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UNIVERSIDADE FEDERAL DE PERNAMBUCO
CENTRO DE TECNOLOGIA E GEOCIÊNCIAS
DEPARTAMENTO DE ENERGIA NUCLEAR
PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM TECNOLOGIAS
ENERGÉTICAS E NUCLEARES
(PROTEN)
IMPLANTAÇÃO DE UM PROGRAMA DE
INTERCOMPARAÇÃO DE MEDIDAS DE ATIVIDADE
DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS EM SERVIÇOS
DE MEDICINA NUCLEAR NO NORDESTE
MARIA DA CONCEIÇÃO DE FARIAS FRAGOSO
RECIFE – PERNAMBUCO – BRASIL
FEVEREIRO - 2010
IMPLANTAÇÃO DE UM PROGRAMA DE
INTERCOMPARAÇÃO DE MEDIDAS DE ATIVIDADE
DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS EM SERVIÇOS
DE MEDICINA NUCLEAR NO NORDESTE
MARIA DA CONCEIÇÃO DE FARIAS FRAGOSO
IMPLANTAÇÃO DE UM PROGRAMA DE
INTERCOMPARAÇÃO DE MEDIDAS DE ATIVIDADE
DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS EM SERVIÇOS
DE MEDICINA NUCLEAR NO NORDESTE
ORIENTADOR: Dr. RICARDO DE ANDRADE LIMA
CO-ORIENTADORA: Dra. MÉRCIA L. DE OLIVEIRA
RECIFE – PERNAMBUCO – BRASIL
FEVEREIRO – 2010
Dissertação submetida ao Programa de Pós-
Graduação em Tecnologias Energéticas e
Nucleares, do Departamento de Energia
Nuclear, da Universidade Federal de
Pernambuco, para obtenção do título de
Mestre em Ciências, Área de Concentração:
Dosimetria e Instrumentação.
F811i Fragoso, Maria da Conceição de Farias.
Implantação de um programa de intercomparação de medidas de atividade de radiofármacos utilizados em serviços de medicina nuclear no nordeste/ Maria da Conceição de Farias Fragoso. - Recife: O Autor, 2010.
86 f., il : grafs.,tabs., figs. Dissertação (Mestrado) – Universidade Federal de Pernambuco.
CTG. Programa de Pós-Graduação em Tecnologias Energéticas e Nucleares, 2010.
Inclui bibliografia.e anexos. 1. Energia nuclear 2. Medicina nuclear 2. Radiofármacos . I. Título. UFPE 621.48 CDD (22. ed.) BCTG/2010-071
Aos meus pais, Maria e Newton,
exemplos de força, coragem e
perseverança, minha homenagem
e eterna gratidão.
AGRADECIMENTOS
A Deus, por ter me concedido, através de Sua infinita bondade, o
potencial de concretizar mais uma conquista em minha vida.
Aos meus pais, por estarem presentes em todos os momentos da minha
vida, incentivando-me a lutar pelos meus sonhos. A eles expresso todo o meu amor.
Ao meu orientador, Dr. Ricardo de Andrade Lima, pela oportunidade,
dedicação e apoio durante o desenvolvimento desta dissertação.
À minha co-orientadora, Dra. Mércia L. de Oliveira, meu
agradecimento especial, por suas observações, empenho e dedicação com que me
orientou, tornando possível a realização dessa dissertação. Expresso minha gratidão e
admiração.
À Universidade Federal de Pernambuco e, em particular, o
Departamento de Energia Nuclear (DEN), pelo apoio institucional e oportunidades
oferecidas.
Ao Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste (CRCN-NE),
por fornecer todas as ferramentas necessárias à realização deste trabalho.
Aos professores Clóvis Abrahão Hazin, Fabiana Farias de Lima,
Ferdinand Lopes Filho, Fernando Roberto de Andrade Lima e Marcus Aurélio Pereira
dos Santos, pelas preciosas discussões e sugestões no desenvolvimento deste trabalho.
Às instituições de medicina nuclear dos estados de Alagoas, Ceará,
Paraíba, Pernambuco, Piauí, Rio Grande do Norte e Sergipe pela participação na
implantação do programa de intercomparação. Em particular à Arnos Oliveira, Aline
urlan, Dr. Paulo Ramos, Joelan Angelo, Wellingta Rodrigues, Lívia Soares, Dra.
Thamara dos Santos e Fernanda Carla, pelas valiosas contribuições para este trabalho.
Aos meus amigos do DEN e do CRCN, em especial a Fernanda Pessoa,
Carlaine Batista, Kleber Souza, Renato Gonçalves e Samuel Pimentel, pelo apoio,
amizade e carinho em todos os momentos.
Ao meu amigo Antônio Morais, por toda dedicação, amizade e
companheirismo, sempre me ajudando em todas as etapas deste trabalho. Meus
sinceros agradecimentos.
Aos funcionários do DEN e do CRCN, em especial a Magali e a
Margarete, pela amabilidade e colaboração prestada sempre que solicitada.
À FACEPE, pela concessão de bolsa de apoio técnico, e à CAPES, pela
concessão da bolsa de mestrado.
Meus sinceros agradecimentos a todos aqueles que de alguma forma
doaram um pouco de si para que a conclusão deste trabalho se tornasse possível.
F
SUMÁRIO
LISTA DE FIGURAS .................................................................................................. 10
LISTA DE TABELAS ................................................................................................. 12
LISTA DE ABREVIATURAS ..................................................................................... 13
RESUMO ..................................................................................................................... 14
SUMMARY ................................................................................................................. 15
1. INTRODUÇÃO ........................................................................................................ 16
2. REVISÃO DE LITERATURA ................................................................................ 19
2.1. Medicina Nuclear ............................................................................................ 19
2.1.1. Radiofármacos .............................................................................................. 20
2.2. Detecção e Medição da Radiação .................................................................... 23
2.2.1. Calibradores de Radionuclídeos ............................................................. 24
2.2.2. Calibração ............................................................................................... 26
2.3. Controle da Qualidade em Medicina Nuclear ................................................. 29
2.3.1. Exatidão e Precisão ................................................................................. 31
2.3.2. Reprodutibilidade ................................................................................... 32
2.3.3. Linearidade ............................................................................................. 33
2.3.4. Geometria ............................................................................................... 34
2.3.5. Auto zero, tensão e radiação de fundo .................................................... 34
2.4. Programas de Intercomparação de Medições .................................................. 35
3. METODOLOGIA ..................................................................................................... 44
3.1. Materiais .......................................................................................................... 44
3.1.1. Equipamento de medição ........................................................................ 44
3.1.2. Fontes radioativas ................................................................................... 45
3.1.3. Sistemas auxiliares e acessórios importantes ......................................... 46
3.2. Procedimentos ................................................................................................. 46
3.2.1. Programa de garantia da qualidade ......................................................... 47
3.2.1.1. Auto zero, tensão e radiação de fundo ......................................... 47
3.2.1.2. Teste de exatidão e precisão ........................................................ 48
3.2.1.3. Teste de reprodutibilidade ........................................................... 49
3.2.1.4. Teste de Linearidade .................................................................... 49
3.2.1.5. Teste de Geometria ...................................................................... 50
3.2.2. Intercomparação de calibradores de radionuclídeos .............................. 52
3.2.1. Avaliação das incertezas ......................................................................... 54
4. RESULTADOS ........................................................................................................ 58
4.1. Programa de Garantia da Qualidade ................................................................ 58
4.1.1. Avaliação do auto zero, tensão e radiação de fundo ............................... 58
4.1.2. Determinação da exatidão e precisão ..................................................... 61
4.1.3. Determinação da reprodutibilidade......................................................... 62
4.1.4. Avaliação da linearidade......................................................................... 63
4.1.5. Determinação dos fatores de correção pelo teste de geometria .............. 64
4.2. Intercomparação de calibradores de radionuclídeos ........................................ 65
5. CONCLUSÃO .......................................................................................................... 72
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ......................................................................... 74
APÊNDICE I ................................................................................................................ 79
APÊNDICE II ............................................................................................................... 83
LISTA DE FIGURAS
1. Distribuição percentual dos principais exames realizados nos serviços de
medicina nuclear de Pernambuco no período de 2000 a 2004................................
