Development and Implementation of the Plasma Focus Technology for Radiation Therapy Applications

A Plasma Focus device can confine in a small region a plasma generated during the pinch phase. When the plasma is in the pinch condition it creates an environment that produces several kinds of radiations. When the filling gas is nitrogen, a self-collimated backwardly emitted electron beam, slightly spread by the coulomb repulsion, can be considered one of the most interesting outputs. That beam can be converted into X-ray pulses able to transfer energy at an Ultra-High Dose-Rate (UH-DR), up to 1 Gy pulse-1, for clinical applications, research, or industrial purposes. The radiation fields have been studied with the PFMA-3 hosted at the University of Bologna, finding the radiation behavior at different operating conditions and working parameters for a proper tuning of this class of devices in clinical applications. The experimental outcomes have been compared with available analytical formalisms as benchmark and the scaling laws have been proposed. A set of Monte Carlo models have been built with direct and adjoint techniques for an accurate X-ray source characterization and for setting fast and reliable irradiation planning for patients. By coupling deterministic and Monte Carlo codes, a focusing lens for the charged particles has been designed for obtaining a beam suitable for applications as external radiotherapy or intra-operative radiation therapy. The radiobiological effectiveness of the UH PF DR, a FLASH source, has been evaluated by coupling different Monte Carlo codes estimating the overall level of DNA damage at the multi-cellular and tissue levels by considering the spatial variation effects as well as the radiation field characteristics. The numerical results have been correlated to the experimental outcomes. Finally, ambient dose measurements have been performed for tuning the numerical models and obtaining doses for radiation protection purposes. The PFMA-3 technology has been fully characterized toward clinical implementation and installation in a medical facility.

Outpatient Radioiodine Therapy for Thyroid Cancer A Safe Nuclear Medicine Procedure

Purposes: To evaluate the dosimetric effect of outpatient radioiodine therapy for thyroid cancer in members of a patient`s family and their living environment, when using iodine-131 doses reaching 7.4 GBq. The following parameters were thus defined: (a) whole-body radiation doses to caregivers, (b) the production of contaminated solid waste, and (c) radiation potential and surface contamination within patients` living quarters. Methods: In total, 100 patients were treated on an outpatient basis, taking into consideration their acceptable living conditions, interests, and willingness to comply with medical and radiation safety guidelines. Both the caregivers and the radiation dose potentiality inside patients` residences were monitored by using thermoluminescent dosimeters. Surface contamination and contaminated solid wastes were identified and measured with a Geiger-Muller detector. Results: A total of 90 monitored individuals received a mean dose of 0.27 (+/- 0.28) mSv, and the maximum dose registered was 1.6 mSv. The mean value for the potential dose within all living quarters was 0.31(+/- 0.34) mSv, and the mean value per monitored surface was 5.58 Bq/cm(2) for all the 1659 points measured. The overall production of contaminated solid wastes was at a low level, being about 3 times less than the exemption level indicated by the International Atomic Energy Agency. Conclusions: This study indicates that the treatment of thyroid cancer by applying radioiodine activities up to 7.4 GBq, on an outpatient basis, is a safe procedure, especially when supervised by qualified professionals. This alternative therapy should be a topic for careful discussion considering the high potential for reducing costs in healthcare and improving patient acceptance.

Could the treatment of differentiated thyroid carcinoma with 3.7 and 5.55 GBq of ((131)I)NaI, on an outpatient basis, be safe?

