomultiplicadoras ou fotodiodos devem ser acoplados aos cristais para capturar
esta luz e convertê-la em eletricidade que será utilizada por sistemas eletrônicos que
finalmente produzirão imagens em uma tela de computador.
No entanto, uma dificuldade adicional é conhecer a origem do raio gama que foi
emitido de uma fonte radioativa, um paciente, por exemplo. Nas gama câmaras, este
problema é resolvido utilizando colimadores para escolher a direção dos fótons que
poderão atingir o detector. Dessa forma esses equipamentos podem produzir
imagens que são projeções planas (bidimensionais) da fonte radioativa.
Por outro lado, as projeções planas não contêm todas as informações disponíveis na
fonte radioativa assim como um mapa geográfico traduz imperfeitamente a esfera
terrestre em um papel plano. Por isso foi inventada a tomografia, que é capaz de
descrever a fonte radioativa em três dimensões. Na cintilografia, o método de
obtenção da imagem tomográfica chama-se SPECT (do inglês single photon
emission computed tomography – tomografia computadorizada de emissão de fóton
único), assim como o equipamento capaz desse procedimento também pode ser
chamado de SPECT (single photon emission computed tomograph – tomógrafo
computadorizado de emissão de fóton único).
Diz-se fóton único em SPECT em contraste com tomografia de emissão de pósitrons
(PET – positron emission tomography) que utiliza dois fótons para posicionamento

37. 37
do evento radioativo. Esses dois fótons são resultados da aniquilação do pósitron
com o elétron nas proximidades da região onde ocorreu a emissão do pósitron.
Esses dois fótons são emitidos em direções opostas (aproximadamente 180 graus)
de modo que algum ponto de uma linha reta ligando esses fótons encontra-se, com
pequena margem de erro, o local de emissão do pósitron. Em PET não é possível a
realização de imagens planas devido a esse modo de construção das imagens
diretamente tomográfico.
CÂMARA DE CINTILAÇÃO
A câmara de cintilação, também chamada de gama câmara ou como preferem
alguns, câmara à cintilação, consiste principalmente de:
1. Colimador
2. Cristal cintilador
3. Válvulas fotomultiplicadoras
4. Sistema de integração ou soma
5. Analisador multicanal de altura de pulso
6. Sistema posicionamento
7. Computador de aquisição de imagem com monitor de vídeo.
Figura 23 - Esquema em corte de uma gama-câmara de campo de visão circular com colimador
paralelo.

38. 38
O colimador
É a estrutura mais simples da gama câmara e consiste de uma trama metálica,
geralmente chumbo ou tungstênio que tem a propriedade de absorver parte da
radiação incidente. É definido também por sua altura, tamanho ou abertura dos furos
ou septos, largura das paredes dos septos e forma de construção. Esses parâmetros
irão determinar a utilização dos colimadores para as várias energias, desde as
baixas como o Tc-99m ou o Tl-201, passando pelo Ga-67 e In-111 até o I-131, entre
outros. Também são construídos colimadores para baixa e alta resolução e
geometria complexa como os colimadores convergentes, divergentes,
monodivergentes, pinhole (orifício único), fanbeam (mono convergente), etc.
Figura 24 - Imagem da estrutura de colimadores. À esquerda, estrutura de septo quadrado de
paredes espessas (medidas típicas: 2 mm de espessura, 5 cm de profundidade e 3,4 mm de largura),
para alta energia. À direta, estrutura hexagonal de paredes muito finas (medidas típicas: 0,16 mm de
espessura, 24 mm de profundidade e 1 mm de largura), para energias baixas.
Os colimadores são responsáveis por definir o campo de visão da gama câmara e
também a sensibilidade à radiação da fonte em estudo.

39. 39
Figura 25 - Ilustração mostrando o campo de visão de alguns tipos de colimadores.
Figura 26 - A figura mostra o papel fundamental da colimação na visualização correta de 3 fontes
pontuais distintas. À esquerda, a imagem formada sem colimador. À direita, a imagem correta
formada após a instalação de um colimador de furos paralelos.

40. 40
Figura 27 - diagrama mostrando a perda de resolução espacial devido ao afastamento de fontes
pontuais idênticas em relação à gama-câmara com colimador paralelo. De cima para baixo são
mostrados as imagens da fonte, os perfis de contagem (point spread function ou função de dispersão
de ponto), corte transversal do cristal com colimador e as linhas de fluxo de radiação proveniente das
fontes pontuais.

41. 41
Cristal Cintilador
O cristal cintilador tem o papel de converter a energia da radiação gama proveniente
da fonte radioativa em luz capaz de ser detectada por um sistema fotossensível.
Esse cristal deve ser um bom absorvedor da radiação o que implica em ter alta
densidade e também alto número atômico. Essas propriedades garantem uma
melhor eficiência de absorção de energia da radiação gama, isto é, conversão
completa da energia na maioria dos eventos de interação da radiação com a matéria
do cristal.
O cristal mais utilizado em câmaras cintilográficas é o Iodeto de Sódio dopado com
tálio. Este cristal possui as características descritas acima e também pode ser
construído em grandes tamanhos e pequenas espessuras, o que incrementa a
capacidade da gama câmara de produzir imagens precisas.
Válvulas Fotomultiplicadoras
Os tubos ou válvulas fotomultiplicadoras (conhecidas como PMT do inglês
photomultiplier tubes) são os dispositivos que irão captar a luz das cintilações
provenientes da interação da radiação gama com o cristal cintilador. Esses tubos
são fotossensíveis, ou seja, são capazes de detectar luz. A luz penetra pela entrada
óptica das PMTs onde está o fotocatodo que é uma camada de material sensível à
luz. Esse fotocatodo emite os chamados fotoelétrons proporcionalmente à
quantidade de luz que recebe. Esses elétrons são então atraídos para o interior da
PMT por campos elétricos da ordem de várias centenas de volts e se chocam com
uma sequencia de vários dinodos, dispositivos que também emitem vários elétrons
quando são bombardeados por elétrons.
No final do percurso por dentro da PMT o resultado é uma pequena corrente elétrica
que é proporcional à quantidade de fótons de luz que penetraram a PMT. Essa
corrente chega a um circuito elétrico que amplifica a corrente elétrica que poderá
então ser utilizada nos circuitos eletrônicos que irão tratar a informação contida

42. 42
nesse processo, ou seja, a detecção da radiação gama cuja energia é proporcional a
corrente elétrica que sai da PMT.
Figura 28 - esquema de uma fotomultiplicadora absorvendo a luz do cristal, emitindo fotoelétron e
multiplicando esses elétrons nos dinodos criando um pulso elétrico na saída (anodo).
Figura 29 - imagem real de uma PMT de uma gama-câmara. (HCFMUSP)

43. 43
Circuito De Soma
Este circuito se encarrega de integrar todos os sinais provindos das PMTs para obter
o valor total Z da cintilação ocorrida. Este valor é proporcional à energia do fóton
gama que causou a cintilação. Este dado é utilizado para corrigir os valores de X e Y
do circuito de posicionamento de modo que estes dados sejam independentes da
energia. O Z é enviado também ao analisador de altura de pulso.
Analisador De Altura De Pulso
O analisador de altura de pulso é um sistema de circuitos elétricos que irão tratar os
pulsos Z provenientes do circuito soma e selecionar cada um de acordo com sua
intensidade, ou seja, sua voltagem que é proporcional à energia da radiação gama
que está sendo detectada. O resultado é o espectro da radiação que é constituído
por picos fotoelétricos (fotopicos), espalhamento Compton e outros efeitos.
Outra capacidade importante do analisador de altura de pulsos é discriminar as
diversas energias comparando-as com uma ou mais faixas de valores chamadas
janelas de energia que podem ser estabelecidas para se escolher quais serão
utilizados na formação da imagem final.

44. 44
Figura 30 – Gráfico de contagem por canal, com duas janelas de energia.
Circuito De Posicionamento
O circuito de posicionamento é um sistema que utiliza as informações de posição
das PMTs juntamente com os pulsos elétricos de cada uma para localizar
espacialmente quais PMTs foram “iluminadas” pelo evento de cintilação. Como cada
cintilação é capaz de iluminar várias ou até todas as PMTs, o circuito é capaz de
estimar com bastante precisão o local da cintilação baseando-se na intensidade que
cada PMT entrega ao circuito, ou seja, PMTs mais próximas do evento dão pulsos
maiores e PMTs mais distantes dão pulsos menores. Utilizando uma aritmética
relativamente simples o circuito é capaz de localizar a cintilação com um erro de
poucos milímetros. Essa técnica é devida ao cientista Hal Anger, que desenvolveu a
primeira câmara de cintilação e ainda é a base dos equipamentos que conhecemos
hoje.
Janelas
de
energia

45. 45
Figura 31 - Esquema do circuito elétrico de um sistema de formação de imagem e uma gama-câmara
convencional.
Sistema De Gravação De Imagens
Os sistemas atuais de aquisição de imagens são os computadores que utilizam
sinais digitais para processar as informações. No entanto, alguns sistemas mais

46. 46
antigos ainda trabalham com telas fluorescentes para visualizar ou gravar filmes da
distribuição da radiação fornecida pela câmara cintilográfica.
Os sinais enviados pela gama câmara podem ser analógicos ou digitais. Para que
um computador trabalhe com equipamentos analógicos é preciso acoplar um
dispositivo chamado de conversor analógico-digital. Como o próprio nome diz esse
dispositivo converte os sinais analógicos, como voltagens variadas provenientes dos
sinais X, Y e Z em sinais digitais, ou seja, sequencias de códigos binários, zeros e
uns, que representam os mesmos sinais X, Y e Z. Os equipamentos mais modernos
convertem o sinal analógico (corrente elétrica) em sinal digital já na saída das PMTs,
durante a fase de pré-amplificação e, portanto, daí para frente, todos dos circuitos
podem ser digitais. Isto significa miniaturização, menor gasto de energia além de
maior precisão e controle dos diversos sistemas que compõe a câmara de cintilação.
Imagens Planas
As câmaras de cintilação são dispositivos capazes de obter imagens planas de um
objeto ou paciente radioativo o que significa projetar uma imagem real tridimensional
(3D) em um plano (2D), algo como os mapas geográficos (2D) que representam o
globo (3D) terrestre.
Existem diversos tipos de estudos planos em medicina nuclear. Estes estudos
podem ser classificados em estáticos, dinâmicos, dinâmicos sincronizados com
ECG, varreduras de corpo inteiro.
Estáticos
São estudos realizados com aquisição de imagens de uma ou mais regiões durante
certo período de tempo ou quantidade de contagem até obter uma imagem com
informação suficiente para se analisada. Representam aqueles instantes da
distribuição do material radiativo naquelas regiões. Exemplos desta técnica:
cintilografia renal com DMSA, cintilografia da tireoide, cintilografia do fígado e baço,
cintilografia óssea, cintilografia testicular, cintilografia mamária.

47. 47
Figura 32 - Imagens de projeções planas de um estudo de cintilografia óssea.
Dinâmicos
São estudos da distribuição radioativa ao longo de certo tempo. Além da informação
espacial (posição) também é levado em conta o momento em que foram obtidas.
São basicamente filmes animados da região em estudo que avaliam a dinâmica da
distribuição do material radioativo. É basicamente uma sequência de imagens
estáticas, cada uma delas obtidas na sequencia da anterior e com um tempo
definido e por um intervalo de tempo. Exemplos desta técnica: cintilografia renal
dinâmica com DTPA, esvaziamento gástrico, fluxo ósseo, fluxo cerebral, cintilografia
hepática com DISIDA.
Dinâmicos sincronizados com ECG
São estudos do ciclo cardíaco cujos sinais eletrocardiográficos são sincronizados
com a gama-câmara de modo a obter uma certa quantidade definida de imagens do
ciclo, cada uma sempre na mesma fase. O resultado é um filme animado dos
batimentos cardíacos. Exemplo desta técnica é o exame de ventriculografia.

48. 48
Figura 33 - Esquema do pulso elétrico cardíaco, imagens de cintilografia do ventrículo com ECG na
diástole e na sístole e gráfico da variação de volume do ventrículo esquerdo.
Varreduras de corpo inteiro
Apesar dos campos de visão das gama-câmaras serem menores que o corpo
humano como um todo, é possível obter imagens do corpo inteiro através de
algumas técnicas. Uma delas é realizar imagens estáticas de cada parte do corpo
em sequencia e depois juntá-las em uma matriz maior formando uma imagem única
do corpo inteiro. Outra técnica consiste em movimentar o detector ou a mesa de
exame em velocidade constante de modo a obter a imagem do corpo inteiro ao final
do comprimento do paciente. Exemplos: cintilografia óssea, pesquisa de corpo
inteiro com Gálio-67, pesquisa de corpo inteiro com Iodo-131, Linfocintilografia de
membros inferiores.
Parâmetros De Aquisição De Imagem
Existem diversos parâmetros de controle da aquisição da imagem em cintilografia.
Os mais comuns são:
• Tempo de aquisição da projeção
• Quantidade de contagem

49. 49
• Ângulo de projeção
• Tamanho de matriz
• Profundidade de pixel (Byte VS Word)
• Campo de visão (magnificação da imagem ou zoom – tamanho do
pixel)
• Tipo de colimador (baixa, média ou alta energia; alta resolução, alta
sensibilidade, propósito geral, monodivergentes, monoconvergentes
(fanbeam) entre outros).
• Quantidade de imagens por ciclo cardíaco
• Quantidade de imagens (dinâmico)
• Velocidade de varredura
• Modo de gravação da imagem (Frame mode VS list mode)
A escolha dos parâmetros varia de acordo com o órgão ou sistema a ser estudado,
do radiofármaco e radioisótopo utilizado, da fisiopatologia estudada.
Imagem Tomográfica
Para obter-se uma representação mais verossímil da distribuição da radiação em um
corpo ou objeto, é possível, a partir das distribuições projetadas nos planos
cintilográficos em diversos ângulos, construir imagens 3D chamadas imagens
tomográficas. Em medicina nuclear chamamos esta técnica de SPECT do inglês
single photon emission computed tomography ou tomografia computadorizada por
emissão de fóton único. O termo “fóton único” é utilizado em oposição à técnica
tomográfica por emissão de pósitrons que veremos mais à frente, que utiliza dois
fótons para descrever o local da emissão. O termo “emissão” é usado em oposição à
técnica utilizada na tomografia por raios-x chamada de transmissão, pois os fótons
de raios-x são transmitidos - ou atravessam o objeto ou o corpo - provindos de uma
fonte externa, e atingem um detector, do outro lado do corpo, enquanto no SPECT a
fonte de emissão da radiação é o próprio objeto ou corpo em estudo.