22
2. Esquema de um detector do tipo gasoso................................................................. 24
3. Distribuição dos SMN nas regiões brasileiras........................................................ 25
4. Esquema de um calibrador de radionuclídeos........................................................ 26
5. Calibradores de radionuclídeos comerciais da marca Capintec.............................. 27
6. Curva de eficiência de um calibrador de radionuclídeos comercial....................... 29
7. Representação gráfica do teste de linearidade de um sistema de referência
utilizando-se uma fonte de 99m
Tc............................................................................
33
8. Distribuição dos resultados para diferentes modelos de calibradores
radionuclídeos.........................................................................................................
38
9. Comparação do desempenho dos calibradores de radionuclídeos do tipo câmara
de ionização e Geiger-Müller. Quanto mais próximo de 100% menor será o erro
da medição efetuada................................................................................................
39
10. Intercomparação das medidas de atividade entre os serviços de medicina nuclear
e o LNMRI..............................................................................................................
40
11. Comparação entre o desempenho da primeira e segunda rodada de
intercomparação com a fonte de 131
I.......................................................................
41
12. Comparação do desempenho de calibradores de radionuclídeos, em %, para os
serviços de medicina nuclear do Rio de Janeiro, Brasília, Porto Alegre e cidades
da Região Centro-oeste do Brasil, para 131
I e 99m
Tc................................................
42
13. Calibrador de radionuclídeos CRC-15R da Capintec............................................. 44
14. Fontes padrão de 57
Co, 60
Co, 133
Ba e 137
Cs............................................................. 45
15. Laboratório de Medidas de Atividade de Radionuclídeos da Divisão de Técnicas
Analíticas e Nucleares (DITAN) do CRCN-NE.....................................................
47
Página Figura
16. Suporte para amostra de altura variável adaptado para realizar testes de
geometria em relação à posição da amostra dentro do poço do calibrador de
radionuclídeos.........................................................................................................
50
17. Avaliação do auto zero no calibrador de radionuclídeos de referência durante o
período de setembro de 2008 a dezembro de 2009.................................................
59
18. Avaliação da radiação de fundo (Background) no calibrador de radionuclídeos
de referência durante o período de setembro de 2008 a dezembro de 2009...........
60
19. Avaliação da tensão aplicada no calibrador de radionuclídeos de referência
durante o período de setembro de 2008 a dezembro de 2009.................................
61
20. Teste de reprodutibilidade do calibrador de radionuclídeos de referência,
utilizando a fonte padrão de 137
Cs...........................................................................
62
21. Teste de linearidade do calibrador de radionuclídeos de referência, utilizando-
se a fonte de 99m
Tc..................................................................................................
63
22. Teste de geometria do sistema de referência utilizando um frasco de penicilina... 64
23. Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado de Alagoas,
utilizando as fontes de 57
Co, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc.......................................................
69
24. Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado do Ceará, utilizando
as fontes de 57
Co, 67
Ga e 131
I...................................................................................
69
25. Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado do Rio Grande do
Norte e Sergipe, utilizando a fonte de 57
Co, 67
Ga e 131
I..........................................
70
26. Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado de Pernambuco,
utilizando as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc.............................................
70
27. Intercomparações de medidas de radiofármacos nos estados da Paraíba, Piauí e
Sergipe, utilizando as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I e 201
Tl..........................................
71
LISTA DE TABELAS
1. Principais radionuclídeos utilizados na medicina nuclear e seus respectivos
métodos de produção..............................................................................................
21
2. Detectores de radiação e suas respectivas características....................................... 23
3. Protocolos internacionais com seus testes de controle da qualidade e respectiva
periodicidade...........................................................................................................
30
4. Testes e periodicidade recomendados para o controle da qualidade dos
calibradores de radionuclídeos no Brasil................................................................
31
5. Testes recomendados pelo NPL e LNHB e sua respectiva
periodicidade...........................................................................................................
31
6. Comparação do desempenho dos calibradores de radionuclídeos em diferentes
países durante o programa de intercomparação......................................................
37
7. Características do calibrador de radionuclídeos de referência................................ 45
8. Fontes padrão de referência para os testes de controle da qualidade fornecidas
pelo Isotope Products Laboratoire..........................................................................
46
9. Tempo de meia-vida dos radionuclídeos utilizados nos programas de
intercomparação......................................................................................................
54
10. Planilha de avaliação de incerteza para comparações interlaboratoriais................ 56
11. Fatores de correção referente à posição da amostra, em relação à posição 0cm.... 65
12. SMN participantes do programa de intercomparação de medidas de atividade de
radiofármacos..........................................................................................................
66
13. Calibradores de radionuclídeos avaliados no programa de intercomparação de
medidas de atividade de radiofármacos..................................................................
67
Página Tabela
LISTA DE ABREVIATURAS
ANSI
IAEA
IRD
LNHB
LNMRI
NPL
NRC
SEFM
SEMN
SEPR
CRCN-NE
CNEN
American National Standards Institute
International Atomic Energy Agency
Instituto de Radioproteção e Dosimetria
Laboratoire National Henri Becquerel
Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes
National Physical Laboratory
Nuclear Regulatory Commission
Sociedad Española de Física Médica
Sociedad Española de Medicina Nuclear
Sociedad Española de Protección Radiológica
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste
Comissão Nacional de Energia Nuclear
IMPLANTAÇÃO DE UM PROGRAMA DE
INTERCOMPARAÇÃO DE MEDIDAS DE ATIVIDADE
DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS EM SERVIÇOS
DE MEDICINA NUCLEAR NO NORDESTE
Autora: Maria da Conceição de Farias Fragoso
Orientador: Ricardo de Andrade Lima
Co-orientadora: Mércia L. de Oliveira
RESUMO
Os calibradores de radionuclídeos são instrumentos essenciais nos serviços de
medicina nuclear (SMN) para a determinação da atividade dos radiofármacos que
serão administrados aos pacientes. O desempenho inadequado desses equipamentos
leva a doses sub ou superestimadas, comprometendo o sucesso de diagnósticos ou
terapias. A intercomparação é uma ferramenta importante para avaliação da qualidade
da medição da atividade de radiofármacos nos serviços de medicina nuclear, uma vez
que avalia o procedimento de medição como um todo, incluindo o desempenho dos
profissionais envolvidos. O propósito deste trabalho é implantar o programa de
intercomparação de medidas de atividade de radiofármacos utilizados em SMN
localizados na região Nordeste do Brasil, utilizando fontes de 99m
Tc, 131
I, 67
Ga, 201
Tl e
57Co. Um calibrador de radionuclídeos comercial foi caracterizado como equipamento
de referência para este programa. O programa de medidas de atividade foi implantado
em serviços de medicina nuclear dos estados de Alagoas, Ceará, Paraíba, Pernambuco,
Piauí, Rio Grande do Norte e Sergipe. Verificou-se que 89% dos resultados
apresentaram valores dentro dos limites estabelecidos pela CNEN (±10%) e 11% dos
resultados foram considerados inaceitáveis decorrentes da utilização de equipamentos
baseados em detectores do tipo Geiger-Müller e da falta de treinamento dos
operadores. Os serviços cujas medidas se encontraram fora dos limites estabelecidos
poderão contar com a colaboração do laboratório de referência, contribuindo com a
otimização do procedimento de medição empregado pelo SMN.