Objectives The first objective of this study was to evaluate the radiological impact on relatives and the environment because of outpatient treatment of differentiated thyroid carcinoma with 3.7 and 5.55 GBq of ((131)I)NaI. The second objective was to determine, analyze, and evaluate whole-body radiation dose to caregivers, the production of contaminated solid waste, and the potentiality of radiation dose and surface contamination existing inside patients` households. Methods Twenty patients were treated on an outpatient basis, taking into consideration their acceptable living conditions, interests, and willingness to comply with medical and radiation-safety guidelines. The caregivers themselves, as well as the potentiality of the radiation dose inside patients` residences, were monitored with a thermo-luminescence dosimeter. Surface contamination and contaminated solid wastes were identified and measured by using a Geiger-Muller detector. Results and discussion Twenty-six monitored individuals received accumulated effective radiation doses of less than 1.0 mSv, and only one 2.8 mSv, throughout the 7 days of measurement. The maximum registered value for the potential of radiation dose inside all living areas was 1.30 mSv. The monitored surface contamination inside patients` dwellings showed a mean value of 4.2 Bq/cm(2) for all surfaces found to be contaminated. A total of 2.5l of contaminated solid waste was generated by the patients with 3.33 MBq of all estimated activity. Conclusion This study revealed that the treatment of differentiated thyroid carcinoma with 3.7 and 5.55 GBq of ((131)I)NaI, on an outpatient basis, can be safe when overseen by qualified professionals and with an adapted radiation-protection guideline. Even considering the radioiodine activity level and the dosimetric methodology applied here, negligible human exposure and a nonmeasurable radiological impact to the human environment were found. Nucl Med Commun 30:533-541 (C) 2009 Wolters Kluwer Health vertical bar Lippincott Williams & Wilkins.

Protecção radiológica em Portugal: análise da nova directiva internacional (oportunidades e ameaças)

A Comissão Europeia irá lançar, num futuro próximo, uma nova directiva relativa à protecção radiológica - Basic Safety Standards – a qual irá substituir, num único documento, os actualmente existentes. Durante as últimas três décadas, em Portugal, a protecção radiológica contra radiações ionizantes tem sido regulada segundo cinco directivas, publicadas entre 1989 e 2003. Têm sido relatados vários incidentes ocorridos em ambiente clínico, nomeadamente naqueles que operam com radiação ionizante, pois na maioria dos casos, as regras, boas práticas e infra-estruturas não estão adequadas para esta finalidade. As questões ligadas com esta temática estão agora em análise e sob discussão pública. É, contudo, importante entender os desafios e requisitos da nova directiva para melhorar e assegurar a excelência dos resultados nas organizações de cuidados de saúde. Este novo documento reúne as abordagens da International Commission on Radiation Protection (ICRP), International Atomic Energy Agency (IAEA), Nuclear Energy Agency (NEA), International Radiation Protection Association (IRPA) e World Health Organization (WHO) e também de outros especialistas na matéria. O propósito da nova directiva aplicada a qualquer exposição previamente planeada baseia-se no princípio ALARA (optimização das práticas, justificação da exposição e limitação da dose). O objectivo deste estudo é, na opinião das partes interessadas, identificar as oportunidades que podem resultar da implementação da nova directiva.

Cyclotech - contribution to solve the Technetium shortage by using low energy medical cyclotrons

This paper presents work in progress, to develop an efficient and economic way to directly produce Technetium 99metastable (99mTc) using low-energy cyclotrons. Its importance is well established and relates with the increased global trouble in delivering 99mTc to Nuclear Medicine Departments relying on this radioisotope. Since the present delivery strategy has clearly demonstrated its intrinsic limits, our group decided to follow a distinct approach that uses the broad distribution of the low energy cyclotrons and the accessibility of Molybdenum 100 (100Mo) as the Target material. This is indeed an important issue to consider, since the system here presented, named CYCLOTECH, it is not based on the use of Highly Enriched (or even Low Enriched) Uranium 235 (235U), so entirely complying with the actual international trends and directives concerning the use of this potential highly critical material. The production technique is based on the nuclear reaction 100Mo (p,2n) 99mTc whose production yields have already been documented. Until this moment two Patent requests have already been submitted (the first at the INPI, in Portugal, and the second at the USPTO, in the USA); others are being prepared for submission on a near future. The object of the CYCLOTECH system is to present 99mTc to Nuclear Medicine radiopharmacists in a routine, reliable and efficient manner that, remaining always flexible, entirely blends with established protocols. To facilitate workflow and Radiation Protection measures, it has been developed a Target Station that can be installed on most of the existing PET cyclotrons and that will tolerate up to 400 μA of beam by allowing the beam to strike the Target material at an adequately oblique angle. The Target Station permits the remote and automatic loading and discharge of the Targets from a carriage of 10 Target bodies. On other hand, several methods of Target material deposition and Target substrates are presented. The object was to create a cost effective means of depositing and intermediate the target material thickness (25 - 100μm) with a minimum of loss on a substrate that is able to easily transport the heat associated with high beam currents. Finally, the separation techniques presented are a combination of both physical and column chemistry. The object was to extract and deliver 99mTc in the identical form now in use in radiopharmacies worldwide. In addition, the Target material is recovered and can be recycled.