50. 50
A imagem tomográfica é obtida por reconstrução das imagens planas utilizando
métodos como a retroprojeção filtrada (FBP) ou os métodos iterativos como o OSEM
ou MLEM. A FBP é um método muito utilizado pela facilidade e velocidade de
processamento, mas produz ruído na imagem. Os métodos iterativos são mais
lentos e de difícil processamento, mas produzem imagens melhores e podem conter
informações de correção baseados nas características físicas, por exemplo, do
colimador e do detector. Com o advento de computadores mais rápidos, os métodos
iterativos estão mais difundidos atualmente.
Os principais parâmetros para aquisição de SPECT são:
• Número de projeções ou ângulo entre projeções
• Tempo por projeção ou quantidade de contagem da primeira projeção
• Ângulo inicial
• Ângulo entre detectores (para equipamento multidetectores)
• Tamanho de matriz
• Profundidade de pixel (Byte VS Word)
• Campo de visão (magnificação da imagem ou zoom – tamanho do
pixel)
• Tipo de colimador (baixa, média ou alta energia; alta resolução, alta
sensibilidade, propósito geral, monodivergentes, monoconvergentes
(fanbeam) entre outros).
• Quantidade de imagens por ciclo cardíaco
• Modo de amostragem angular: contínuo ou por passo (step and shoot)
• Modo de gravação da imagem (frame mode VS list mode)
• Quantidade de passos da maca (para SPECT de corpo inteiro)

51. 51
Figura 34 - Imagens tomográficas nos três planos: transversal ou axial (duas linha de cima), sagital
(duas linhas no centro) e coronal (duas linhas de baixo).

52. 52
A TOMOGRAFIA POR EMISSÃO DE PÓSITRONS - PET
A tomografia por emissão de pósitrons é uma técnica de imagem que utiliza dois
fótons originários do fenômeno físico da aniquilação pósitron-elétron ocorrida nas
proximidades do radiofármaco marcado com um nuclídeo emissor de pósitrons,
como o Flúor-18, o Carbono-11 ou o Germânio-68. Esses dois fótons são emitidos
em direções opostas, praticamente a 180° entre eles. Portanto, é necessário um par
de detectores posicionados em oposição para que possam detectar esses dois
fótons e um sistema muito especial para avaliar se dois fótons detectados são
originários de um mesmo ponto. Esse sistema é chamado de detector de
coincidência, ou seja, registra um evento de aniquilação quando dois detectores são
atingidos pelos fótons de aniquilação ao mesmo tempo. Na prática, a coincidência
significa verificar que a diferença de tempo que os dois fótons chegam aos
detectores é de alguns nanosegundos.
Os princípios de funcionamento desses detectores são basicamente os mesmos da
câmara de cintilação. São usados cristais cintiladores e PMTs. No entanto, a energia
dos fótons de aniquilação é muito mais elevada do que a energia dos fótons emitidos
pelos isótopos utilizados na medicina convencional. Todas as aniquilações pósitron-
elétron emitem dois fótons com energias iguais a 511 keV. Para ser eficiente na
detecção dessa energia é preciso utilizar cristais mais densos e com maior número
atômico se comparado com o tradicional NaI(Tl). Os cristais mais utilizados
atualmente são o BGO, o LSO ou LYSO e outros.

53. 53
Figura 35 - Esquema que mostra e emissão de um pósitron (beta+) por um núcleo que encontra um
elétron (beta-) após alguns milímetros com energia suficiente para sofrerem aniquilação,
desaparecendo e formando dois fótons com energias 511 keV cada um emitidos em direções
opostas, cerca de 180°.
Parâmetro / cristal NaI(Tl) BGO LSO
Número atômico efetivo 51 74 66
Densidade (g/cm3
) 3,67 7,13 7,4
Tempo de decaimento (ns) 230 300 40
Eficiência luminosa relativa ao
NaI(Tl)
1 0,15 0,75
Figura 36 - Tabela com características físicas importantes para cristais cintiladores para PET
comparados com o NaI(Tl).

54. 54
Bloco Detector
Ao contrário da maioria da gama-câmaras, os cristais para PET são pixelados, isto
é, são pequenos cristais cortados em um cristal maior que formam blocos detectores
com 10x10, 9x16, 8x8, etc. cristais acoplados a 2 ou 4 PMTs. Cada bloco possui seu
próprio sistema eletrônico de posicionamento dos eventos de detecção.
Os equipamentos para imagem médica de PET consistem basicamente de vários
desses blocos detectores formando anéis cujo interior gera o campo de visão radial
do equipamento. Vários desses anéis acoplados formam um cilindro que então
geram o campo de visão axial.
Figura 37 - Esquema do bloco detector com o cristal cortado em pequenos pedaços e quatro PMTs
acopladas (à direita) e de quatro anéis de blocos detectores formando o conjunto detector de um
tomógrafo PET.
Circuito De Coincidência
O componente eletrônico mais importante do PET é o circuito de coincidência que
avalia se dois pósitrons detectados por dois detectores em oposição no anel de
detectores são originários do mesmo fenômeno de aniquilação. Isto é necessário
porque podem ocorrer coincidências devido a eventos ocorridos em outras regiões

55. 55
do objeto ou corpo emissor da radiação. O circuito dispõe de temporizadores que
criam uma janela temporal, de cerca de alguns nanosegundos entre dois fótons
subsequentes, na qual se admite que houve coincidência de eventos e então é
criada a chamada linha de resposta na qual está, em algum ponto não conhecido, o
local onde ocorreu o decaimento radioativo.
Podem ocorrer três tipos de coincidências nas duplas de detectores do PET:
• Verdadeiras, cujos fótons foram emitidos por um único evento de
aniquilação.
• Espalhadas, cujos fótons foram emitidos pelo mesmo evento, mas
chegaram aos detectores após ter sido espalhado e, portanto em uma
direção diferente, induzindo ao erro de localização.
• Aleatórias, cujos dois fótons em coincidência são provenientes de dois
locais diferentes de aniquilação.
Figura 38 - Formas de detecção em coincidência que ocorrem em um tomógrafo PET. Da esquerda
para a direita, a coincidência verdadeira, a espalhada e a aleatória. Nas duas últimas, a detecção em
coincidência é representada pela linha pontilhada.

56. 56
MODOS DE AQUISIÇÃO: 2D x 3D
Os primeiros equipamentos PET foram projetados para aquisição com certa
colimação axial para o fim de reduzir a radiação espalhada e eventos aleatórios
produzidos nas regiões do corpo que estavam fora do campo de visão. No entanto,
isso também reduz muito as possibilidades de coincidências verdadeiras que são
então barradas em parte pelos septos que são em geral feitos de tungstênio.
Figura 39 - esquema em corte dos modos de aquisição PET. À esquerda, com a presença de septos,
a aquisição em modo 2D reduz as possibilidades de coincidência fora de certo angulo restrito. À
direita, aquisição em modo 3D, sem septos, que então aumenta as chances de ocorrer coincidências
em outros ângulos, inclusive originárias de regiões fora do campo de visão, o que pode prejudicar a
imagem final.
Retirando-se esses septos o sistema pode aproveitar um maior número de
coincidências que ocorrem em toda a extensão campo de visão aumentando a
quantidade de informação útil disponível. No entanto, aumenta muito a ocorrência de
coincidências aleatórias e espalhadas, informação que prejudica a imagem final.
Torna-se então necessário realizar correções na imagem para retirar a contribuição
desses eventos espalhados e aleatórios para que o aumento de informação devido
ao modo 3D não seja anulado pelo ruído na imagem produzido por esses eventos.
CORREÇÃO NAS IMAGENS
Além das correções que foram mencionadas acima, de espalhamento e de
aleatórios, é preciso corrigir também a atenuação dos fótons no corpo, o decaimento
do isótopo utilizado, o tempo-morto e realizar a normalização dos detectores. Essas

57. 57
correções podem ser feitas automaticamente ou podem ser desligadas ou
selecionadas uma a uma, dependendo do fabricante.
A correção de atenuação é, em geral, feita utilizando-se um mapa de transmissão
que pode ser feito com uma fonte externa de radiação, como uma vareta de Ge-68
(emissor de pósitrons) que gira em torno do paciente ou por raios-x de um tomógrafo
acoplado se tratando de um sistema PET-CT.
A correção de decaimento é muito importante no caso do uso de radioisótopos de
meia-vida muito curta que é o caso do FDG F-18 e da maioria dos radiofármacos
utilizados para PET. É a correção mais fácil de ser implementada, pois a meia-vida é
bem conhecida e o tempo de aquisição também fica registrado no sistema.
A correção de tempo-morto é, também, muito importante, devido à alta taxa de
contagem a que ficam expostos os detectores de PET, principalmente em modo 3D.
Esse valor é proporcional à taxa de contagem e ao tipo de detector e geometria do
equipamento.
QUANTIFICAÇÃO
Com as correções descritas acima podemos calibrar o PET para nos dar uma boa
aproximação da quantidade de radiação, em MBq ou mCi por unidade de volume.
Essa calibração fornece um fator definido como
Contagens por pixel /Bq/cm3
Obtida em um cilindro de dimensões conhecidas e preenchido homogeneamente
com uma atividade conhecida de F-18 ou Ge-68.
Essa calibração funciona bem para estruturas maiores que 1 mm ou cerca de 2
vezes a resolução espacial do PET. Abaixo desses valores ocorre um efeito
chamado de volume parcial que produz uma diluição da atividade contida nas
pequenas regiões dando uma informação de contagens por pixel menores que o
real.

58. 58
Figura 40 - Quantificação de uma região de interesse (ROI, do inglês Region Of Interest) - círculo
vermelho – em um corte do plano tomográfico coronal, mostrando valores médios e máximos em
Bq/mL (mL=cm3) e número de pixels da ROI.
Outro valor atualmente muito utilizado é o Valor Padronizado de Captação ou SUV
(do inglês Standardized uptake value) que faz uma correlação dos valores vistos no
parágrafo anterior com a massa em quilogramas do paciente ou objeto em estudo.
Este valor ainda é objeto de muita discussão quanto à sua reprodutibilidade, mas é
amplamente utilizado para acompanhamento da captação do radiofármaco em
regiões bem definidas, como metástases, ao longo do tempo de acompanhamento
dos pacientes oncológicos.pacientes
oncológicos.
Figura 41 - Quantificação do SUV de uma lesão circular captante de FDG F-18 no mediastino de um
paciente medido com ROIs nos três planos tomográficos, mostrando valores de SUV médios,
mínimos e máximos, desvio padrão e área da ROI.

59. 59
O PET/CT
O PET/CT é um equipamento híbrido que é constituído de dois equipamentos
distintos e independentes, mas conectados entre si e com apenas uma maca de
exame capaz de ser posicionada nos dois pórticos. Um programa de computador
fornece a possibilidade de visualizar as duas imagens separadamente e também em
superposição chamada de fusão, utilizando escalas de cores diferentes e com algum
nível de transparência. Desse modo podem-se avaliar as imagens da distribuição
fisiológica do radiofármaco de PET nos órgãos visualizados nas imagens de CT.
Isso ajuda o médico a interpretar as imagens e permite que o tempo de exame de
PET seja diminuído, mesmo com alguma perda de qualidade da imagem.
Figura 42 - Imagens de PET (acima à esquerda), CT (acima à direita) e da fusão (abaixo, com escala
de cores modificada para a PET) mostrando a superposição da imagem de concentração de
radiofármaco na bexiga alinhando-se perfeitamente na imagem de bexiga da CT. (FMUSP HC
ICESP)

60. 60
Figura 43 - Gráficos mostrando tempos médios de aquisição para uma extensão de aproximadamente
70 cm do corpo para equipamentos PET com três cristais diferentes e também do PET/CT com cristal
LSO. As barras vermelhas representam a variação de mínimo e máximo. (SIEMENS HEALTH CARE)
6 – CONTROLE DE QUALIDADE
O programa de controle de qualidade dos equipamentos de medição e de formação
de imagens faz parte de um programa maior chamado de Programa de Garantia de
Qualidade. Este programa envolve todos os esforços possíveis para garantir os
melhores resultados para o processo de detecção da radiação que resultará na
melhor imagem possível.
Se pensarmos que a qualidade final também depende dos processos do
agendamento de exames, da marcação de radiofármacos, da proteção radiológica,
da manutenção dos equipamentos, etc. estamos falando de um Sistema de
Qualidade que deve ser estabelecido nos serviços de Medicina Nuclear. A
Organização Mundial da Saúde (OMS) definiu da seguinte forma os objetivos de um
programa de garantia da qualidade na Medicina Nuclear:
1. Melhorar a qualidade do diagnóstico.
2. Utilização da mínima quantidade de radiofármaco para produção do
diagnóstico desejado.