Palavras-chave: medicina nuclear; calibradores de radionuclídeos; radiofármacos;
controle da qualidade; intercomparação.
ESTABLISHMENT OF COMPARISON PROGRAM OF
ACTIVITY MEASUREMENTS OF RADIOPHARMACEUTICALS
USED IN NUCLEAR MEDICINE SERVICES IN THE
BRAZILIAN NORTHEAST
Author: Maria da Conceição de Farias Fragoso
Adviser: Ricardo de Andrade Lima
Coadviser: Mércia L. de Oliveira
SUMMARY
The radionuclide calibrators are essential instruments in nuclear medicine
services (NMS) to determine the activity of radiopharmaceuticals which will be
administered to the patients. Inappropriate performance of these equipments could
provide underestimation or overestimation of the activity, compromising the success
of diagnosis or treatment of illnesses. The comparison program is an important tool to
evaluate the quality of activity measurement of radiopharmaceuticals in the NMS,
because it evaluate not only the instruments, but also the procedure employed and the
performance of the personnel involved in the measurements. The aim of this work is to
establish the intercomparison program of activity measurements of
radiopharmaceutical used in nuclear services in the Brazilian northeast region, using
99mTc,
131I,
67Ga,
201Tl and
57Co sources. A commercial radionuclide calibrator was
established as the standard instrument for the comparison program. The activity
measurements comparison program was established in Alagoas, Ceará, Paraíba,
Pernambuco, Piauí, Rio Grande do Norte and Sergipe. The comparison results
demonstrated that 89% of NMS complied with the limit established by CNEN (±10%)
and 11% not complied this limit. This is caused by the use of devices based on Geiger-
Müller detectors and inadequate qualification of the personnel operating the
equipment. The services whose results were outside the recommended limits can count
the reference laboratory, contributing to optimization of the measurement procedure
employed at the NMS.
Keywords: nuclear medicine; radionuclide calibrators; radiopharmaceuticals; quality
control; intercomparison
16
1. INTRODUÇÃO
O desenvolvimento da tecnologia no campo da medicina nuclear possibilitou
diagnósticos precoces de processos patológicos, permitindo o estudo do
comportamento fisiológico de forma simples, não invasiva e com risco baixo para o
paciente. Além disso, as práticas terapêuticas têm sido empregadas com bastante
eficácia. Os procedimentos na medicina nuclear baseiam-se na administração de um
radioisótopo marcado com uma substância química que apresenta afinidade pelo órgão
ou tecido que esteja sendo investigado.
A atividade administrada a um paciente deve ser conhecida com exatidão para
não apenas cumprir os requisitos de radioproteção, como também garantir o sucesso
dos procedimentos a que for submetido. Os calibradores de radionuclídeos possuem a
vantagem de realizar as medidas de atividade de maneira rápida e exata. Estes
instrumentos consistem essencialmente de uma câmara de ionização do tipo poço,
acoplada a um eletrômetro com mostrador digital, fornecendo medidas diretas em
unidades de atividade.
A International Atomic Energy Agency (IAEA) e a Comissão Nacional de
Energia Nuclear (CNEN) estabelecem normas que visam garantir o melhor
desempenho dos calibradores de radionuclídeos, recomendando testes de controle da
qualidade, com seus limites de aceitação e a periodicidade de sua execução. Testes
como exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade devem ser executados no
próprio serviço de medicina nuclear pelo seu Supervisor de Proteção Radiológica
(CNEN, 1996).
Os programas de garantia da qualidade em medicina nuclear são importantes
ferramentas para assegurar a confiabilidade nas medições de atividades, estabelecendo
rastreabilidade metrológica com padrões nacionais e internacionais, tendo como
objetivos
17
Assegurar a administração da atividade correta, minimizando os efeitos
colaterais e garantindo a atividade mínima que promova o fim terapêutico
desejado;
Garantir a obtenção de imagens de boa qualidade que facilitem a execução de
diagnósticos corretos, evitando a repetição de exames.
Dentre os procedimentos recomendados em programas de garantia da
qualidade em medicina nuclear, a intercomparação destaca-se como uma ferramenta
de importância singular uma vez que avalia o procedimento de medição como um
todo, incluindo o desempenho dos profissionais que operam o equipamento.
As comparações interlaboratoriais consistem no envio do item de ensaio a ser
medido (amostras de solução contendo radionuclídeos conhecidos) aos laboratórios
participantes. Em seguida, os resultados individuais das medições são comparados aos
valores de referência estabelecidos por um Laboratório de Referência e posteriormente
tratados por métodos estatísticos avaliando-se, desta forma, o desempenho dos
calibradores de radionuclídeos (ISO, 1997).
Com o intuito de obter informações acerca da qualidade das medições de
atividade dos radiofármacos nos serviços de medicina nuclear (SMN) brasileiros,
desde 1998, o Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI)
do Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD/CNEN) vem realizando comparações
interlaboratoriais estabelecendo, desta forma, a rastreabilidade para os padrões
nacionais de medições (IWAHARA, 2001).
O objetivo deste trabalho é implantar o programa de intercomparação de
medidas de atividade de radiofármacos utilizados em serviços de medicina nuclear
localizados na região Nordeste do Brasil, utilizando as fontes de 99m
Tc, 131
I, 67
Ga,
201Tl e
57Co.
Espera-se que a implantação deste programa contribua para a consolidação da
cultura de segurança que visa à otimização dos procedimentos médicos que se utilizam
da radiação ionizante, de modo a garantir o bem-estar da população, sem comprometer
18
o sucesso dos diagnósticos e terapias, evitando exposições desnecessárias aos
pacientes e indivíduos do público.
19
2. REVISÃO DE LITERATURA
2.1. Medicina Nuclear
A medicina nuclear é a especialidade médica que emprega compostos
radioativos para avaliar a morfologia e sobretudo a funcionalidade de órgãos e tecidos,
destacando-se das demais técnicas de radiodiagnóstico. Ao ser empregada no estudo
dos fenômenos biológicos, sem neles interferir, proporciona a prevenção,
identificação, monitoração e terapias de doenças.
O primeiro uso dos radionuclídeos em humanos ocorreu em 1926, quando
Blumgart e Yens mediram a circulação humana após a injeção de uma solução salina
exposta ao radônio (BLUMGART; YENS, 1926). Mais tarde, em 1938, surgiram
estudos sobre a função da tireóide com o uso de iodo radioativo, marcando o início do
uso sistemático dos radionuclídeos na clínica médica (HERTZ; ROBERT; EVANS,
1938).