Dosimetria das exposições em imagiologia clínica

A importância da radiação ionizante na prática médica, nãoo só como diagnóstico mas também como terapia, ganhou, no último meio século, uma importância fulcral. Devido aos efeitos secundários da radiação ao ser humano, torna-se fundamental definir regras para aumentar a segurança de todos os seus utilizadores, surgindo assim a radioprotecção. Nesse sentido a Comunidade Europeia da Energia Atómica (EURATOM) define directrizes para os países membros da Comunidade Europeia de forma a poder orientá-los nesse processo. Torna-se assim importante registar e monitorizar os valores de dose de radiação num exame radiológico para o aumento de segurança dos pacientes e técnicos. O presente trabalho desenvolvido no âmbito da disciplina anual Dissertação/Projecto/ Estágio Profissional do Mestrado em Computação e Instrumentação Médica teve como objectivo registar esses valores através da comunicação com medidores de doses. A luz do dia-a-dia da Dr. Campos Costa - Consultório de Tomogra a Computarizada S.A, é apresentada nesta tese uma aplicação computacional capaz de obter os valores de dose de um estudo radiológico a um paciente e guardá-los numa base de dados projectada exclusivamente para esse fim. Os resultados obtidos são animadores uma vez que provam ser possível automatizar a monitorização desses valores através de aplicações com ferramentas capazes de auxiliar os responsáveis por essa monitorização em qualquer centro clínico.

Níveis de referência em diagnóstico em tomografia computorizada para planeamento em radioterapia

Mestrado em Radiações Aplicadas às Tecnologias da Saúde- Ramo de especialização: Terapia com Radiações

Uranium glass in museum collections

Dissertação apresentada na Faculdade de Ciências e Tecnologia da Universidade Nova de Lisboa para obtenção do grau de Mestre em Conservação e Restauro Área de especialização – Vidro

Uranium glass in museum collections

Journal of Cultural Heritage, nº 9 (2008), p. 64-68

Exposição a radiações ionizantes em cirurgia ortopédica num hospital público de Lisboa.