61. 61
3. Uso efetivo dos recursos disponíveis.
Nesta seção trataremos apenas dos procedimentos de controle de qualidade dos
instrumentos comumente encontrados nos serviços de Medicina Nuclear. O controle
de qualidade tem como objetivo manter uma vigilância sobre o comportamento
desses instrumentos para que forneçam dados e imagens sempre confiáveis. Esse
programa inclui diversos processos como:
• As especificações de compra e instalação do equipamento.
• Testes de aceitação e referência.
• Testes rotineiros.
• Verificações diárias ou operacionais.
• Ajustes e calibrações
• Manutenção preventiva.
• Registros.
Alguns desses procedimentos podem ser realizados pelos operadores desses
equipamentos que devem ser qualificados para manipulação de materiais
radioativos e procedimentos em medicina nuclear. Boa parte desses procedimentos,
aqueles de frequência diária, semanal ou até mensal, podem ou devem ser
realizados pelo técnico ou técnica em radiologia que opera o equipamento. Alguns
testes ou calibrações de menor frequência, mensais, trimestrais, semestrais ou
anuais devem ser realizados por pessoas qualificadas em física médica aplicada à
medicina nuclear e por pessoal técnico do fabricante.
Nos parágrafos que se seguem serão descritos alguns dos testes de rotina
recomendados para os principais equipamentos dos serviços de medicina nuclear e
aqueles obrigatórios por força da legislação federal (ANVISA – Agencia Nacional de
Vigilância Sanitária e CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear).
Em geral, alguns desses testes ou calibrações são recomendados pelo próprio
fabricante do equipamento e a realização de tais procedimentos pode ficar a cargo
do operador, que é orientado pelos manuais, por treinamento fornecido pelo
fabricante e pelos responsáveis pelo controle de qualidade. Os operadores devem

62. 62
ser habilitados a realizar os testes operacionais e procedimentos mais rotineiros e
avaliar o resultado para tomada de ações quanto à rotina subsequente.
No entanto, a responsabilidade pela adequação, organização, treinamento e análise
de resultados deve ficar a cargo do supervisor de radioproteção ou outro profissional
treinado em física médica que também poderá ser responsável pela realização dos
procedimentos de maior complexidade.
Manuais em língua portuguesa e procedimentos de trabalho devem estar disponíveis
em local de fácil acesso, próximo ao instrumento ou equipamento. Em algumas
organizações que dispõe de sistemas de gestão da qualidade, o gestor da qualidade
também deve ser envolvido na avaliação dos procedimentos e resultados do
programa de controle de qualidade.
Fluxogramas parecidos com o mostrado na figura seguinte devem ser criados para
cada procedimento de avaliação dos instrumentos e equipamentos de trabalho e as
ações em caso de não conformidade devem ser claras. Os operadores dos
equipamentos devem ser treinados para responder à questão “OK?” da caixa de
decisão (losango) do fluxograma assim como à questão “A CORREÇÃO PODE SER
FEITA LOCALMENTE?”, para corrigir o problema ou encaminhar para a pessoa ou
setor responsável.

63. 63
Figura 44 - Fluxograma de decisão para os resultados do controle de qualidade de um equipamento.
Critérios para avaliação dos resultados dos testes
Os valores obtidos nos testes devem ser melhores ou superiores ao valor definido
pelo fabricante ou pelos resultados dos testes de referência.
Os testes de referência são realizados no mesmo momento dos testes de aceitação
e visam - como o próprio termo indica - obter valores iniciais para comparação com
os testes periódicos de controle de qualidade.
Em geral, valores discrepantes até 5% podem ser tolerados, mas devem ser
confirmados, ou seja, repetidos. Cada teste pode ter sua tolerância própria ou

64. 64
podem-se aplicar fatores de correção baseados na discrepância encontrada e então
seguir com a rotina. Uma boa prática é disponibilizar os valores ou faixa de valores
aceitáveis na ficha de preenchimento dos procedimentos para que o executante
possa avaliar, no momento da realização dos testes, se os resultados são
aceitáveis.
A conduta a ser seguida em caso de não conformidades deve ser bem conhecida
pelos operadores dos equipamentos e disponibilizada em manual de procedimentos
localizado próximo ao equipamento em questão.
Registros
Todos os esforços feitos para garantir a qualidade do nosso sistema podem ser
perdidos se não houver um livro ou outro sistema de registro dos dados e
procedimentos para cada equipamento ou processo de controle de qualidade.
Nesses documentos devem constar tudo o que for relevante para que se possa
conhecer a história do equipamento deste sua instalação até sua eventual
desativação. Isto inclui os testes de aceitação, calibrações, testes de rotina, ajustes,
manutenção preventiva, defeitos, etc. Esses documentos precisam ser preenchidos,
datados e assinados por todos que utilizam o equipamento e, dentro de um período
determinado, seus dados e informações devem ser avaliados por um responsável.
CALIBRADORES DE DOSE OU MEDIDORES DE ATIVIDADE
TESTES DIÁRIOS (VERIFICAÇÕES DE ROTINA)
Resposta de radiação de fundo (background)
Conceito
Avaliar a contribuição da radiação de fundo ou eventual contaminação radioativa no
instrumento, na medida da atividade de uma fonte. Esse valor deve ser subtraído
das medidas de atividade das fontes utilizadas na sequencia. A radiação de fundo

65. 65
deve ser medida várias vezes por dia ou quando se observar uma variação da leitura
do instrumento.
Critérios de aceitação
Em geral, qualquer valor de radiação de fundo pode ser subtraído do valor da
atividade da fonte a ser medida desde que não seja maior que esta fonte. Isso
implica que o valor da radiação de fundo deve ser conhecido a todo o momento de
medição de uma fonte.
Ajuste de zero
Conceito
O ajuste de zero consiste em avaliar se o valor “zero” do instrumento significa um
valor de radiação realmente muito próximo ao zero. Em geral, quando o instrumento
dispõe dessa função, é possível ajustar o valor da voltagem do sinal de saída do
detector de radiação para que seja muito pequeno (próximo de zero) quando a
radiação no ambiente for muito baixa.
Critério de aceitação
Requisitos do fabricante, disponíveis no manual do usuário se for o caso ou obtido
no teste de referência.
Alta tensão
Conceito
Para os instrumentos que dispõe de função que permita visualizar ou medir a
voltagem da bateria ou circuito que gera a alta tensão aplicada na câmara de
ionização, este teste visa avaliar a constância desse parâmetro.

66. 66
Critério de aceitação
Os valores registrados da alta voltagem não devem variar entre medidas mais que
1%.
Constância – Repetitividade
Conceito
Avaliar a estabilidade do aparelho ao longo do tempo. A repetitividade dos
resultados de um conjunto de medições, encontrada na RDC nº 38 da ANVISA, é o
grau de concordância entre os resultados de medições sucessivas realizadas sob as
mesmas condições, tais como: mesma pessoa, mesmas condições ambientais,
mesmo procedimento, mesma fonte radioativa, etc. O procedimento consiste na
medição de uma fonte de meia vida longa, em geral uma das fontes usadas nos
testes de exatidão e precisão, utilizando os fatores de calibração do instrumento
para este radioisótopo, mas também os fatores de calibração dos radioisótopos mais
utilizados na rotina da radiofarmácia hospitalar (sala quente) como o Tc-99m, o I-
131, o Tl-201 e outros. Apesar desses últimos valores não representarem o valor da
atividade verdadeira da fonte utilizada, eles devem ser estáveis ao longo do tempo e
seguir o decaimento desta fonte.
Zero [mV] (99
Mo ) [µCi]
BG [µCi] ( 67
Ga ) [µCi]
HV [volts] ( 131
I ) [µCi]
( 99m
Tc ) [µCi]
Desvio % (133
Ba) ( 201
Tl ) [µCi]
[µCi]
Assinatura
Data
Horário
Figura 45 - Exemplo de formulário de testes diários de um calibrador de dose com dados para
avaliação da constância do equipamento e radiação de fundo.

67. 67
Figura 46 - Curva de tendência de um calibrador de dose ao longo de vários anos mostrando uma
primeira fase de flutuações seguida por estabilidade e finalmente um desajuste que culminou na
substituição do equipamento.
Critérios de aceitação
Baseado nos dados obtidos nos testes de referência e em dados do fabricante. Dia a
dia estes valores devem ser comparados com os obtidos no dia anterior para se
estabelecer o julgamento se o instrumento está dentro do limite de 20% de desvio.
Neste caso, algum procedimento de calibração deve ser solicitado ou executado se
for o caso. Desvios até 10% podem ser desconsiderados, pois estão dentro de
variabilidade admitida para uso clínico. Para desvios acima de 10% e até 20%, a
atividade dos isótopos deve ser corrigida pelo valor do desvio. Por exemplo, se a
razão entre a medida do dia e do dia anterior for de 1,15 (15) %, as leituras do dia
devem ser divididas por 1,15 para saber-se o valor real. Por exemplo, quando se
requer uma atividade de 185 MBq (5 mCi) de Tc-99m para uma determinada
aplicação, o valor que se deve obter no calibrador de dose é 185 x 1,15 ≈213 MBq
(~5,8 mCi).

68. 68
TESTES SEMESTRAIS
Precisão
Conceito
Avaliar se a incerteza na medida fornecida por um instrumento reflete a natureza
aleatória da radioatividade.
O procedimento consiste em medir uma fonte radioativa por várias vezes, anotando
os valores das medidas, obtendo a média e comparando esta com cada valor
medido que é multiplicado por 100 para obter o valor percentual. Em geral, são
usados isótopos de meia vida longa como o Ba-133, Co-57 ou Cs-137 para estes
procedimentos.
Critérios de aceitação
As razões entre cada medida e a média das medidas não devem ultrapassar 5%.
Exatidão
Conceito
Avaliar se o instrumento fornece uma medida correta de uma fonte conhecida
padronizada e rastreada. O procedimento de aquisição das medidas é o mesmo dos
testes de precisão e o conjunto de dados obtido pode ser utilizado para o teste de
exatidão. A diferença fica na maneira de tratar os valores: o valor médio das
medidas deve ser comparado ao valor nominal da fonte radioativa. Obtém-se a
diferença entre a média e o valor nominal da fonte e dividi-se esse resultado pelo
valor nominal multiplicando-se por 100 para obter o desvio relativo.
Critérios de aceitação
O valor obtido (desvio relativo) deve ser menor que 10%.

69. 69
Figura 47 – Ilustração dos conceitos de acurácia ou exatidão e precisão com relação a tentativas de
acertar o centro de um alvo.
Linearidade
Conceito
Avaliar se as medidas oferecidas pelo equipamento em várias faixas de leitura são
lineares entre si, ou seja, se as leituras são diretamente proporcionais ao valor real
da fonte radioativa com atividades bem diferentes, deste alguns megabequerels até
dezenas de gigabequerels. Há dois métodos principais utilizados para a realização
deste teste: o decaimento e o fracionamento do material radioativo utilizado. Este
material costuma ser o Tc-99m ou até mesmo o F-18 em algumas clínicas que
fazem uso deste radioisótopo. O método do decaimento consiste na leitura de uma
amostra por diversas vezes durante um período de algumas meias vidas do
radioisótopo. A atividade inicial utilizada deve abranger toda a faixa de uso comum
do equipamento, ou seja, desde uma atividade de eluição de gerador Mo-Tc no
primeiro dia de uso até alguns décimos de megabequerel eventualmente utilizados
para controle de qualidade de radiofármacos ou fontes para calibrações intrínsecas.

70. 70
Figura 48 – Gráficos de teste de linearidade de calibradores de dose utilizando o método do
decaimento (atividade x tempo). Nota-se uma não linearidade para atividades muito baixas, da ordem
de 15 microcuries para este instrumento.
Critérios de aceitação
Os desvios entre qualquer medida e seu valor esperado não deve ser maior que
10%.

71. 71
TESTE ANUAL
Geometria de Volume
Conceito
Avaliar a variação na leitura de uma fonte radioativa com atividade fixa, mas que
pode ter o volume alterado, como uma seringa, por exemplo.
Figura 49 - variação de volume de uma seringa com mesma atividade pode resultar em valor
diferente durante a medida.
Critérios de aceitação
A variação na leitura da atividade devido à variação de volume não deve ultrapassar
5%.
GAMA-CÂMARA
TESTES DIÁRIOS
5
ml
4
mL
3
mL
2
mL
1
mL

72. 72
Inspeção Física
Conceito
Avaliar as condições de uso do equipamento para iniciar as atividades de rotina.
Consiste em inspeção de várias partes de equipamento e seus acessórios e partes.
Em geral o fabricante recomenda uma série de procedimentos diários de avaliação
das condições do aparelho. Alguns de desses procedimentos são os seguintes:
• Avaliação do estado físico dos colimadores.
• Avaliação da carenagem, cabos, maca de exame.
• Temperatura e umidade da sala de exame.
• Presença de acessórios e eventuais consumíveis.
• Contaminação de superfícies com fluidos humanos, poeira e graxa.
• Presença de objetos obstruindo partes com movimento.
• Avaliação dos movimentos das partes móveis.
• Sequência de desligamento e/ou religamento do sistema, etc.
Critérios de aceitação
Manual do fabricante e instruções de trabalho.
Janelamento
Conceito
Avaliação da centralização da janela de energia para o tecnécio e/ou outros isótopos
de uso diário, de acordo com o fabricante.
Critérios de aceitação
Em geral, se houver uma variação maior que 3 % o sistema deve ser recalibrado,
mas esse valor depende de recomendação do fabricante.