O grande poder diagnóstico da medicina nuclear se firmou quando, em 1939,
Seaborg e Segre produziram o 99m
Tc (KEREIAKES, 1987), radionuclídeo amplamente
utilizado nos centros de medicina nuclear devido à facilidade em marcar um grande
número de fármacos, tornando-se aplicável em estudos de diversos órgãos e sistemas
do corpo humano (MORAES, 2007).
Nesta época, o principal instrumento utilizado para detecção da radiação
ionizante era o contador Geiger-Müller, que apenas realizava medição e indicação da
presença do radiofármaco, não permitindo distinguir a energia da radiação gama
detectada, nem produzir imagens da distribuição do composto na área de interesse
(MORAES, 2007).
Em 1951, Benedict Cassen construiu o mapeador linear, dando início à produção de
imagens diagnósticas por meio do uso dos radiofármacos.
20
Posteriormente, com o desenvolvimento da câmara de cintilação e dos computadores,
houve a melhoria no processo de formação e armazenamento de imagens, contribuindo
para o desenvolvimento da medicina nuclear (MORAES, 2007).
2.1.1 Radiofármacos
O radiofármaco é uma substância radioativa cujas propriedades físicas,
químicas e biológicas fazem com que seja apropriada para uso em seres humanos
(CNEN, 1996). Seja em pesquisas clínicas ou terapias, destaca-se por não perturbar a
função de órgãos e tecidos, ao contrário de inúmeras outras drogas que promovem
profundos efeitos quando administrados por via intravenosa. A maioria dos
radiofármacos é uma combinação de um componente radioativo (radionuclídeo) e um
fármaco (carregador ou ligante). Estes ligantes deverão possuir uma biodistribuição
adequada entre órgãos e tecidos, além de serem substâncias seguras e atóxicas.
As características físico-químicas dos radiofármacos determinam a sua
farmacocinética, ou seja, sua fixação no órgão alvo, metabolização e posterior
eliminação do organismo, enquanto que as características físicas dos radionuclídeos
estão relacionadas à determinação do composto que será utilizado no diagnóstico ou
terapia (OLIVEIRA et al, 2006). A administração destes compostos poderá ocorrer por
via oral ou inalatória, mas principalmente por meio de injeção intravenosa.
Os radionuclídeos ocorrem naturalmente ou são produzidos artificialmente. A
maioria dos radionuclídeos naturais possui uma meia-vida longa, além de serem
tóxicos (SAHA, 1998). Os principais radionuclídeos utilizados na medicina, para
diagnóstico ou terapia, produzidos artificialmente, são mostrados na Tabela1.
.
21
Tabela 1: Principais radionuclídeos utilizados na medicina nuclear e seus
respectivos métodos de produção. Adaptado de (SAHA, 1998).
aDados do Laboratório National Henri Becquerel.
bCE: Captura eletrônica
c TI: Transição isomérica
Idealmente, os radionuclídeos empregados em medicina nuclear devem possuir
características como: emissão de fótons com energia e quantidade adequadas para os
equipamentos de detecção empregados nos SMN e suficientes para atravessar órgãos e
tecidos do paciente (na faixa de 100 a 300 keV), meia-vida correspondendo ao tempo
necessário para a aplicação desejada, fácil aquisição e viabilidade econômica
(NOGUEIRA, 2001).
O 99m
Tc (tecnécio-99-metaestável) destaca-se dos demais radionuclídeos uma
vez que preenche todos os requisitos citados anteriormente: emissor gama com energia
de 140 keV, tempo de meia vida (6,0067 horas) suficientemente longo para a
preparação dos radiofármacos, administração e aquisição das imagens e curto para
Radionuclídeo
Tipo de
decaimento
Tempo de
meia-vidaa
Energia (keV)
raios-γ
Método de
produção
Carbono-11 β+ (20,370±0,029) min 511 Acelerador
Nitrogênio-13 β+ (9,9670±0,0037)min 511 Acelerador
Oxigênio-15 β+ (2,041±0,006) min 511 Acelerador
Flúor-18 β+ (1,8288±0,0003) h 511 Acelerador
Cromo-51 CEb
(27,703±0,003) d 320,1 Reator
Gálio-67 CE (3,2613±0,0005) d 93/185/300/393 Acelerador
Estrôncio-89 β- (50,57±0,03) d ----- Reator
Tecnécio-99m TIc
(6,0067±0,0010) h 140 Gerador de 99
Mo
Índio-111 CE (2,8047±0,0004) d 171 Acelerador
Iodo-123 CE (13,2234±0,0037) h 159 Acelerador
Iodo-131 β- (8,0233±0,0019) d 354 Reator
Samário-153 β- (1,92849±0,00011)d 103 Reator
Tálio-201 CE (3,0421±0,0017) d 167 Acelerador
22
minimizar a dose de radiação no paciente, além de possuir uma grande afinidade
química com inúmeros compostos químicos, sendo amplamente utilizado nos serviços
de medicina nuclear (OLIVEIRA et al, 2006).
Apesar de 95% dos procedimentos em medicina nuclear estarem relacionados
ao diagnóstico, o tratamento com radiofármacos tem crescido consideravelmente,
sendo significativamente efetivo para certas enfermidades, como por exemplo, o
hipertireoidismo e o câncer de tireóide (ARAÚJO et al, 2008).
Um levantamento realizado em sete clínicas de medicina nuclear no estado de
Pernambuco, durante o período de 2000 a 2004, verificou que foram realizados 93.452
exames de diagnóstico. Dentre eles, destaca-se o exame de cintilografia do miocárdio,
devido ao aumento de doenças cardiovasculares na população e à divulgação deste
procedimento diagnóstico (ARAÚJO; LIMA; KHOURY, 2008). A Figura 1 representa
uma distribuição percentual destes exames durante o período mencionado.
Figura 1: Distribuição percentual dos principais exames realizados nos serviços de
medicina nuclear de Pernambuco no período de 2000 a 2004 (ARAÚJO; LIMA;
KHOURY, 2008).
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
23
2.2. Detecção e Medição da Radiação
Na medicina nuclear é necessário verificar, por meio de instrumentos
detectores de radiação, a presença, o tipo, a intensidade e a energia das radiações
emitidas pelos radionuclídeos que serão administrados aos pacientes. Nesta área, os
detectores gasosos têm grande destaque.
O princípio de operação destes instrumentos consiste na interação da radiação
com o detector, de tal maneira que a resposta obtida esteja relacionada ao efeito ou
propriedade da radiação que está sendo mensurada (CEMBER; JOHNSON, 2008).
Alguns exemplos destes detectores e algumas de suas características são mostrados na
Tabela 2.
Tabela 2: Detectores de radiação e suas respectivas características (SAHA, 1998).
Detector Eficiência
Intrínseca
Tempo
Morto
Discriminação
de Energia
Utilizações na
Medicina Nuclear
Câmaras de
Ionização Muito baixa -----* Nenhuma
Calibradores de
radionuclídeos
Geiger-Müller Moderada ~mseg Nenhuma Inspeção de radiação
*Não pode ser usado como um contador.