RESUMO - A monitorização individual dos trabalhadores (dosimetria individual) é obrigatória (Decreto Regulamentar n.o 9/90, de 19 de Abril) para os profissionais de saúde que desempenham funções com risco de exposição à radiação X, quando classificados como categoria A. Apesar disso, a exposição a radiações ionizantes é frequentemente pouco, ou mesmo nada, valorizada pelos profissionais de saúde. O presente estudo, realizado no contexto de intervenções cirúrgicas de ortopedia, teve por objectivos: • avaliar a dose de radiação em diferentes zonas durante as cirurgias ortopédicas; • estimar a dose de exposição a radiações ionizantes dos profissionais de saúde, em função das suas posições, predominantemente adoptadas durante o acto cirúrgico; • sensibilizar os profissionais de saúde para a utilização correcta da dosimetria individual e para a adopção das medidas de protecção radiológica. A avaliação do risco foi efectuada através de: 1) medições preliminares com recurso a um fantoma colocado a 50 cm e a 100 cm do eixo central do feixe de radiação e em direcções de 45°, 90° e 135°; 2) medições durante uma cirurgia ortopédica em «localizações » correspondentes às gónadas, ao cristalino e às mãos dos profissionais de saúde intervenientes na cirurgia (ortopedistas, enfermeiros instrumentistas); 3) medições ao nível do topo da mesa (posição do anestesista) e ao nível do comando do equipamento emissor de raios X (técnico de radiologia); 4) determinação do tempo de utilização dos raios X durante as cirurgias ortopédicas; 5) cálculo da estimativa do número anual de cirurgias ortopédicas realizadas, com base nos registos existentes. Assumindo a não utilização de aventais plúmbeos os valores máximos medidos foram de 2,5 mSv/h (ao nível das gónadas), de 0,6 mSv/h ao nível do cristalino e de 1 mSv/ h ao nível das mãos dos ortopedistas e dos enfermeiros instrumentistas (que se situavam próximo do feixe de raios X, a 50 cm do feixe de radiação). A estimativa de exposição anual (dose equivalente) para os profissionais que operam junto ao feixe de radiação X foi de: • Ortopedistas — 20,63 a 68,75 mSv (gónadas), 4,95 a 16,50 mSv (cristalino) e 8,25 a 27,50 mSv (mãos); • Enfermeiros instrumentistas — 130,63 a 151,25 mSv (gónadas), 31,35 a 36,30 mSv (cristalino) e 52,25 a Os profissionais que ocupam posições mais afastadas do feixe (por exemplo: anestesistas) terão doses de radiação mais reduzidas, embora estas possam ainda ser importantes ao nível das gónadas na zona do topo da mesa (anestesista). Conclui-se que a exposição profissional em blocos operatórios pode implicar, em cirurgia ortopédica, a sujeição a níveis de exposição consideráveis, o que permite classificar estes profissionais de categoria A, justificando a utilização obrigatória (e correcta de acordo com as recomendações) da dosimetria individual e a adopção de medidas de protecção radiológica, tantas vezes negligenciadas.

Characterisation of neutron spectra in mixed high energy fields in lineal accelerators: response functions validation

Actualment, la resposta de la majoria d’instrumentació operacional i dels dosímetres personals utilitzats en radioprotecció per a la dosimetria neutrònica és altament dependent de l’energia dels espectres neutrònics a analitzar, especialment amb camps neutrònics amb una important component intermitja. En conseqüència, la interpretació de les lectures d’aquests aparells es complicada si no es té un coneixement previ de la distribució espectral de la fluència neutrònica en els punts d’interès. El Grup de Física de les Radiacions de la Universitat Autònoma de Barcelona (GFR-UAB) ha desenvolupat en els últims anys un espectròmetre de neutrons basat en un Sistema d’Esferes Bonner (BSS) amb un contador proporcional d’3He com a detector actiu. Els principals avantatges dels espectròmetres de neutrons per BSS són: la seva resposta isotròpica, la possibilitat de discriminar la component neutrònica de la gamma en camps mixtos, i la seva alta sensibilitat neutrònica als nivells de dosi analitzats. Amb aquestes característiques, els espectròmetres neutrònics per BSS compleixen amb els estándards de les últimes recomanacions de la ICRP i poden ser utilitzats també en el camp de la dosimetria neutrònica per a la mesura de dosis en el rang d’energia que va dels tèrmics fins als 20 MeV, en nou ordres de magnitud. En el marc de la col•laboració entre el GFR - UAB i el Laboratorio Nazionale di Frascati – Istituto Nazionale di Fisica Nucleare (LNF-INFN), ha tingut lloc una experiència comparativa d’espectrometria per BSS amb els feixos quasi monoenergètics de 2.5 MeV i 14 MeV del Fast Neutron Generator de l’ENEA. En l’exercici s’ha determinat l’espectre neutrònic a diferents distàncies del blanc de l’accelerador, aprofitant el codi FRUIT recentment desenvolupat pel grup LNF. Els resultats obtinguts mostren una bona coherència entre els dos espectròmetres i les dades mesurades i simulades.