73. 73
Figura 50 - Espectro de uma fonte de Tc-99m com janela centralizada (região laranja) de 15% (7,5 %
para cada lado) do centro de 140 keV do fotopico.
Radiação de fundo da sala de exame
Conceito
Avaliar a interferência da radiação de fundo nos exames de rotina por meio de
imagem, verificação do espectro ou da taxa de contagem. Pode ser realizada com
ou sem colimador dependendo da aquisição da imagem de uniformidade ser feita
com ou sem colimador.
Figura 51 - Imagem exótica (à esquerda) produzida durante os testes operacionais diários de uma
gama câmara mostrando a radiação de fundo, não homogênea. À direita, espectro obtido mostrando
que, além da fonte de teste (Tc-99m) também havia uma fonte de referência de I-131 nas
proximidades do detector.

74. 74
Critérios de aceitação
A imagem deve ser homogênea ou o espectro não deve conter fotopicos ou a taxa
de contagem deve estar abaixo de um nível pré-estabelecido.
Uniformidade Intrínseca
Conceito
Avaliar a resposta a uma fonte de radiação que irradie uniformemente o detector que
deve então produzir uma imagem também homogênea. Existe uma maneira
numérica de avaliar a uniformidade utilizando o cálculo de contraste:
Onde pmin é a menor contagem e pmáx é a maior contagem. Esta fórmula é usada
para o cálculo de dois valores importantes, a uniformidade integral e a diferencial. A
diferença entre ambas está na quantidade de pixels utilizada. Para o cálculo da
uniformidade integral, os valores de mínimo e máximo são obtidos da matriz inteira.
Para a uniformidade diferencial, grupos de cinco pixels, nas linhas ou nas colunas da
matriz, são utilizados para o cálculo de modo que o resultado final é a média de
todos os valores obtidos dessa forma. Desse modo, podem-se obter quatro valores
de uniformidade:
Para o campo útil (95% do campo de visão intrínseco – FOV – Field of view):
• Integral UFOV
• Diferencial UFOV
• Para o campo central (75% do UFOV):
• Integral CFOV
• Diferencial CFOV

75. 75
• Aquisição com baixa contagem (teste diário) corrig
• Aquisição com baixa contagem (teste diário) corrigida
Figura 52 - Resultado do teste de uniformidade de uma gama câmara mostrando um resultado
bastante aceitável.
Critérios de aceitação
A imagem deve ser homogênea em todo o campo de visão e os valores de
uniformidade de acordo com os resultados obtidos nos testes de referência ou das
recomendações do fabricante. No geral os valores integrais devem ficar abaixo de 4
% e os diferenciais abaixo de 3% e frequentemente são melhores no campo central.

76. 76
Figura 53 - Exemplo de registro de testes diários para câmaras cintilográficas.
TESTE SEMANAL
Resolução e Linearidade espacial (teste qualitativo)
Conceito
Avaliação visual da capacidade de discernimento de fontes radioativas lineares
muito finas e próximas entre si e também se essas fontes formas linhas paralelas
entre si em todo o campo de visão do equipamento. É usado um simulador chamado

77. 77
de quadrante de barras que consiste em quatro quadrantes distintos cada um várias
com conjunto de barras de espessuras e distâncias diferentes, por exemplo, o mais
fino com 2,0 mm, o próximo com 2,5 mm, outro com 3,0 mm e finalmente o último
com 3,5 mm. Em cada quadrante, as barras possuem orientação diferente de seu
vizinho com relação aos eixos X e Y do campo de visão do equipamento.
Figura 54 - imagens produzidas respectivamente por um simulador quadrante de barras em uma
gama câmara de campo retangular e por um simulador ortogonal em uma gama câmara de campo
circular.
De acordo com a norma CNEN NE 3.05 de 1996, a frequência deste teste deve ser
semanal. Já a RDC nº 38 de 2008 da ANVISA indica como mensal. Como essas
normas tem abrangência nacional, vale a interpretação mais rígida, ou seja,
frequência semanal.
Critérios de aceitação
As barras ou os pontos devem formar linhas retas em todo o campo de visão.
Quanto à resolução espacial, os pontos do simulador ortogonal devem ser bem
definidos e no caso do simulador quadrante de barras, o quadrante mais fino
(distancia L entre barras de largura L) que tiver as barras observáveis e distintas
entre si indica a resolução do equipamento e pode ser comparado à FWHM por um
fator de 1,75:
FWHM = L x 1,75

78. 78
TESTES MENSAIS
Centro de Rotação e alinhamento de eixos
Conceito
Avaliar o posicionamento dos detectores com relação às imagens produzidas ao
girar em torno da fonte para produção de imagens tomográficas (SPECT). No caso
de camaras com dois ou mais detectores, outros parâmetros interdetectores devem
ser avaliados, e também variam de acordo com o fabricante.
Critérios de aceitação
A variação do centro de rotação não deve ultrapassar ± 1 pixel.
• Coincidência
entre os
sistemas:
• Elétrico
• Digital
• Mecânico
127 065
0 12765
127 065
0 12765
Desalinhamento mecânico ou offset eletrônico
Figura 55 - Esquema mostrando o desalinhamento (direita) dos detectores (azul) e, portanto, com
erro no centro de rotação (ponto amarelo) e as respectivas imagens de uma fonte pontual criando um
artefato em forma de anel.

79. 79
Uniformidade de alta densidade de contagem
Conceito
Obtenção da matriz de correção da uniformidade para equipamentos que dispõe
desta função. A quantidade ideal de contagens para obtenção da matriz de correção
é tal que o desvio padrão relativo por pixel seja da ordem de 1 %, ou seja, para
matriz 128, cerca de 120 milhões de contagens são necessárias. Pode ser obtida de
modo intrínseco ou extrínseco, de acordo com recomendação do fabricante ou do
supervisor responsável.
Correção da uniformidade de campo
• Matriz de correção: 120 Mcts para matriz 128x128
• Aquisição com baixa contagem (teste diário) corrigida
Figura 56 – Aquisição de imagem com 120 milhões de contagens (em cima – note algumas
imperfeições) para obtenção da matriz de correção de uniformidade e imagem de uma aquisição
diária com 10 Mcts (embaixo - corrigida pela matriz de correção de uniformidade) para operação
rotineira com dados numéricos de uniformidade integral e diferencial dos campos de visão útil (do
inglês useful Field of view - UFOV – 95% do campo total) e central (do inglês central Field of view -
CFOV – 75% do campo útil).

80. 80
TESTES SEMESTRAIS
Sensibilidade Plana do Sistema
Conceito
Avaliação da relação entre as contagens obtidas de uma fonte radioativa, por
unidade de tempo e a atividade radioativa desta fonte, medida em contagens por
segundo por megabequerel – cts/s/MBq - (ou contagens por minuto por milicurie –
cts/min/mCi -, nos padrões antigos, mas ainda usados).
Figura 57 - Imagem de uma fonte plana (disco com um isótopo diluído em água com 10 cm de raio e
0,5 cm de altura) utilizada para realização do teste de sensibilidade plana do sistema- (para cada
colimador - e para isótopos específicos - como o Tc-99m para colimadores de baixas energias; I-131
para colimadores de energias altas e In-111 para colimadores de energia média).
Critérios de aceitação
Dados fornecidos pelo fabricante ou por teste de referência realizado durante os
testes de aceitação do equipamento.
Resolução de energia
Conceito
Avaliar a capacidade do equipamento em diferencia energias muito próximas. Na
prática é mensurada pela largura do fotopico na metade da altura (FWHM-full width

81. 81
at half maximum) com relação à energia emitida pelo isótopo de referência, em geral
o Tc-99m, ou seja, 140,5 keV e relatada em um percentual deste valor.
Critérios de aceitação
De acordo com os dados informados pelo fabricante ou pelos resultados dos testes
de referência.
Figura 58 - Espectro de energia do isótopo Tc-99m indicando a largura do fotopico de 140 keV
medido na metade da altura máxima. Essa largura em relação ao valor 140,5 keV é menor que 10%
nas câmaras cintilográficas modernas.
Uniformidade do sistema ou extrínseca
Conceito
Avaliar a resposta a uma fonte de radiação extensa e homogênea que irradie o
detector com colimador. Para fins de avaliação para uso diário, apenas 2 a 10
milhões de contagens são necessários, de acordo com o tamanho do detector ou
recomendação do fabricante. Para fins de teste de desempenho ou calibração, uma
alta densidade de contagem é necessária, algo como 30 milhões até 200 milhões de
contagens são necessárias para obter um desvio estatístico relativo da ordem de 1

82. 82
%. Essas densidades de contagem dependem do tamanho do colimador e
metodologia de aquisição utilizada ou recomendada pelo fabricante.
Critérios de aceitação
A imagem deve ser homogênea em todo o campo de visão e valores de
uniformidade de acordo com os resultados obtidos nos testes de referência ou das
recomendações do fabricante.
Resolução Espacial intrínseca
Conceito
Consiste na mensuração da capacidade do equipamento de definir duas estruturas
pequenas muito próximas entre si. Na prática pode ser realizada qualitativamente
utilizando-se um simulador quadrante de barras, com quadrante mais fino com
separação entre as barras da ordem de dois mm ou 2,5 mm. Também pode ser
usado o simulador ortogonal que consiste em uma matriz de pontos com distancias
entre si da ordem de 2,5 mm ou mais. Quantitativamente, consiste na medida do
perfil de contagem (contagem versus largura em pixels ou milímetros) de uma fonte
pontual ou linear, com tamanho ou espessura menor que 1 mm e cuja largura na
meia altura (chamada de FWHM em inglês, full width at half maximum).
Figura 59 - A figura acima mostra imagens cintilográficas de diversas fontes radioativas pontuais de
tamanhos e atividades diferentes e seus perfis de contagem (larguras medidas em pixels). As setas
indicam a largura das curvas na metade da altura (FWHM). Quanto menor a largura, melhor a
resolução do equipamento. As fontes pontuais ideais para essa medida devem ter menos de 1 mm de
diâmetro ou espessura real.

83. 83
Critérios de aceitação
Os valores obtidos devem ser iguais ou melhores que os dados fornecidos pelo
fabricante ou obtidos no teste de referencia.
Máxima Taxa de Contagem
Conceito
Determinação da maior taxa de contagem de uma fonte radioativa que uma gama
câmara é capaz de detectar sem saturar, ou seja, sem parar de contar os fótons que
chegam ao detector à medida que estes vão aumentando a quantidade por unidade
de tempo.
Frequência: semestral
Critérios de aceitação
Valor indicado pelo fabricante ou por teste de referência obtido durante os testes de
aceitação do equipamento.
Corregistro e resolução espacial com Múltiplas Janelas de energia
Conceito
Avaliar a capacidade do equipamento de produzir imagens de uma mesma fonte
emissora de várias energias (como Ga-67, In-111 e outros) de forma coerente, ou
seja, as diversas energias captadas pelo detector devem formar imagens que são
superpostas na mesma posição já que se trata de uma única fonte e também a
resolução espacial do equipamento utilizando este tipo de radioisótopo. Pode ser
realizado de maneira qualitativa utilizando o simulador quadrante de barras ou
ortogonal ou quantitativamente com fontes pontuais colimadas. Esses parâmetros
em geral são intrínsecos (detector sem colimador), mas podem ser obtidos com
colimador apropriado, desde que sejam reprodutíveis ao longo do tempo. As
imagens são obtidas separadamente para cada energia do isótopo utilizado, por
exemplo, no caso do Ga-67, são realizadas três imagens distintas, nas energias 93
keV, 184 keV e 296 keV.

84. 84
Critérios de aceitação
No método qualitativo, a superposição das imagens deve ser avaliada com cuidado
e no método qualitativo, o valor das eventuais discrepâncias deve ser comparado
aos dados fornecidos pelo fabricante ou pelos resultados do teste de referencia
realizado durante os testes de aceitação do equipamento.
Angulação dos furos ou septos dos colimadores
Conceito
Avaliação da integridade física dos colimadores de maneira qualitativa, observando
as imagens produzidas por uma fonte pontual posicionada à distancia do detector
com o colimador a ser testado. As imagens produzidas devem formar círculos
aproximadamente concêntricos quando avaliadas utilizando escalas de cor com
cores diversas e distintas.
Critérios de aceitação
Uma análise visual criteriosa deve ser realizada para avaliar a simetria e pequenas
variações ao longo do tempo comparando com as imagens dos testes de referencia
do equipamento.

85. 85
Figura 60 – Imagens de colimadores produzidas por fonte pontual de Tc-99m posicionada
ortogonalmente a 2 metros do centro de cada colimador e analisada com escala de cores apropriada.
À esquerda colimador de alta energia aprovado no teste; à direita, colimadores para baixa energia e
ultra-alta resolução que apresentou graves defeitos de angulação de septos.
Desempenho total tomográfico
Conceito
Avaliar as imagens tomográficas produzidas pelo equipamento utilizando um
simulador específico. Geralmente é utilizado o simulador de Jaszczak (Jaszczak´s
Phantom). Este simulador dispõe de três setores principais que auxiliam na
avaliação de parâmetros tomográficos como a resolução espacial, a uniformidade e
o contraste. Os dois primeiros podem ser qualitativos, ou seja, uma avaliação visual
pode ser suficiente desde que bem descrita.
Figura 61 - Simulador de Jaszczak. A primeira imagem é a aparência real do simulador (website da
DATA SPECTRUM CORPORATION); na sequência um corte tomográfico do setor de avaliação da
resolução tomográfica, setor com esferas maciças para avaliação do contraste tomográfico e por
último a uniformidade tomográfica.

86. 86
Critérios de aceitação
Os resultados de uniformidade, resolução e contraste são obtidos nos testes de
referencia e devem ser comparados a estes.
Velocidade da varredura
Conceito
Avaliar se a velocidade de varredura de um equipamento que disponha do recurso
de imagem de corpo inteiro seja constante ao longo do espaço de varredura e que
as diversas velocidades disponíveis sejam proporcionais entre si. Consiste na
aquisição de imagens de fontes radiativas que podem ser pontuais ou extensa,
adquiridas em duas ou mais velocidades distintas e de uso comum no equipamento.
Critérios de aceitação
Avaliação da uniformidade da imagem ou das contagens obtidas em cada imagem e
da correlação entre as várias velocidades de varredura ou com uma imagem estática
das mesmas fontes.
Figura 62 - análise do perfil de contagem longitudinal da varredura de uma fonte de preenchimento
uniforme de campo (Flood) indicando uma boa resposta nessa velocidade.