Os detectores gasosos em geral consistem em uma câmara contendo em seu
interior um gás ou uma mistura de gases na qual se encontram dois eletrodos isolados,
um positivo (o anodo) e outro negativo (catodo). O circuito ainda é composto por um
capacitor e uma resistência, que converterá o pulso de corrente em um pulso elétrico
mensurável. A operação destes detectores consiste na ionização das moléculas do gás
pela radiação ionizante, seguido da coleta dos pares de íons mediante a aplicação de
uma tensão entre os dois eletrodos (SAHA, 1998). Uma representação esquemática de
um detector gasoso é mostrada na Figura 2.
:
24
Figura 2: Esquema de um detector do tipo gasoso.
A presença do campo elétrico promoverá o deslocamento dos íons positivos
para o eletrodo negativo enquanto os íons negativos dirigem-se para o eletrodo
positivo, produzindo uma corrente, a qual será mensurada pelo circuito eletrônico
durante determinado período. Nos detectores gasosos do tipo câmara de ionização, o
número de partículas carregadas que serão produzidas na câmara será diretamente
proporcional à energia que foi depositada pela radiação (CEMBER; JOHNSON,
2008).
As câmaras de ionização foram um dos primeiros detectores gasosos utilizados
na medição de radiação, sendo amplamente utilizados na medição de radionuclídeos
emissores de fótons (SCHRADER, 1997).
2.2.1. Calibradores de Radionuclídeos
O calibrador de radionuclídeos, ou curiômetro, é um dos mais importantes
instrumentos utilizados na medicina nuclear. De acordo com Norma NN-3.05 da
Comissão Nacional de Energia Nuclear, que estabelece os requisitos de radioproteção
e segurança para os serviços de medicina nuclear, trata-se do instrumento destinado à
medição da atividade dos radionuclídeos, que serão posteriormente administrados para
25
propósitos médicos, devendo existir, no mínimo, uma unidade em cada SMN (CNEN,
1996).
No Brasil, um levantamento realizado em 2004 estimou a existência de,
aproximadamente, 360 serviços de medicina nuclear, totalizando cerca de 420
calibradores de radionuclídeos (MENDES; DA FONSECA; CARVALHO, 2004). A
Figura 3 mostra a distribuição destes serviços em cada região do país.
Figura 3: Distribuições de SMN nas regiões brasileiras.
Um calibrador de radionuclídeos, esquematizado na Figura 4, diferencia-se dos
outros sistemas baseados em câmaras de ionização devido a seu circuito eletrônico ser
especial, permitindo que a resposta do instrumento seja mostrada diretamente em
múltiplos da unidade becquerel1 ou submúltiplos da unidade anteriormente empregada,
o curie. Estes equipamentos são de fácil operação, apresentando boa estabilidade a
curto e longo prazos, além de grande versatilidade, podendo ser utilizados para
determinação da atividade de radionuclídeos de geometrias diferentes (COSTA;
CALDAS, 2003).
Nos calibradores de radionuclídeos, o material radioativo é introduzido por meio de
um suporte apropriado no poço da câmara de ionização (Figura 4), tendo sua atividade
quantificada em função da corrente gerada pela ionização do gás no volume.
1 Unidade do SI definida como sendo uma desintegração por segundo (CEMBER e JOHNSON, 2008).
2%
8%
15%
16%59%
Norte
Centro-oeste
Nordeste
Sul
Sudeste
26
sensível da câmara. A corrente produzida é convertida em tensão, sendo
posteriormente amplificada, processada e finalmente visualizada no mostrador, em
unidades da atividade (IAEA, 1991).
Figura 4: Esquema de um calibrador de radionuclídeos.
Nas versões comerciais dos calibradores de radionuclídeos, canais são
predeterminados para um número de radionuclídeos, por meio de botões seletores da
faixa de energia, permitindo a medida de atividade de vários radionuclídeos. A Figura
5 representa alguns modelos de calibradores de radionuclídeos comerciais.
2.2.2. Calibração
A forma usual de caracterizar o desempenho metrológico de um sistema de
medição é por meio de um procedimento experimental denominado calibração, que
corresponde ao conjunto de operações que estabelece a relação entre os valores
indicados por um instrumento ou sistema de medição e os valores correspondentes das
grandezas estabelecidos por padrões. A calibração permite obter tanto o
estabelecimento do valor do mensurando para as indicações como a determinação das
correções que podem vir a serem aplicadas (ALBERTAZZI; SOUZA, 2008).
SUPORTE DA AMOSTRA
ELETRÔMETRO
BLINDAGEM DE CHUMBO
ELETRODO
AMOSTRA RADIOATIVA
27
Figura 5: Calibradores de radionuclídeos comerciais da marca Capintec.
a: Modelo CRC 25W; b: Modelo CRC-Ultra; c: Modelo CRC 127R;
d: Modelo CRC 25R.
A calibração torna-se indispensável na suspeita de mau funcionamento de
sistemas de medição, sendo rotineiramente utilizada como uma forma de assegurar a
manutenção da confiabilidade das medições ao longo do tempo (ALBERTAZZI;
SOUZA, 2008).
As câmaras de ionização, antes de serem utilizadas, devem ser calibradas. Os
calibradores de radionuclídeos podem ser calibrados por meio de dois métodos: direto
e indireto. No método direto, a calibração ocorre por meio de soluções padrão de
radionuclídeos, fornecidas por um laboratório nacional de padrões (ou rastreável a
ele). No que diz respeito ao método indireto, são realizadas medições do instrumento a
ser calibrado e do instrumento de referência pela introdução de uma fonte de
referência, ambos sob condições idênticas, comparando-se os resultados obtidos
(COSTA, 1999). Os calibradores de radionuclídeos são geralmente calibrados pelos
a b
c d
28
seus fabricantes pelo método direto utilizando radionuclídeos comumente utilizados
em medicina nuclear (SCHRADER; WEIB, 1983).
Medidas exatas da atividade de radionuclídeos dependem da aplicação correta
dos fatores de calibração, válidos para determinados energia, geometria, volume e
recipiente da fonte. Diferentes densidades e volumes de soluções, bem como a
configuração e composição do recipiente que contém a amostra, contribuem para a
variação do fluxo de energia da radiação que atinge o volume da câmara, desse modo
afetando a sua resposta (ZIMMERMAN; CESSNA, 2000).
Segundo Cecatti (2004), a determinação da curva de calibração de um
calibrador de radionuclídeos é recomendada quando novos radionuclídeos são
introduzidos na rotina dos SMN ou quando os equipamentos sofrem algum reparo ou
dano, alterando a curva original.
As curvas de eficiência dos calibradores de radionuclídeos são de grande
importância na determinação dos fatores de calibração de radionuclídeos raros para os
quais não se encontram disponíveis padrões para calibração (COSTA, 1999). A
Figura 6 mostra um exemplo de uma curva característica de eficiência em função da
energia dos fótons.
A rastreabilidade é um aspecto muito importante para padrões e sistemas de
medição, sendo definida como a propriedade de um resultado ou medida que possa
estar relacionada a normas adequadas, geralmente padrões nacionais ou internacionais,
por meio de uma cadeia ininterrupta de comparações. Na medicina nuclear, os fatores
de calibração devem ser rastreáveis (para cada radionuclídeo) a padrões primários de
radioatividade, os quais são normalmente mantidos por Institutos Nacionais de
Metrologia (NPL, 2006).
