Medicina_nuclear

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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 
	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
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   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	
  
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	
  
 
 
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	
  
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. 
	
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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. 
 
 
	
   7Figura 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 
	
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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 
	
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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 
	
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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 materiaisradioativos 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 
	
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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. 
 
Figura12: 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. 
 
 
	
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Figura 14: Esquema de um tubo de raios X 
 
 
 
 
Figura 15: Emissão de raios X característicos 
 
	
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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	
  
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	
  
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	
  
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 utilizadasna 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	
  
 
Figura 17: Detector de poço. 
 
 
 
Figura 18: Curiômetro 
 
 
 
 
	
   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	
  
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	
  
 
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	
  
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	
  
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” sobrea 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	
  
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	
  
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	
  
	
  
Figura 21: Detectores termoluminescentes de CaSO4:Dy 
 
 
Figura 22: Dosímetro para Monitoração Individual 
	
   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	
  
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	
  
 
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, desdeas 
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	
  
 
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	
  
 
 
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	
  
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	
  
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	
  
 
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	
  
 
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	
  
 
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	
  
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 realtridimensional 
(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	
  
 
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	
  
	
  
	
  
 
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	
  
• 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	
  
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	
  
 
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	
  
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 densose 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	
  
 
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	
  
 
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	
  
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	
  
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	
  
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	
  
 
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	
  
O PET/CT 
 
O PET/CT é um equipamento híbrido que é constituído de dois equipamentos 
distintos eindependentes, 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	
  
 
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	
  
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	
  
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	
  
 
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	
  
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 
dasmedidas de atividade das fontes utilizadas na sequencia. A radiação de fundo 
	
   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	
  
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] (99Mo ) [µCi]
BG [µCi] ( 67Ga ) [µCi]
HV [volts] ( 131I ) [µCi]
 ( 99mTc ) [µCi]
Desvio % (133Ba) ( 201Tl ) [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	
  
 
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	
  
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	
  
 
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	
  
 
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	
  
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	
  
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 dessesprocedimentos 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	
  
 
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	
  
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	
  
Correção da uniformidade de campo
• Matriz de correção: 120 Mcts para matriz 128x128
• Aquisição com baixa contagem (teste diário) corrigida
Correção da uniformidade de campo
• Matriz de correção: 120 Mcts para matriz 128x128
• 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	
  
 
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	
  
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	
  
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	
  
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	
  
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	
  
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	
  
%. 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	
  
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	
  
 
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. 
 
	
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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	
  
 
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	
  
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	
  
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	
  
 
Figura 65 - Posicionamento de simulador cilindro homogêneo de Ge-68 para os testes diários. 
	
  
	
   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	
  
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	
  
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	
  
 
 
 
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	
  
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	
  
	
  	
   	
  
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	
  
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	
  
O objetivo é avaliar o comportamento do equipamento quanto à aquisição de dados 
e sua capacidadede 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	
  
 
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	
  
 
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	
  
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	
  
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	
  
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	
  
 
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 
adicionaisem 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	
  
 
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	
  
• 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	
  
 
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	
  
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	
  
 
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	
  
 
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	
  
 
 
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	
  
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	
  
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 demeia 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	
  
 
Figura 92: Caixa blindada para depósito temporário de rejeitos em Medicina Nuclear 
	
  
	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
  	
   	
  
Figura 93: Depósito de Rejeitos em Serviço de Medicina Nuclear 
 
 
	
   114	
  
 
Figura 94: Foto de um depósito para armazenamento de rejeitos radioativos 
	
  
 
Figura 95: Exemplos de recipientes para armazenamento de rejeitos radioativos 
 
 
	
   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	
  
 
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	
  
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	
  
• 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 qualificaçãopessoal 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	
  
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	
  
• 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	
  
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	
  
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 Serviçode Medicina Nuclear deve conter, pelo menos, as informações pertinentes da 
norma CNEN-NN-3.01 e abordar os seguintes tópicos: 
 
	
   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	
  
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	
  
• 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	
  
• 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	
  
especificados na norma, podem serclassificados 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	
  
 
• 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	
  
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	
  
§ 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 
3,7x1010Bq (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. 
 
	
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• 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, DistritoFederal 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	
  
§ 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 
	
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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.