87. 87
PET e PET/CT
TESTES DIÁRIOS
Os testes diários ou de rotina são definidos para que se possa ter uma ideia clara da
disponibilidade do equipamento para a rotina clínica. O manual do fabricante ou
manual de procedimentos de trabalho deve ser seguido com precisão para que não
haja falhas que prejudiquem a análise dos resultados e ou erros de interpretação
dos dados. Na ficha de resultados devem constar os valores aceitáveis e em caso
de discrepância, procedimentos de contingência devem ser seguidos para se decidir
se o equipamento pode ser usado integralmente, parcialmente ou deve ser
paralisado para intervenção de pessoal qualificado para intervenções no
equipamento, como consta no fluxograma mostrado na figura 1 no início do capítulo.
Inspeção física
Avaliação das condições de uso do equipamento para iniciar as atividades de rotina.
Consiste em inspeção de várias partes de equipamento e seus acessórios e partes.
Em geral o fabricante recomenda uma série de procedimentos diários de avaliação
das condições do aparelho. Alguns de desses procedimentos são as seguintes
avaliações:
• Estado físico dos colimadores e da carenagem dos detectores, cabos e
maca de exame;
• Temperatura e umidade da sala de exame;
• Presença de acessórios e eventuais consumíveis;
• Contaminação de superfícies com fluidos humanos, poeira e graxa;
• Dispositivos de comunicação com o paciente;
• Presença de objetos obstruindo partes com movimento;
• Movimentos das partes móveis;
• Sequência de desligamento e/ou religamento do sistema etc.

88. 88
Blanc scan
Testes e calibrações necessárias para garantir a uniformidade de resposta dos
detectores do PET e também para obter o padrão para as imagens de correção de
atenuação pela fonte padrão de Ge-68. Aplica-se somente a equipamentos PET não
providos de CT.
Figura 63 - Exemplo de sinogramas de blanc scan normal e com falha em detector.
Figura 64 - Exemplo de relatório de testes de rotina para o PET (GE HEALTH CARE)

89. 89
Figura 65 - Posicionamento de simulador cilindro homogêneo de Ge-68 para os testes diários.

90. 90
Figura 66 - Exemplo de planilha de verificações diárias para o PET ou PET/CT
TESTES TRIMESTRAIS
Sensibilidade
Avaliação da capacidade do equipamento em detectar o máximo de coincidências
verdadeiras em relação ao número de eventos reais de aniquilação, isto é, em
relação à atividade da fonte compreendida no campo de visão do equipamento. O

91. 91
teste é realizado em duas posições: no centro do FOV e a 10 cm desse centro. Os
resultados são dados em contagens/s/Bq ou valores proporcionais.
Figura 67 - Simulador utilizado para realização do teste de sensibilidade do PET. À esquerda, os
cinco tubos cilíndricos encaixados entre si e à direita os tubos separados (NEMA 2001/2007
Sensitivity Phantom).
Figura 68 - Gráficos com resultados do teste de sensibilidade para PET em modo 2D e 3D (embaixo)
cujo aumento de sensibilidade é maior que 5 vezes.

92. 92
TESTES SEMESTRAIS
Resolução energética
Avaliação da capacidade do tomógrafo PET de separar energias muito próximas. Na
prática significa medir a largura do fotopico de 511 keV na metade da altura
(FWHM). A resolução de energia depende fundamentalmente do tipo de cristal
usado para detecção do equipamento PET, melhor com cristais LSO e derivados e
menor nos cristais BGO. Todavia, poucos fabricantes disponibilizam dados para que
se possam efetuar essas medidas.
Resolução espacial nas direções transversal e axial
Avaliação da capacidade do equipamento em discriminar fontes muito pequenas de
radiação. Neste caso, são utilizadas três fontes menores que 1 mm e avaliadas a
FWHM de cada uma. Os resultados são dados em mm, nas direções: axial,
transaxial e tangencial.

93. 93
Figura 69 – Suporte com 3 fontes pontuais de 1 mm de comprimento e menos de 0,6 mm de diâmetro
e gráficos com resultados do teste de resolução espacial em modo 3D.

94. 94
Variação da sensibilidade de detecção com o volume
Avaliação da relação entre contagem por unidade de atividade e unidade de volume
(cts/MBq/mL). Normalmente utiliza-se um simulador cilíndrico preenchido com F-18
ou Ge-68. Se o volume e massa forem conhecidos, o número torna-se o SUV
(standardized uptake value).
Figura 70 - Imagem de cortes tomográficos de um simulador cilíndrico homogêneo de Ge-68 e
valores obtidos de SUV num corte transversal.
Qualidade da imagem
Simulação de uma imagem clínica de corpo inteiro. Dois simuladores são utilizados
para realizar o teste sendo que um deles é utilizado fora do campo de visão para
simular o espalhamento do restante do corpo. As imagens são realizadas no
simulador NEMA-IEC Body Phantom. Neste simulador obtém-se a acurácia das
correções de atenuação e espalhamento.

95. 95
Figura 71 - Simulador de qualidade de imagem para PET, conhecido como NEMA 2001/2007 IEC
Body phantom (Image quality phantom) e o posicionamento no tomógrafo em conjunto com o
simulador de espalhamento (NEMA 2001 Scatter Phantom) (MANUAL GE HEALTH CARE)
Figura 72 - Resultado de teste de qualidade de imagem.
TESTES ANUAIS
Uniformidade
Avaliação da uniformidade de uma fonte cilíndrica homogênea. Obtêm-se várias
medidas utilizando regiões de interesse nos diversos cortes tomográficos obtidos

96. 96
dessa fonte e comparam-se os valores de contagem em cada uma delas. O cálculo
da uniformidade é semelhante ao utilizado para avaliação nas gama-câmaras.
Figura 73 - Regiões de interesse desenhadas em um corte tomográfico de um cilindro homogêneo
preenchido com F-18 ou Ge-68 para avaliação da uniformidade da imagem reconstruída. (IAEA
HUMAN HEALTH SERIES 6)
Largura da janela de coincidência temporal
Avaliação do valor da resolução temporal e da janela de tempo de coincidência para
o aparelho e comparar com as especificações técnicas do equipamento. Depende
da disponibilização de dados no software do equipamento.
Espessura de corte
Avaliação da espessura dos cortes tomográficos e sua correspondência com valor
informado pelo fabricante. Consiste na medida da FWHM de um perfil de contagem
de uma fonte pontual no eixo axial (z). O resultado dessa medida deve ser muito
parecido com o valor de resolução transversal alcançado no teste de Resolução
espacial.
Tempo-morto, espalhamento e aleatórios: comportamento das taxas de
contagem e acurácia das correções.

97. 97
O objetivo é avaliar o comportamento do equipamento quanto à aquisição de dados
e sua capacidade de lidar com os dados adquiridos em relação à taxa de contagem
da radiação do objeto em estudo. Estes dados são a taxa de coincidências
verdadeiras (trues), a taxa de coincidências aleatórias (randoms), a taxa de
detecção de fótons simples (singles) e a taxa de eventos devido ao espalhamento da
radiação no corpo ou objeto. A curva NEC obtida (noise equivalent count rate) ajuda
a avaliar a capacidade do equipamento em tratar os dados obtidos em diferentes
taxas de contagem mostrando o valor ideal de taxa de contagem para obter a melhor
imagem possível.
Figura 74 - Simulador para o teste NEC (NEMA 2001 Scatter fraction phantom)

98. 98
Figura 75 - Gráficos e tabelas com resultados para PET 3D.
Corregistro CT-PET
Para equipamentos PET/CT existe a possibilidade de que as imagens formadas nos
dois equipamentos independentes que são acoplados entre si, estejam mal
registradas, ou seja, apesar das imagens terem sido feitas do mesmo paciente ou
simulador, ao se fazer a fusão das duas pode ocorrer uma falha que provoca um
desalinhamento entre regiões que deveriam ser coincidentes.
Para se avaliar esta possibilidade, obtêm-se imagens de PET e CT de algumas
fontes pontuais ou lineares de Ge-68 ou F-18 diluído em contraste tomográfico e
analisa-se o resultado da fusão entre as duas modalidades, cujas imagens devem
coincidir nos três eixos axial, sagital e coronal.

99. 99
Figura 76 - Imagem de uma fonte esférica Ge-68 com 1 cm de diâmetro, obtida em um equipamento
PET/CT cujo desalinhamento entre as duas modalidades foi medido como sendo de 2,7 mm, dentro
da tolerância de 5 mm sugerida pelo próprio fabricante. O disco branco é a imagem gerada pelo CT e
o disco colorido é a imagem do PET.
7 – RADIOFARMÁCIA
7.1 – RADIOFÁRMACOS
Os radiofármacos constituem a ferramenta básica de investigação em Medicina
Nuclear. São constituídos da associação de um composto químico específico,
denominado fármaco, com um isótopo radioativo.
Os fármacos sofrem processos metabólicos específicos e previamente conhecidos.
A detecção de anormalidades nestes processos metabólicos permite subsidiar o
diagnóstico médico. Sendo assim, pode-se dizer que os fármacos têm a finalidade
de “investigador” metabólico.

100. 100
Os isótopos radioativos têm a finalidade de tornar detectável a presença do fármaco
no interior do organismo, visto que a radiação que emitem atravessa o corpo do
paciente, podendo ser detectada, e revelando assim a distribuição interna do
fármaco ao qual estão associados.
Os radioisótopos podem ser produzidos pelo bombardeamento com nêutrons em um
reator nuclear ou pelo bombardeamento com partículas carregadas, tais como
prótons, dêuterons ou partículas alfa, em um acelerador de partículas ou cíclotron.
Os radiofármacos são produzidos conforme o interesse específico e possuem uma
grande variedade de características, tais como:
• Aplicação geral: diagnóstico ou terapia;
• Aplicação específica: estudos específicos a que se destinam;
• Estrutura química;
• Nome químico;
• Características organolépticas;
• Concentração radioativa;
• Pureza radioquímica;
• Pureza radionuclídica;
• Características de armazenamento;
• Estabilidade/validade;
Informações mais detalhadas sobre as características específicas de radiofármacos
podem ser obtidas No “Manual de Especificações Técnicas dos Radiofármacos”
produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), no endereço
abaixo:
https://www.ipen.br/conteudo/upload/201109271016280.MANUAL%20ESPEC
IFICACOES%20TECNICAS.pdf

101. 101
8 – PROTEÇÃO RADIOLÓGICA
8.1. – FILOSOFIA
O uso de técnicas que empregam fontes emissoras de radiação ionizante visa
benefícios específicos. Entretanto, ao uso de qualquer fonte emissora de radiação
ionizante há malefícios associados, que se traduzem principalmente na forma de
riscos de incidência de efeitos biológicos. É razoável supor que quando os
malefícios associados superam os benefícios, o uso se torna injustificável.
A Proteção Radiológica pode ser entendida basicamente como o conjunto de ações
que visa viabilizar o uso das técnicas que empregam fontes emissoras de radiação
ionizante. Neste sentido, esforços são direcionados em maximizar positivamente a
relação benefício versus malefício.
A Medicina Nuclear faz uso de compostos químicos radioativos como ferramenta
para os procedimentos diagnósticos e terapêuticos. Estes compostos são
administrados aos pacientes por injeção, ingestão ou inalação e permitem, portanto,
o contato direto do material radioativo com quem os manipula, o que implica na
possibilidade concreta e direta de ocorrência de contaminação. Fontes de radiação
deste tipo são classificadas como fontes não seladas ou abertas.
8.2. – Irradiação e Contaminação
Um dos aspectos mais importantes de Proteção Radiológica, relacionado ao uso de
fontes emissoras de radiação ionizante, é a diferenciação dos conceitos de
irradiação e de contaminação. Esta diferenciação determina condutas de proteção
radiológica, distintas e determina, consequentemente, as diferenças de
planejamento.
As fontes não seladas tipicamente utilizadas em Medicina Nuclear levam tanto à
irradiação, como à contaminação e, portanto, o entendimento das diferenças é
essencial no planejamento em um serviço de Medicina Nuclear.

102. 102
Inicialmente é importante entender claramente a diferença que existe entre um
material radioativo e a radiação que ele emite. O Césio-137, por exemplo, é um
isótopo ou material radioativo. Este isótopo radioativo tem a propriedade física de
emitir radiação ionizante na forma de radiação beta e de radiação gama.
Analogamente o Tecnécio-99m é um isótopo radioativo que emite radiação gama.
Quando a radiação emitida por um isótopo radioativo atinge um indivíduo ou um
objeto, dizemos que este indivíduo ou objeto está sendo irradiado. Repare que neste
processo não há necessidade de que haja contato físico com o isótopo radioativo.
Isso implica que basta retirar o indivíduo ou objeto do raio de ação da radiação, para
que cesse sua irradiação.
Quando há contato direto do isótopo radioativo com um indivíduo ou objeto, dizemos
que este está contaminado. Nesta situação não há como afastar o indivíduo ou
objeto da fonte emissora e consequentemente não há interrupção da irradiação.
Nestes casos, para que seja possível interromper a irradiação é necessário remover
o isótopo radioativo da região contaminada, removendo a contaminação. Estes
processos são conhecidos como descontaminação radioativa.
A figura abaixo ilustra a diferença dos conceitos.
Figura 77 – Diferença entre contaminação e irradiação.