29
Figura 6: Curva de eficiência de um calibrador de radionuclídeos comercial.
(SEFM; SEMN; SEPR, 1999)
2.3. Controle da Qualidade em Medicina Nuclear
Segundo a International Atomic Energy Agency (IAEA), o controle da
qualidade em medicina nuclear está relacionado a medidas específicas que são
necessárias para garantir que os aspectos de um determinado procedimento sejam
satisfatórios (IAEA, 1991).
O calibrador de radionuclídeo, responsável pela determinação da atividade dos
radiofármacos antes da sua administração ao paciente, deverá encontrar-se em perfeito
funcionamento. Para que isto ocorra, estes equipamentos devem ser testados no
momento de sua instalação (testes de aceitação) e posteriormente por meio dos testes
de controle da qualidade, assegurando a confiabilidade das medidas de atividades. O
desempenho inadequado dos calibradores de radionuclídeos pode promover
subestimação ou superestimação da atividade, levando a resultados clínicos duvidosos,
tratamentos ineficazes e exposição desnecessária à radiação (IWAHARA, 2001).
30
Na literatura encontram-se referências de normas elaboradas por diferentes
órgãos que estabelecem os requisitos para a calibração e controle da qualidade para
estes equipamentos. Na Tabela 3 são mostrados alguns destes protocolos com seus
respectivos testes de controle da qualidade para os calibradores de radionuclídeos e
suas periodicidades.
Tabela 3: Protocolos internacionais com seus testes de controle da qualidade e
respectiva periodicidade (AGUADO et al, 2004).
Exatidão Precisão Linearidade
Protocolo IAEA Trimestral Trimestral Trimestral
Protocolo NPL Anual Anual Anual
Protocolo ANSI Anual Diário Trimestral
Protocolo NRC Anual Diário Trimestral
Protocolo LNHB Anual Diário Na instalação
No Brasil, a norma CNEN-NN-3.05 recomenda os testes necessários ao
controle da qualidade e suas respectivas periodicidades. Segundo esta norma, estes
testes devem ser efetuados utilizando-se fontes padrão de referência que cubram a
faixa de energia dos radionuclídeos utilizados nos serviços de medicina nuclear
(CNEN, 1996). Os testes recomendados, as fontes radioativas utilizadas e os
respectivos limites de aceitação estão apresentados na Tabela 4. Além destes testes, o
National Physical Laboratory (NLP) e o Laboratoire National Henri Becquerel
(LNHB) recomendam alguns testes operacionais, mostrados na Tabela 5, para
assegurar o seu bom desempenho.
31
Tabela 4: Testes e periodicidade recomendados para o controle da qualidade dos
calibradores de radionuclídeos no Brasil (CNEN, 1996).
Teste
Freqüência
Fonte padrão utilizada
Limites de
Aceitação
Exatidão
Semestralmente
57Co,
133Ba ou
137Cs
10%
Precisão Semestralmente 57
Co, 133
Ba ou 137
Cs 5%
Reprodutibilidade Anualmente 57
Co ou 133
Ba 5%
Linearidade Semestralmente 99m
Tc 20%
Tabela 5: Testes recomendados pelo NPL e LNHB e sua respectiva periodicidade
(LNHB, 2006; NPL, 2006).
Testes Periodicidade
Auto zero Diário
Tensão Diário
Radiação de fundo Diário
Todos os testes de controle da qualidade mostrados nas Tabelas 4 e 5 são
descritos a seguir:
2.3.1. Exatidão e Precisão
A exatidão de uma medida descreve o grau de concordância entre o resultado
da medição e o valor verdadeiro da grandeza a qual se quer medir. A precisão indica o
grau de concordância entre os resultados obtidos das medições sucessivas, efetuadas
sob as mesmas condições, repetidas em um curto intervalo de tempo (AGUADO et al,
2004).
Segundo Bessa, Costa e Caldas (2008), para a realização destes testes devem
ser utilizadas não apenas as fontes radioativas recomendadas pela norma CNEN-NN-
32
3.05, como também os radionuclídeos utilizados clinicamente. Mesmo que as fontes
recomendadas pela norma nacional cubram a faixa de energia utilizada nos SMN será
testada apenas a porção do circuito eletrônico exclusiva para a medição da atividade de
determinado radionuclídeo, ocorrendo uma omissão para as demais fontes
clinicamente importantes, podendo acarretar erros significativos nas medições
utilizando as condições operacionais dos calibradores de dose que não foram testadas
para exatidão.
A publicação do NPL (2006) corrobora esta informação, recomendando que, na
realização dos testes de exatidão e precisão, seja avaliado cada intervalo de energia
utilizado no calibrador de radionuclídeos para as medições de atividade, mediante o
uso dos radionuclídeos mais frequentemente utilizados na rotina dos SMN.
2.3.2. Reprodutibilidade
A reprodutibilidade corresponde à faixa dentro da qual as indicações do
processo de medição são esperadas quando são envolvidos diferentes operadores,
medindo uma mesma característica do produto nas condições operacionais naturais do
processo de medição (ALBERTAZZI; SOUZA, 2008).
O teste de reprodutibilidade verifica o desempenho de todo o sistema de
medição (câmara de ionização e eletrômetro), permitindo indentificar a presença de
possíveis variações na resposta do equipamento ao longo do tempo.
O NPL (2006) recomenda que este teste seja realizado com fontes radioativas
que possuam meia-vida longa e ausência de qualquer impureza radioativa, como por
exemplo o 137
Cs. Os dados devem ser obtidos diariamente e registrados em tabelas,
sendo posteriormente dispostos em gráficos da atividade em função do tempo,
correspondendo ao decaimento da fonte utilizada.
33
2.3.3. Linearidade
A linearidade verifica a resposta da atividade do calibrador de radionuclídeos
durante todo o intervalo de atividade útil de uma fonte radioativa (IAEA, 1991).
Indica a habilidade com que um calibrador de radionuclídeos mede atividades de
radionuclídeos sobre uma ampla faixa de valores, sendo de primordial importância
quando se trabalha em escalas diferentes de atividade (AGUADO et al, 2004).
Dentre os métodos para obter a linearidade da resposta de um calibrador de
radionuclídeos, o mais utilizado é o método do decaimento. Trata-se do
acompanhamento do decaimento de um radionuclídeo meia-vida curta, como o 99m
Tc,
realizando as medidas em intervalos de tempo regulares, de modo que o tempo total
seja suficiente para a fonte decair até a menor atividade utilizada clinicamente (SAHA,
1998).
Após obtenção das medidas, deve-se registrar os resultados em um gráfico
mostrando a relação entre as atividades obtidas e o tempo decorrido, e traçar uma
curva teórica (Figura 7) baseada no decaimento da fonte (IAEA, 1991).
Figura 7: Representação gráfica do teste de linearidade de um sistema de referência
utilizando uma fonte de 99m
Tc (COSTA, 1999).
Tempo decorrido (horas)
Ati
vid
ad
e (G
Bq
)
Atividade medida
Atividade calculada +
-----
34
2.3.4. Geometria
Embora não seja exigido pela CNEN, recomenda-se a realização do teste de
geometria na instalação dos calibradores de radionuclídeos. Os diversos tipos de
recipientes, produzidos em diferentes geometrias e materiais, utilizados nos SMN para
a medição da atividade dos radionuclídeos que serão administrados aos pacientes, nem
sempre são iguais àqueles que foram utilizados pelos fabricantes para a calibração
destes equipamentos. Por isso, qualquer medida de atividade em recipientes diferentes
deve ser corrigida, aplicando-se os fatores de correção que levam em consideração os
diferentes graus de absorção da radiação pelas paredes do recipiente, decorrente da
variação na sua espessura e composição (IWAHARA, 2001).
As variações na geometria da amostra a ser medida podem afetar a exatidão das
medidas, principalmente devido à atenuação da radiação. Segundo Zimmerman e
Cessna (2000), é preciso obter experimentalmente os fatores de correção e aplicá-los a
medições similares, quando estão sendo realizadas medidas em diferentes geometrias,
especialmente para radionuclídeos de baixa energia.
2.3.5. Auto zero, tensão e radiação de fundo
I. Auto Zero:
Corresponde ao sinal medido na saída do eletrômetro quando este se encontra
em curto-circuito. Alguns equipamentos permitem o ajuste deste valor. Quando isto
não é possível, deve-se registrar o valor de auto zero e compará-lo às recomendações
do fabricante. Qualquer tendência de aumento pode indicar a necessidade de reparo do
equipamento (LNHB, 2006; NPL, 2006).
II. Tensão:
Consiste em verificar o valor da tensão aplicada à câmara poço. Como este
parâmetro está diretamente relacionado à eficiência de coleta de íons, deve-se
35
certificar que os valores medidos estejam dentro dos limites recomendados pelo
fabricante. Para valores de atividade baixos, o efeito da variação da tensão de
polarização é pequeno, entretanto, este efeito torna-se mais pronunciado para
atividades altas (LNHB, 2006; NPL, 2006).
III. Radiação de Fundo (Background):
Consiste em determinar a resposta do calibrador de radionuclídeos na ausência
de fontes radioativas. Recomenda-se realizar esta medida no canal de um
radionuclídeo com emissão gama de energia baixa. Pode-se determinar a média das
medidas e estabelecer um limite superior igual à média mais dois desvios padrões de
20 medidas realizadas sem contaminação (AGUADO et al, 2004) ou ainda utilizar os
valores orientativos indicados pelo fabricante.
A IAEA (1991) considera que um aumento de radiação de fundo superior ou
igual a 20% do valor obtido anteriormente deve ser investigado. Este aumento pode
ocorrer devido à contaminação radioativa do equipamento ou do suporte da fonte, ao
aumento da radiação ambiental ou devido a problemas no sistema de medição. Este
teste deve ser realizado com o suporte para amostras no interior do poço e na ausência
de fontes radioativas nas proximidades.
2.4. Programas de Intercomparação de Medições
Em uma intercomparação, são distribuídas, entre os participantes, amostras de
soluções de radionuclídeos calibradas previamente pelo laboratório padrão, contidas
em recipientes semelhantes àqueles comumente utilizados nos SMN. Cada participante
realiza a mensuração da atividade (desconhecida) exatamente como normalmente o faz
e em seguida fornece os valores obtidos para o organizador do programa. Estes
resultados, posteriormente, são comparados aos valores de referência e enviados aos
participantes, sendo discutidos e avaliados os problemas relacionados ao instrumento,
procedimento de medição e desempenho dos profissionais atuantes (OROPESA et al,
2008).
36
A intercomparação de medidas de radiofármacos teve início em 1973 nos
Estados Unidos. Em 1975, o National Institute of Standards and Technology (NIST)
implantou o programa de garantia da qualidade em medições destinado ao
desenvolvimento e distribuição de fontes de referência (OROPESA et al, 2005).
Diversos trabalhos envolvendo intercomparação de calibradores de
radionuclídeos têm sido desenvolvidos em muitos países como Cuba, Índia, Canadá,
Argentina, República Tcheca, Reino Unido, Hungria e Alemanha. Os resultados
mostram que, ao serem adotadas essas supervisões metrológicas periódicas, há uma
melhora significativa na confiança e uniformidade das medidas nos serviços
participantes do programa (OROPESA et al, 2005).
O trabalho de Oropesa et al (2008) reúne diversas intercomparações de medidas
de radiofármacos realizadas em diversos países (Tabela 6) durante um dado intervalo
de tempo, todos baseados no limite de exatidão de ± 10% recomendado pela European
Pharmacopoeia, utilizando fontes emissoras de radiação gama de 99m
Tc, 201
Tl, 67
Ga e
131I. Observou-se que ocorreu uma melhora no processo de medição durante o período
avaliado, com diferentes magnitudes para os países participantes do programa.
Segundo os autores, esse processo de melhoria ocorreu em duas fases: a
primeira refere-se às mudanças relativas à exatidão das medições dos calibradores de
radionuclídeos, quando foram efetuados todos os ajustes necessários ao equipamento
(calibração e a utilização de câmaras de ionização). A segunda fase corresponde ao
aperfeiçoamento dos protocolos de medição adotados nos SMN e dos profissionais
envolvidos no processo de medição de atividade. Além disso, foram realizadas
auditorias com o intuito de verificar a implementação das recomendações
estabelecidas pelos laboratórios de referência.
37
Tabela 6: Comparação do desempenho dos calibradores de radionuclídeos em
diferentes países durante o programa de intercomparação
Adaptado de (OROPESA et al, 2008).
País/Ano/Radionuclídeos Resultados
não-aceitos Total
1ª Intercomparação
UK/1998/57
Co 24% 46
Argentina/1978-1980/131
I 40% 25
Alemanha/1983/131
I 18% 94
R.Tcheca/1991/131
I 20% 41
Brasil/1999/131
I, 99m
Tc 26% 35
Cuba/2000/131
I, 201
Tl 42% 12
Intercomparações subseqüentes
UK/2001/131
I, 99m
Tc, 201
Tl 6% 317
R.Tcheca/2001-2002/131
I, 99m
Tc, 4% 302
Cuba/2002-2004/131
I, 99m
Tc, 201
Tl 11% 145
Brasil, Rio de Janeiro e Região
Centro-oeste/1999-2003/99m
Tc,131
I,
67Ga,
201Tl
32% 352
Kim et al (2005), ao realizar intercomparação nos calibradores de
radionuclídeos na República da Coréia, com fontes de 99m
Tc, observaram desvios de
até ±30% da resposta para diferentes modelos de calibradores de radionuclídeos. Os
autores propuseram em seu trabalho algumas razões que levam a respostas diferentes
entre os modelos, como: a calibração dos fabricantes nos calibradores realizada com
recipientes diferentes daqueles utilizados para medidas clínicas; diferente ambiente
físico nos hospitais e clínicas comparado ao local original da calibração e diferentes
padrões primários utilizados pelos fabricantes na calibração original. A Figura 8
mostra os resultados dos desvios obtidos para cada modelo de calibrador de
radionuclídeos.
38
Figura 8: Distribuição dos resultados para diferentes modelos de calibradores de
radionuclídeos (KIM et al, 2005).
Funari et al (1992), ao implantar o programa de intercomparação de medidas
de radiofármacos na Argentina, enfatizam que os calibradores de radionuclídeos do
tipo Geiger-Müller apresentam desempenhos inadequados nas mensurações de
atividade. Estes tipos de detectores apresentam desempenho pobre devido a
apresentarem dependência alta no posicionamento da fonte e fornecerem
reprodutibilidade baixa em medidas nas quais atividades baixas são envolvidas,
acarretando, desta forma, pouca exatidão nas medidas (SANTOS et al, 2004).