103. 103
8.3. – Procedimentos Gerais de Proteção Radiológica
A Medicina Nuclear abrange procedimentos diagnósticos e terapêuticos e os
primeiros representam a grande maioria. O planejamento adequado para a
realização destes procedimentos envolve aspectos de proteção radiológica que
visam principalmente a minimização da magnitude das irradiações e a minimização
das probabilidades de ocorrência de contaminações. Apresentamos a seguir alguns
dos principais procedimentos de proteção radiológica adotados em serviços de
Medicina Nuclear e sua relação com os conceitos de irradiação e contaminação.
• Utilização de blindagens estruturais – As dependências de um serviço de
Medicina Nuclear requerem um estudo denominado cálculo de blindagens
estruturais, que visa determinar quais ambientes necessitam de blindagens
adicionais em paredes, portas, visores e lajes. O objetivo da utilização de
blindagens adicionais é reduzir a magnitude das irradiações nas vizinhanças.
Os materiais mais comumente utilizados como blindagens adicionais são o
chumbo e o concreto para paredes e lajes, o chumbo para portas, e vidros
plumbíferos para visores;
Figura 78: Porta blindada em serviço de Medicina Nuclear.

104. 104
Figura 79: Biombo de chumbo.
Figura 80: Visor de vidro plumbífero.
• Utilização de luvas descartáveis, sapatos fechados e jalecos de algodão – O
uso destes acessórios tem por objetivo evitar que mãos, pés e roupas sejam
diretamente contaminados por materiais radioativos;

105. 105
• Utilização de aventais de chumbo e protetores de tireoide – O uso destes
acessórios plumbíferos tem por objetivo minimizar a magnitude das
irradiações em situações como o posicionamento e acompanhamento de
pacientes na sala de exames, a preparação e a administração de
radiofármacos, e a assistência a pacientes internados submetidos a
procedimentos terapêuticos;
Figura 81: Aventais de chumbo.
Figura 82: Protetor de tiróide.

106. 106
Figura 83: Óculos plumbífero.
• Utilização de superfícies impermeáveis – Superfícies das bancadas de
manipulação de radioisótopos, pisos e paredes são confeccionadas ou
revestidas com materiais impermeáveis, visando facilitar processos de
descontaminação radioativa;
Figura 84: Detalhe de piso liso e impermeável com canto arredondado.
• Utilização de forrações impermeáveis em procedimentos terapêuticos – Nos
procedimentos terapêuticos os pacientes ingerem quantidades
significativamente maiores de materiais radioativos, comparadas aos
procedimentos diagnósticos. Isso significa que estes pacientes se tornam
“mais radioativos” e que suas secreções (fezes, urina, saliva e suor) podem
gerar contaminações significativas. Para evitar que as superfícies do quarto
de internação sejam contaminadas, além das impermeabilizações de pisos e

107. 107
paredes, utiliza-se forrações impermeáveis, tais como plásticos sobre
interruptores, maçanetas, telefones, colchões, travesseiros, vasos sanitários,
torneiras, etc.;
• Utilização de acessórios de chumbo – Há inúmeros acessórios de chumbo
utilizados em Medicina Nuclear, cuja finalidade é diminuir a magnitude das
irradiações. Alguns exemplos: cofres de chumbo para armazenamento de
rejeitos radioativos, blocos de chumbo e visores de chumbo para áreas de
manipulação, carrinhos de transporte de fontes, porta seringas, etc.;
Figura 85: Protetor de seringa.
Figura 86: Armário blindado.

108. 108
Figura 87: Blindagens para fontes de calibração.
Figura 88: Tijolos de chumbo de encaixe.
8.4. – Monitoração
Qualquer uso que se faça de fontes emissoras de radiação ionizante requer um
sistema de detecção. A proteção radiológica, para atingir seus objetivos, não é
exceção. Seja como ferramenta para avaliar a intensidade das irradiações, seja
como ferramenta para investigar a ocorrência de contaminações, os sistemas de
detecção são essenciais em proteção radiológica.

109. 109
8.4.1 – Avaliação da Intensidade de Irradiações
Há diversas situações em que a avaliação das intensidades de irradiação é
fundamental. Estas avaliações são representadas por grandezas como a taxa de
exposição e a taxa de dose equivalente.
Uma das situações que requer essa avaliação é a checagem da eficiência de
blindagens, sejam estruturais, sejam de acessórios. Para a checagem da eficiência
de blindagens estruturais faz-se um conjunto de medidas denominadas
levantamento radiométrico. Esse levantamento pode ser efetuado utilizando-se um
detetor do tipo Geiger-Muller ou uma câmara de ionização. O objetivo é medir os
níveis de radiação que atravessam as blindagens estruturais de uma sala (paredes,
portas, lajes, visores) com o intuito de verificar se essas blindagens oferecem
proteção considerada adequada. De maneira similar podem ser testadas as
eficiências de acessórios utilizados como blindagens (aventais de chumbo,
protetores de seringa, etc.), e verificar qual o grau de proteção que oferecem.
Figura 89: Monitor Geiger-Muller.

110. 110
Outra situação que requer o conhecimento da intensidade das irradiações é a
monitoração pessoal. Este tipo de monitoração objetiva conhecer as taxas de dose
equivalente a que se submetem os indivíduos ocupacionalmente expostos de uma
instalação. Este tipo de monitoração fornece um controle da qualidade do exercício
das atividades com possibilidade de exposição. Um acréscimo não previsto no valor
da taxa de dose equivalente em determinado período é indicativo da ocorrência de
algum erro operacional ou de planejamento, que pode ser corrigido antes que os
níveis de dose atinjam valores intoleráveis.
Figura 90: Monitor pessoal para medida de doses ocupacionais.
8.4.2 – Investigação da ocorrência de contaminações
O trabalho com fontes radioativas não seladas gera, inevitavelmente,
contaminações. Grande parte destas contaminações é prevista, como por exemplo,
as contaminações das seringas utilizadas para a injeção de radiofármacos em
pacientes. Há, entretanto, contaminações não previstas, que ocorrem com
frequência em serviços de Medicina Nuclear. Podem ser pequenos respingos ou
derramamentos de material radioativo, que são dificilmente perceptíveis a olho nu,
mas que podem gerar múltiplas contaminações se não detectados e removidos.
Uma maçaneta de porta, acidentalmente contaminada por algum indivíduo que
estava com a luva contaminada, pode ser tocada por outros indivíduos, que

111. 111
passarão a ter suas mãos contaminadas e assim propagarão a contaminação em
cada objeto que tocarem.
Figura 91: Monitor Geiger-Muller com sonda para investigação de contaminação
Para investigar a ocorrência destas contaminações recomenda-se que se faça,
frequentemente, monitorações em todas as áreas sujeitas a contaminações. O
sistema de detecção mais comumente utilizado para estas investigações em
serviços de Medicina Nuclear é o detetor do tipo Geiger-Muller com sonda específica
para investigação de contaminações, usualmente uma sonda do tipo panqueca. Nos
serviços de Medicina Nuclear, toda - e qualquer área - pode ser considerada como
sujeita a contaminações e, portanto, merece investigação. Há, entretanto, áreas
mais sujeitas do que outras, o que permite que se estabeleçam frequências de
monitoração diferentes.
8.5. – Gerenciamento de Rejeitos Radioativos
O trabalho com fontes radioativas não seladas gera inevitavelmente rejeitos
radioativos. São considerados rejeitos radioativos todos aqueles materiais que
contenham radioisótopos em quantidades superiores a valores especificados pela

112. 112
Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), denominados níveis de isenção, e
para os quais a reutilização seja imprópria ou não prevista.
Os rejeitos radioativos gerados em serviços de Medicina Nuclear compreendem
seringas e acessórios utilizados na injeção de radiofármacos, papéis e plásticos
contaminados utilizados como forração de superfícies, roupas de cama utilizadas por
pacientes, luvas descartáveis utilizadas pelos profissionais do setor, restos de
comida de pacientes internados submetidos a tratamento terapêutico, e toda sorte
de materiais contaminados. Estes rejeitos possuem, como característica comum, um
tempo de meia vida curto. Isso implica que podem e devem aguardar o decaimento
radioativo na própria instalação. Há inúmeras regras e recomendações para este
gerenciamento e a seguir são apresentadas algumas delas:
• Os rejeitos radioativos devem ser segregados por isótopo;
• Os rejeitos radioativos devem ser segregados em sólidos e líquidos;
• Os rejeitos radioativos que apresentarem algum outro risco associado, tal
como risco biológico ou risco químico, devem ser segregados dos demais;
• Rejeitos radioativos devem ser armazenados separadamente de quaisquer
outros tipos de rejeitos;
• Recipientes que contenham rejeitos radioativos devem ser identificados e
sinalizados com o símbolo internacional da presença de radiação ionizante;
• Recipientes que contenham rejeitos radioativos devem ser adequados às
características físicas e químicas dos rejeitos;
• Rejeitos radioativos podem ser eliminados no sistema de coleta de lixo urbano
(rejeitos sólidos) ou na rede de esgotos (rejeitos líquidos) somente quando
suas atividades específicas forem inferiores aos limites para descarte
determinados em norma específica da Comissão Nacional de Energia Nuclear
(norma CNEN-NE-6.05);

113. 113
Figura 92: Caixa blindada para depósito temporário de rejeitos em Medicina Nuclear
Figura 93: Depósito de Rejeitos em Serviço de Medicina Nuclear

114. 114
Figura 94: Foto de um depósito para armazenamento de rejeitos radioativos
Figura 95: Exemplos de recipientes para armazenamento de rejeitos radioativos

115. 115
9 – LEGISLAÇÃO EM MEDICINA NUCLEAR
Qualquer prática, em qualquer área do conhecimento, requer regras para seu
desenvolvimento adequado. Seja por questões de segurança, seja por padronização
de procedimentos e condutas, seja para garantir direitos ou especificar deveres. As
práticas com fontes emissoras de radiação ionizante não são exceção e possuem
uma vasta gama de recomendações. Estas recomendações podem estar na forma
de normas, de legislação específica ou simplesmente na forma de um conjunto de
recomendações. O âmbito de aplicação destas recomendações pode variar bastante
também. Há recomendações internacionais e nacionais. No Brasil, as
recomendações nacionais podem ser de âmbito federal, estadual e municipal. As
recomendações podem variar também quanto aos temas que abrangem, podendo
ser gerais ou específicas. Há conjuntos de recomendações específicas para rejeitos
radioativos, para transporte de materiais radioativos, para áreas específicas como a
medicina nuclear e a radioterapia, para citar apenas alguns exemplos.
No Brasil, o principal órgão regulador das práticas que fazem uso de fontes
emissoras de radiação ionizante é a Comissão Nacional de Energia Nuclear
(CNEN). A CNEN é responsável pela elaboração de diversas normas e a grande
maioria da legislação brasileira na área, tem como base as normas da CNEN.
Apresentaremos a seguir a indicação dos principais pontos contidos nas normas
nacionais, relacionados, direta ou indiretamente, com a Medicina Nuclear.
9.1. – RECOMENDAÇÕES DA CNEN
A Comissão Nacional de Energia Nuclear é uma autarquia federal, vinculada ao
Ministério da Ciência e Tecnologia e tem as seguintes finalidades institucionais
(conforme consta no sítio da CNEN – www.cnen.gov.br):
I - colaborar na formulação da Política Nacional de Energia Nuclear;
II - executar ações de pesquisa, desenvolvimento, promoção e prestação de
serviços na área de tecnologia nuclear e suas aplicações para fins pacíficos
conforme disposto na Lei nº 7.781, de 27 de junho de 1989; e
III - regular, licenciar, autorizar, controlar e fiscalizar essa utilização.

116. 116
A CNEN elabora normas que reúnem inúmeras recomendações, tanto de caráter
geral quanto de caráter específico. Muitas destas normas constituem a base técnica
de legislações nacionais, o que confere um caráter de obrigatoriedade às
recomendações que abrangem.
Apresentamos a seguir algumas das principais normas e resoluções da CNEN
relacionadas com a Medicina Nuclear, indicando o tipo de recomendação que
contêm.
9.1.1. – NORMA CNEN-NN-3.01
A norma CNEN-NN-3.01 é denominada Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica.
É uma norma de caráter geral e é a norma mais importante em Proteção
Radiológica, por apresentar os principais conceitos e diretrizes. Alguns pontos
importantes que abrange:
9.1.1.1 – Definições e siglas
• Apresenta definições e siglas utilizadas pela norma;
• Apresenta a definição das grandezas utilizadas em proteção radiológica,
como dose absorvida, dose equivalente, dose efetiva, dentre outras. Maiores
detalhes sobre estas definições podem ser obtidos no capítulo PR-3;
• Apresenta as definições de cores e dimensões do símbolo internacional da
presença de radiação ionizante.Maiores detalhes sobre estas definições
podem ser obtidos no capítulo PR-7.
9.1.1.2 – Responsabilidades gerais
• Apresenta as responsabilidades gerais de proteção radiológica dos diferentes
profissionais de uma instalação, incluindo os titulares ou empregadores e os
indivíduos ocupacionalmente expostos (IOEs).

117. 117
9.1.1.3 – Princípios básicos
• Apresenta os princípios básicos de proteção radiológica, incluindo os limites
de dose;
• A tabela a seguir apresenta os Limites Primários Anuais de Dose Equivalente
para IOEs e para indivíduos do público
Grandeza Órgão IOE Público
Dose Efetiva Corpo Inteiro 20 mSv * 1 mSv
Cristalino 20 mSv ** 15 mSv
Pele 500 mSv 50 mSv
Mãos e Pés 500 mSv --
Dose Equivalente
* Limite de Dose Efetiva de 100 mSv em 5 anos consecutivos e 50 mSv em
único ano.
** Limite de Dose Equivalente de 100 mSv em 5 anos consecutivos e 50 mSv
em único ano.
Figura 96: Limites máximos de dose para trabalhadores e indivíduos do público.
9.1.2. – POSIÇÕES REGULATÓRIAS DA NORMA CNEN-NN-3.01
• A CNEN elaborou diversas normas complementares à norma CNEN-NN-3.01,
denominadas posições regulatórias (PRs). Estas posições regulatórias tratam
mais profundamente de assuntos específicos relacionados ao escopo da
norma principal. Apresentamos as posições regulatórias e seus temas:
• PR-3.01 / 001 - Critérios de exclusão, isenção e dispensa de requisitos de
proteção radiológica
• PR-3.01 / 002 - Fatores de ponderação para as grandezas de proteção
radiológica

118. 118
• PR-3.01 / 003 - Coeficientes de dose para indivíduos ocupacionalmente
expostos
• PR-3.01 / 004 - Restrição de dose, níveis de referência ocupacionais e
classificação de áreas
• PR-3.01 / 005 - Critérios de cálculo de dose efetiva a partir da monitoração
individual
• PR-3.01 / 006 - Medidas de proteção e critérios de intervenção em situações
de emergência
• PR-3.01 / 007 - Níveis de intervenção e de ação para exposição crônica
• PR-3.01 / 008 - Programa de monitoração radiológica ambiental
• PR-3.01 / 009 - Modelo para elaboração de relatórios de programa de
monitoração radiológica ambiental
• PR-3.01 / 010 - Níveis de dose para notificação à CNEN
• PR-3.01 / 011 - Coeficientes de Dose para Exposição do Público
9.1.5. – NORMA CNEN 3.02
A norma CNEN-NE-3.02 trata dos serviços de radioproteção, órgão interno das
instalações que tem como objetivo executar e manter o Plano de Proteção
Radiológica. Alguns pontos importantes:
• Estabelece a estrutura necessária para os serviços de radioproteção,
incluindo o pessoal necessário, instalações e equipamentos;
• Estabelece a qualificação pessoal dos integrantes do serviço;
• Estabelece as atividades desenvolvidas pelo serviço, incluindo o controle de
trabalhadores (por exemplo, a monitoração individual e verificação de
contaminações), o controle das áreas da instalação, o controle do meio
ambiente, controle de equipamentos, fontes de radiação e rejeitos,
treinamento dos trabalhadores e registros necessários.

119. 119
9.1.3. – RESOLUÇÃO CNEN NO. 111 de 24 de agosto de 2011
Esta resolução trata da certificação da qualificação de supervisores de proteção
radiológica. Alguns pontos importantes que abrange:
• A classificação das áreas de atuação. A área de Medicina Nuclear é
classificada por esta resolução como área de atuação Classe II (de exigências
mais brandas do que a classe I) e sigla II-FM;
• Os requisitos para a certificação dos candidatos. Especifica os requisitos de
formação, experiência operacional na área pretendida e as características do
exame de qualificação. O candidato deve possuir diploma de curso de nível
superior de graduação, reconhecido pelo Ministério da Educação, nas áreas
biomédica, científica ou tecnológica. A formação acadêmica do candidato
deve ser compatível coma área de atuação pretendida. O candidato deve
possuir e comprovar experiência operacional na área de atuação pretendida.
Para a área de Medicina Nuclear o tempo mínimo de experiência operacional
exigido é de 300 horas;
• Deveres e sanções aplicáveis aos supervisores de proteção radiológica.
9.1.4. – NORMA CNEN-NN-3.05
Esta norma é específica para a área de Medicina Nuclear e é denominada
“Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear”.
Obviamente todo o conteúdo desta norma é essencial para a prática na área de
Medicina Nuclear, mas apresentaremos aqui alguns dos pontos mais importantes
que abrange:
9.1.4.1 – Dimensionamento
• O Serviço de Medicina Nuclear deve ser constituído por, no mínimo, um
médico qualificado em Medicina Nuclear responsável pelo SMN, um
supervisor de radioproteção com qualificação certificada pela CNEN, e um ou
mais técnicos de nível superior e/ou médioqualificados para o exercício de
suas funções específicas;

120. 120
• O Serviço de Medicina Nuclear deve estar equipado com, no mínimo, os
seguintes equipamentos e materiais:
a) Monitor de Taxa de Exposição. Este tipo de monitor é necessário para a
execução de levantamentos radiométricos e para a determinação dos
níveis de radiação associados a certas práticas, com vistas a avaliar os
riscos potenciais associados, bem como subsidiar os processos de
otimização. Um exemplo prático importante é a monitoração dos níveis
radiométricos dentro do depósito de armazenamento de rejeitos
radioativos, que permite planejar otimizadamente o tempo e os locais de
permanência dentro do depósito;
b) Monitor de Contaminação de Superfície. Este tipo de monitor é
necessário para a investigação de contaminações, seja de pessoas, seja
de objetos ou superfícies;
c) Medidor de Atividade (Curiômetro). O medidor de atividade é necessário
para a determinação da atividade do material radioativo a ser administrado
ao paciente, visto que esta quantidade é prescrita e específica para cada
tipo de procedimento;
d) Equipamentos e materiais de proteção individual (luvas, aventais,
pinças etc). Considerando que nos procedimentos de Medicina Nuclear há
possibilidade de exposições e contaminações, faz-se necessário o uso
destes equipamentos e materiais de proteção, visando diminuir as doses
devidas às irradiações e as probabilidades de contaminação;
e) Fontes padrões de referência de Co-57 e Ba-133. Estas fontes são
necessárias para a aferição rotineira do medidor de atividade.
• O serviço de medicina nuclear deve possuir as seguintes dependências:
a) sala de espera de pacientes. Após a administração do material
radioativo, há necessidade de aguardar a metabolização do radiofármaco.

121. 121
Como os pacientes estão “radioativos”, o serviço deve disponibilizar uma
sala de espera específica para estes pacientes, evitando que outros
pacientes ou pessoas que circulam na instituição sejam irradiados;
b) sanitário exclusivo de pacientes. Analogamente, considerando que as
excretas dos pacientes em espera são potencialmente radioativas, deve-
se disponibilizar um banheiro para uso exclusivo destes pacientes;
c) local para armazenamento de rejeitos radioativos. Este local deve ser
dimensionado levando-se em consideração os tipos e a demanda de
procedimentos, o tempo previsto de armazenamento para decaimento e
os tipos de rejeitos gerados;
d) laboratório de manipulação e armazenamento de fontes em uso. Este
ambiente merece especial atenção, pois nele são manipuladas e
armazenadas as maiores quantidades de materiais radioativos. Isto
implica em maiores exposições e na maior probabilidade de
contaminações significativas;
e) sala de administração de radiofármacos;
f) sala (s) de exame(s);
g) quarto para internação de paciente com dose terapêutica, com sanitário
privativo, quando forem aplicadas doses terapêuticas de Iodo-131, acima
de 1,11 GBq (30mCi) pelo SMN. Este ambiente também merece especial
atenção e planejamento, pois o paciente pode ficar internado por alguns
dias. Como o material radioativo pode ser eliminado pelas secreções do
paciente, incluindo saliva e suor, há possibilidade de contaminação de
todas as superfícies e objetos que ele tocar;
• As dependências citadas anteriormente devem ser classificadas e
visivelmente identificadas e, se necessário, providas de blindagem de modo
que as áreas externas sejam classificadas como livres. O estudo da

122. 122
necessidade e quantidade de blindagens adicionais em cada barreira deve
ser efetuado por profissional especializado;
• As áreas restritas do serviço de medicina nuclear devem ter pisos e paredes
impermeáveis que permitam descontaminação;
• O local para armazenamento de rejeitos radioativos deve ser constituído de
compartimentos que possibilitem a segregação destes por grupo de
radionuclídeos com meias-vidas físicas próximas e por estado físico. Deve,
ainda, possuir blindagem adequada, ser sinalizado e localizado em área de
acesso controlado;
• O laboratório de manipulação e armazenamento de fonte sem uso deve ser
construído com material impermeável que permita descontaminação, ter pisos
e paredes com cantos arredondados, bancadas, tanque com no mínimo 40cm
de profundidade e torneiras sem controle manual, para evitar que a torneira
seja tocada por mãos com luvas contaminadas. Nos casos de fontes voláteis
(Iodo-131) ou de serviços que realizem estudos de ventilação pulmonar, é
necessário um sistema de extração de ar.
• O quarto destinado à internação de paciente, com dose terapêutica, deve
possuir paredes e pisos construídos com materiais impermeáveis que
permitam descontaminação, cantos arredondados, sanitário privativo, biombo
blindado junto ao leito, sinalizado e com acesso controlado.
9.1.4.2 – Plano de Proteção Radiológica
• Conteúdo e características do plano de proteção radiológica do serviço de
medicina nuclear. O Plano de Proteção Radiológica (PPR) é o documento
através do qual a instituição estabelece junto à CNEN os compromissos que
pretende assumir em relação à proteção radiológica. É como se fosse um
contrato em que a instituição se compromete a obedecer e fazer cumprir
certas regras e a CNEN, como contrapartida e em caso de concordância com
os termos, concede a autorização para o funcionamento. O PPR do Serviço
de Medicina Nuclear deve conter, pelo menos, as informações pertinentes da
norma CNEN-NN-3.01 e abordar os seguintes tópicos:

123. 123
a) Organização e gerenciamento relacionados com a segurança
radiológica, onde devem ser estabelecidas as obrigações do responsável
pela radioproteção e pelo manuseio do material radioativo;
b) Seleção e treinamento do pessoal, onde devem ser estabelecidos
critérios de seleção, programas de treinamentos específicos e programas
de reciclagem;
c) Controle radiológico ocupacional, onde devem ser estabelecidos:
1. Os controles relacionados com as fontes de radiação tais como:
controle de acesso e sinalização específica, dispositivos de segurança,
dispositivos e controles administrativos;
2. Os níveis de referência; e
3. Os programas de monitoração do local de trabalho, individual e
avaliação dos dados;
d) Controle radiológico do público, onde devem ser identificadas as fontes
potenciais de irradiação do público, e descritos os procedimentos de
radioproteção segundo os critérios de limite de dose para o público. (No
caso de visitas, as exposições voluntárias não obedecem aos limites de
dose, porém as instruções devem contemplar todos os procedimentos
pertinentes);
e) Procedimentos para atuação em emergência contendo a identificação
das situações potenciais de acidente e a avaliação dessas situações;
f) Descrição do sistema de gerência de rejeitos radioativos, em
conformidade com a Norma CNEN-NE-6.05 - “Gerência de Rejeitos
Radioativos em Instalações Radiativas”, ou outra que a substituir.
9.1.4.3 – Requisitos de radioproteção na administração de radiofármacos
• Proteção individual: Os trabalhadores envolvidos na manipulação dos
radiofármacos devem usar luvas descartáveis e avental ou guardapó, visando
minimizar as probabilidades de contaminação do indivíduo ou de suas roupas;
• Recebimento do material radioativo: as embalagens contendo material
radiativo que cheguem ao serviço de medicina nuclear devem ser

124. 124
monitoradas externamente e os resultados confrontados com os valores
registrados na guia de monitoração que acompanha o material.
• Manipulação: A manipulação dos radiofármacos deve ser feita em bancada
lisa, de fácil descontaminação, recoberta com plástico e papel absorvente. Ao
término da jornada de trabalho, deve ser realizada uma monitoração das
superfícies utilizando monitor de contaminação. O mesmo procedimento deve
ser feito nas luvas e nas mãos dos trabalhadores responsáveis pela
manipulação. Este procedimento visa impedir a propagação de eventuais
contaminações.
• Monitoração: Deve ser realizado um levantamento radiométrico (medida de
taxa de exposição) quinzenal nas áreas restritas. Os trabalhadores devem ser
monitorados de acordo com a Norma CNEN-NN-3.01.
9.1.4.4 – Requisitos gerais para a gerência de rejeitos radioativos
• Os rejeitos radioativos gerados devem ser segregados e,de acordo com a
natureza física do material e do radionuclídeo presente, colocados em
recipientes adequados, etiquetados, datados e mantidos no local da
instalação destinado ao armazenamento provisório de rejeitos radioativos
para futura liberação,em conformidade com a Norma CNEN-NE-6.05
“Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas”;
• Antes da liberação de materiais, qualquer indicação da presença de radiação
nos mesmos deve ser eliminada (indicação em rótulos, etiquetas, símbolos
etc...);
• As atividades iniciais remanescentes e as meias vidas físicas dos
radioisótopos devem ser consideradas para estabelecer o tempo necessário
de armazenamento para os rejeitos radioativos. Deve ser efetuado cálculo do
tempo previsto de permanência dos rejeitos no depósito;
• A excreta dos pacientes internados com doses terapêuticas poderá ser
lançada na rede de esgoto sanitário, desde que obedecidos os princípios
básicos de radioproteção estabelecidos na Norma CNEN-NN-3.01 “Diretrizes
Básicas de Radioproteção”;

125. 125
• As instalações que não estejam conectadas à rede de esgoto sanitário
deverão submeter à avaliação da CNEN o sistema de eliminação de excretas
a ser empregado. A aprovação desse sistema levará em consideração o
atendimento aos requisitos de radioproteção estabelecidos na norma
CNEN-NN-3.01 “Diretrizes Básicas de Radioproteção”.
9.1.4.5 – Análise e registros
• Os resultados e as condições dos testes de instrumentos, datas,
responsáveis, bem como toda e qualquer informação útil sobre a avaliação de
equipamentos, de rejeitos e dos programas de radioproteção devem estar
devidamente registrados;
• Devem ser analisados e registrados os seguintes incidentes:
a) qualquer tratamento terapêutico administrado tanto ao paciente errado
quanto ao órgão e/ou tecido errado, ou o uso do radiofármaco errado, ou
uma dose diferindo dos limites prescritos pelo médico ou que possa
originar efeitos secundários, indevidos ou agudos;
b) qualquer exposição diagnóstica maior do que a pretendida;
c) qualquer falha de equipamento ou de procedimento que possa causar
exposição excessiva ao paciente ou qualquer ocorrência não usual.
• O responsável pela radioproteção, com qualificação obrigatoriamente
qualificada e certificada pela CNEN, deve proceder à análise anual dos
resultados dos programas constantes do Plano de Proteção Radiológica e,
baseado nesta análise, executar um programa de otimização, devidamente
registrado.
9.1.5. – RESOLUÇÃO CNEN NO. 112 de 24 de agosto de 2011
• Esta norma trata do licenciamento de instalações radiativas, dentre as quais
se incluem os serviços de medicina nuclear. Alguns pontos importantes que
abrange:

126. 126
• Determinação da classificação das instalações conforme o grau de risco
associado. As instalações subdividem-se em instalações que utilizam fontes
seladas, instalações que utilizam fontes não seladas, instalações que utilizam
equipamentos geradores de radiação ionizante e instalações para produção
de radioisótopos. Os serviços de Medicina Nuclear classificam-se como
instalação radiativa que utiliza fontes não seladas. Dentro deste item, podem
ser classificadas como pertencentes aos grupos 4, 5 ou 6, conforme o valor
da atividade total dos radioisótopos que manipulam, armazenam ou utilizam;
• Dispõe sobre os atos administrativos e seus requisitos e sobre os
requerimentos necessários ao processo de licenciamento. Os atos
administrativos compreendem, quando aplicáveis, os seguintes:
§ Aprovação do local
§ Autorização para construção
§ Autorização para comissionamento
§ Autorização para a modificação de itens importantes à segurança
§ Autorização para aquisição ou movimentação de fontes de radiação
§ Autorização para operação
§ Autorização para retirada de operação
• No caso específico da Medicina Nuclear, os atos administrativos,
normalmente aplicáveis são a autorização para aquisição ou movimentação
de fontes de radiação, a autorização para operação e a autorização para
retirada de operação. Eventualmente pode ser aplicável a autorização para
construção.
9.1.6. – NORMA CNEN-NE-6.05
Esta norma trata especificamente de rejeitos radioativos e é denominada “Gerência
de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas”. Em medicina nuclear a geração
de rejeitos radioativos é inevitável, o que confere importância especial a esta norma.
Alguns pontos importantes que abrange:
• Classificação dos rejeitos radioativos, tanto sólidos quanto líquidos ou
gasosos. Os rejeitos, de acordo com seu estado físico e com valores

127. 127
especificados na norma, podem ser classificados como sendo de baixo nível
de radiação, médio nível de radiação ou alto nível de radiação;
• Os requisitos gerais do processo de gerenciamento:
a) Os rejeitos devem ser separados, fisicamente, de quaisquer outros
materiais;
b) Os rejeitos inicialmente submetidos à segregação que não puderem ser
removidos da instalação devem ser colocados em recipientes adequados
e armazenados até que possam ser transferidos ou eliminados, em
conformidade com requisitos específicos;
c) Os recipientes destinados tanto à segregação quanto à coleta,
transporte e armazenamento de rejeitos devem portar o símbolo
internacional de presença de radiação, colocado de maneira clara e
visível;
d) O local para armazenamento provisório de rejeitos deve ser incluído no
projeto da instalação;
• Os critérios para segregação:
A segregação de rejeitos deve ser feita no mesmo local em que forem produzidos,
levando em conta as seguintes características:
a) Sólidos, líquidos ou gasosos;
b) Meia-vida curta ou longa (T1/2 > 60 dias);
c) Compactáveis ou não compactáveis;
d) Orgânicos ou inorgânicos;
e) Putrescíveis ou Patogênicos - se for o caso;
f) Outras características perigosas (explosividade,
combustibilidade, inflamabilidade, piroforicidade, corrosividade e
toxicidade química).
Após a segregação e acondicionamento em recipientes adequados, os rejeitos
devem ser identificados e classificados de acordo com as categorias indicadas na
norma. Os rejeitos eliminados devem ser registrados conforme formulário próprio.

128. 128
• Os critérios para acondicionamento:
a) Os recipientes para segregação, coleta ou armazenamento provisório
devem ser adequados às características físicas, químicas, biológicas e
radiológicas dos rejeitos para os quais são destinados;
b) Os recipientes para armazenamento provisório de rejeitos devem ter
asseguradas suas condições de integridade e, caso necessário, ser
substituídos;
c) Os recipientes destinados ao transporte interno não devem apresentar
contaminação superficial externa em níveis superiores aos especificados
na norma;
d) Os recipientes destinados tanto à segregação quanto à coleta,
transporte e armazenamento de rejeitos devem possuir vedação
adequada e ter o seu conteúdo identificado com todos os dados
pertinentes;
• Os critérios para transporte:
a) Os veículos utilizados em transporte interno de rejeitos devem possuir
meios de fixação adequados para os recipientes de modo a evitar danos
aos mesmos;
b) Os veículos, após cada serviço de transporte interno, devem ser
monitorados e, caso necessário, descontaminados;
• Os critérios para armazenamento provisório:
O local da instalação destinado ao armazenamento provisório de rejeitos, conforme
aplicável deve:
a) Conter com segurança os rejeitos,do ponto de vista físico e
radiológico, até que possam ser removidos para local determinado
pela CNEN;
b) Possuir um sistema que permita o controle da liberação de material
radioativo para o meio-ambiente;

129. 129
c) Dispor de monitoração de área;
d) Estar situado distante das áreas normais de trabalho, sendo cercado
e sinalizado, com acesso restrito ao pessoal autorizado;
e) Ter piso e paredes impermeáveis e de fácil descontaminação;
f) Possuir blindagem para o exterior que assegure o cumprimento dos
requisitos de radioproteção;
g) Possuir sistemas de ventilação, exaustão e filtragem;
h) Dispor de meios que evitem a dispersão do material por animais;
i) Apresentar delimitação clara das áreas restritas e, se necessário,
locais reservados à monitoração e descontaminação individuais;
j) Possuir sistemas de tanques e drenos de piso para coleta de
líquidos provenientes de vazamentos, descontaminações etc.;
k) Dispor de meios para evitar decomposição de matérias orgânicas.
Este é o caso específico, por exemplo, das sobras de comidas de
pacientes internados submetidos a terapias com radioisótopos;
l) Prover segurança contra ação de eventos induzidos por fenômenos
naturais;
m) Possuir barreiras físicas que visem minimizar a dispersão e migração
de material radioativo para o meio ambiente;
n) Dispor, para facilitar o manuseio dos materiais e minimizar a
exposição de trabalhadores, de procedimentos apropriados sempre
afixados em paredes, quadros e outros lugares bem visíveis;
o) Dispor de planos preliminares de proteção física e radioproteção,
bem como procedimentos para situações de emergência.
• Os critérios para eliminação:
A eliminação de rejeitos líquidos, sólidos e/ou gasosos de uma instalação,
obedecendo a determinados limites, está condicionada à obtenção de parecer
favorável da CNEN, com base na análise técnica dos fatores ambientais pertinentes;
A eliminação de rejeitos líquidos na rede de esgotos sanitários está sujeita aos
seguintes requisitos:

130. 130
§ O rejeito deve ser prontamente solúvel ou de fácil dispersão em
água;
§ A quantidade de cada radionuclídeo liberada diariamente pela
instalação, na rede de esgotos sanitários, não deve exceder o
maior dos seguintes valores:
§ A quantidade que, se fosse diluída no volume médio diário de
esgoto liberado pela instalação, resultasse numa concentração
média igual aos limites especificados na Tabela 6, Coluna 1.
Esta tabela apresenta valores específicos diferenciados para
cada radioisótopo;
§ Dez vezes o limite especificado na Tabela6, Coluna 3;
a) A quantidade de cada radionuclídeo liberada mensalmente, quando
diluída pelo volume médio mensal de esgoto liberado pela
instalação, deve ter concentração inferior aos limites especificados
na Tabela6, Coluna 1;
b) A quantidade anual total de radionuclídeos, excluindo o H-3e o
C-14, liberada na rede de esgoto sanitário, não deve exceder
3,7x1010
Bq (1Ci);
c) A quantidade anual de H-3e C-14, liberada na rede de esgoto
sanitário, não deve exceder 18,5 x 1010
Bq (5Ci) e 3,7 x 1010
Bq
(1Ci), respectivamente;
A eliminação de excreta de pacientes submetidos a terapia radioisotópica deve ser
feita de acordo com instruções específicas estabelecidas pela CNEN;
A eliminação de rejeitos sólidos no sistema de coleta de lixo urbano deve ter sua
atividade específica limitada a 7,5x104
Bq/kg (2 µCi/kg);
A eliminação de rejeitos gasosos na atmosfera deve ser feita em concentrações
inferiores às especificadas na Tabela 6 - Coluna 2, e deve ser previamente
autorizada pela CNEN.

131. 131
• Apresenta modelos de fichas de identificação de rejeitos radioativos e de
fichas de inventário de rejeitos radioativos.
9.2. – OUTRAS REGULAMENTAÇÕES
Além das normas e resoluções da Comissão Nacional de Energia Nuclear, há outros
órgãos reguladores no Brasil, cujas recomendações e requisitos se aplicam à área
de medicina nuclear. Destacamos alguns a seguir, com a indicação dos pontos mais
relevantes.
9.2.1. – RDC 38/2008 – ANVISA
A Agência Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA), publicou uma Resolução da
Diretoria Colegiada (RDC) de número 38, em junho de 2008. Esta resolução trata da
instalação e funcionamento de Serviços de Medicina Nuclear “in vivo”. Destacamos
a seguir alguns pontos importantes:
• Estabelece que a construção, a reforma ou adaptação na estrutura física dos
Serviços de Medicina Nuclear deve ser precedida de aprovação junto à
autoridade sanitária local, e à CNEN, quando aplicável;
• Estabelece que todo Serviço de Medicina Nuclear deve possuir a Autorização
para Operação emitida pela CNEN e estar licenciado pela autoridade sanitária
local do Estado, Distrito Federal ou Município;
• Aprova o regulamento técnico para a instalação e funcionamento de serviços
de Medicina Nuclear “in vivo”. Este regulamento técnico trata dos seguintes
temas:
§ Requisitos de infraestrutura de pessoal, de equipamentos e de
instalações;
§ Requisitos para condução dos procedimentos clínicos;
§ Requisitos para a preparação e administração de radiofármacos;
§ Requisitos específicos de proteção radiológica;
§ Requisitos para notificação e investigação de eventos adversos;
§ Requisitos para procedimentos de limpeza e descontaminação de
artigos e superfícies;

132. 132
§ Requisitos para o gerenciamento de resíduos;
§ Requisitos para o sistema de garantia da qualidade em medicina
nuclear;
§ Requisitos para a desativação de Serviços de Medicina Nuclear.
9.2.2. – RDC 50/2002 – ANVISA
A Agência Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA) publicou uma Resolução da
Diretoria Colegiada (RDC) de número 50, em fevereiro de 2002. Esta resolução
dispõe sobre o Regulamento Técnico para planejamento, programação, elaboração
e avaliação de projetos físicos de estabelecimentos assistenciais de saúde.
Destacamos a seguir alguns pontos importantes relacionados com a área de
medicina nuclear:
• Estabelece os requisitos para elaboração de projetos físicos, com indicação
do dimensionamento de ambientes, critérios para instalações elétricas e
eletrônicas, hidráulicas, de climatização, etc.;
• Estabelece os requisitos para a organização físico funcional dos
estabelecimentos assistenciais de saúde, indicando as atribuições e
atividades de cada setor específico e os requisitos para dimensionamento,
quantificação e instalações prediais dos ambientes;
• Estabelece os critérios para projetos de estabelecimentos assistenciais de
saúde.
9.2.3. – Resolução SS-625/1994 – Secretaria de Estado da Saúde de São Paulo
Este é um exemplo de legislação de âmbito estadual, restrita ao Estado de São
Paulo. A Secretaria de Estado da Saúde de São Paulo publicou uma Resolução,
denominada Resolução SS-625, em dezembro de 1994. Esta resolução dispõe
sobre o uso, posse e armazenamento de fontes de radiação ionizante. Destacamos
a seguir alguns pontos importantes relacionados com a área de medicina nuclear:
• Apresenta disposições gerais sobre limites de dose, instalações e
equipamentos, funcionamento e responsabilidades das instalações que fazem

133. 133
uso ou tenham posse e armazenamento de fontes emissoras de radiação
ionizante;
• Apresenta requisitos específicos para serviços de Medicina Nuclear “in vivo”,
abrangendo as instalações, o funcionamento, o plano de radioproteção e o
programa de garantia de qualidade.
9.3. – CONSIDERAÇÕES GERAIS
Como pode ser observado, a legislação na área é muito vasta e não se esgota com
o que foi apresentado aqui. Há legislações de âmbito estadual e municipal,
legislações específicas sobre outros temas relacionados, como o transporte de
materiais radioativos, meio ambiente etc.
O mais importante a se ressaltar, entretanto, diz respeito a como “encarar” as
normas e regulamentações. O caráter de obrigatoriedade imposto por uma norma,
frequentemente afasta o indivíduo da percepção que o conteúdo da norma pode
auxiliar no trabalho. Isso acaba por gerar um sentimento ruim, de que devemos
cumprir uma regulamentação simplesmente para evitar a punição e, como
consequência, acabamos por perder a capacidade de análise crítica. Com isso,
perdemos junto a oportunidade de aproveitar o conteúdo técnico de uma norma,
para tornar nosso trabalho intrinsecamente mais seguro ou mais eficaz.