Embora ainda sejam utilizados calibradores de radionuclídeos do tipo Geiger-
Müller, recomenda-se sua substituição por instrumentos com câmaras de ionização,
uma vez que estas apresentam maior exatidão e estabilidade na sua resposta
(NOGUEIRA, 2001). A Figura 9 mostra claramente a diferença no comportamento
entre os dois tipos de instrumentos.
Nº de Calibradores de radionuclídeos
Des
vio
s (%
)
39
Figura 9: Comparação do desempenho dos calibradores de radionuclídeos do tipo
câmara de ionização e Geiger-Müller. Quanto mais próximo de 100% menor será o
erro da medição efetuada. Adaptado de (FUNARI et al, 1992).
No que diz respeito ao Brasil, o Laboratório Nacional de Metrologia das
Radiações Ionizantes (LNMRI), do Instituto de Radioproteção e Dosimetria
(IRD/CNEN), tem conduzido, desde 1998, um programa de intercomparação nacional
de medidas de atividade de radiofármacos (IWAHARA et al, 2002).
Iwahara et al (2001) investigaram a performance dos calibradores de
radionuclídeos nos serviços de medicina nuclear da cidade do Rio de Janeiro, por meio
de intercomparações com o LNMRI. Em seus resultados (Figura 10), para as fontes de
131I e
99mTc, 35% dos participantes encontravam-se fora dos ± 10% recomendados
pela norma nacional para a exatidão das medidas, aos quais foram indicados nova
calibração dos instrumentos e adequação dos procedimentos operacionais, além de
participação em novas rodadas de intercomparação. Os serviços que realizavam os
testes de controle da qualidade rotineiramente apresentaram os melhores desempenhos
dos equipamentos.
Ano
Tipo câmara de ionização
Tipo Geiger-Müller
Po
rcen
tag
em (
%)
40
Figura 10: Intercomparação das medidas de atividade entre os serviços de medicina
nuclear e o LNMRI (IWAHARA et al, 2001).
Posteriormente, foi realizada uma segunda rodada de intercomparação
regional, demonstrando resultados satisfatórios no desempenho dos calibradores de
radionuclídeos, quando comparados à primeira rodada. O percentual de participantes
que se encontravam em acordo aos requisitos de exatidão estabelecidos pela CNEN
subiu de 62,5% para 72,7% na medição de 131
I e 78,3% para 86,4% na medição de
99mTc (IWAHARA et al, 2002). A importância das rodadas de intercomparação de
calibradores de radionuclídeos é mostrada na Figura 11, na qual são comparados os
desempenhos entre a primeira e segunda rodada do 131
I.
Serviços de medicina nuclear (SMN)
Ati
vid
ad
e (S
MN
/LN
MR
I)
41
Figura 11: Comparação entre o desempenho da primeira e segunda rodada de
intercomparação com a fonte de 131
I (IWAHARA et al, 2002).
Um programa de intercomparação de calibradores de radionuclídeos foi
conduzido por Alabarse, Xavier e Iwahara (2008) na cidade de Porto Alegre no
período entre 2004 e 2008, utilizando fontes radioativas de: 131
I, 99m
Tc, 67
Ga e 201
Tl.
Os resultados obtidos mostraram que o desempenho dos calibradores de
radionuclídeos em Porto Alegre encontra-se superior ao de outras cidades brasileiras
como Rio de Janeiro, Brasília e cidades da Região Centro-oeste do Brasil, para as
fontes de 131
I e 99m
Tc . A Figura 12 mostra o resultado desta comparação realizada.
Serviços de medicina nuclear (SMN)
Ati
vid
ad
e (S
MN
/LN
MR
I)
42
Figura 12: Comparação do desempenho de calibradores de radionuclídeos, em %, para
os serviços de medicina nuclear do Rio de Janeiro, Brasília, Porto Alegre e cidades da
Região Centro-oeste do Brasil, para 131
I e 99m
Tc (ALABARSE; XAVIER;
IWAHARA, 2008).
Santry (1998) em um de seus trabalhos enfatiza características importantes do
programa de intercomparação de medidas de atividade de radiofármacos: a
implantação do programa é simples e o seu custo é muito baixo, uma vez que os
serviços já dispõem das fontes que serão utilizadas; o estabelecimento do programa
não altera a rotina dos serviços, já que a medida pode ser realizada a qualquer tempo; o
tempo decorrido entre as medidas realizadas no serviço e no laboratório de referência é
curto, sendo prontamente investigado qualquer resultado inaceitável; e os SMN
participantes passam a contar com a assistência do laboratório de referência na
identificação e na solução de eventuais problemas.
Além disso, os resultados obtidos no referido trabalho mostraram que
medidas realizadas com frascos de soro encontram-se inaceitáveis em diversos
calibradores de radionuclídeos devido à imprudência ou imperícia do operador.
Similarmente, valores medidos com seringas demonstraram diferenças significativas
daqueles obtidos com os frascos de soro, indicando que o profissional não estava
ciente da correção necessária para a seringa (SANTRY, 1998).
Ano - Cidade
Porc
enta
gen
s (%
)
1998 - RJ 2001 - RJ
110%
100%
90%
80%
70%
60%
50%
40%
2008 - PoA 2007 - PoA 2005 - PoA 2002 - RJ 2006 - PoA 2002 - CO 2004 - PoA
43
A intercomparação de calibradores de radionuclídeos tem um importante papel
na melhoria do desempenho de medições de atividade em diversos países. Mudanças
rápidas podem ser obtidas nos serviços de medicina nuclear, envolvendo elementos
essenciais como: a atualização e harmonização das mensurações e protocolos de
controle da qualidade; a qualificação dos profissionais envolvidos nos procedimentos
de mensuração e administração; e, finalmente, a execução de auditorias para verificar
a adequada implementação e estabelecimento de protocolos (OROPESA et al, 2008).
44
3. METODOLOGIA
3.1 Materiais
A seguir são descritos os materiais utilizados no desenvolvimento deste projeto:
3.1.1. Equipamento de Medição:
1. Calibrador de radionuclídeos, marca CAPINTEC, modelo CRC-15R
(Figura 13 e Tabela 7);
Figura 13: Calibrador de radionuclídeos CRC-15R da marca CAPINTEC.
45
Tabela 7: Características do calibrador de radionuclídeos de referência
(CAPINTEC, 2006).
Auto zero 0,05 mV
Background 0,35 µCi
Tensão 155 V
Altura do poço 41,9 cm
Diâmetro do poço 17,2 cm
Peso 13,6 kg
Máxima Atividade (99m
Tc) 240 GBq
Resolução 0,001
Exatidão > ± 2%
Precisão > ±0,1%
Linearidade ± 2%
3.1.2. Fontes radioativas:
1. Fontes padrões de 57
Co, 60
Co, 133
Ba e 137
Cs (Figura 14 e Tabela 8);
2. Soluções padronizadas de 67
Ga, 99m
Tc, 131
I, 201
Tl e 57
Co.
Figura 14: Fontes padrão de 57
Co, 60
Co, 133
Ba e 137
Cs.
46
Tabela 8: Fontes padrões de referência para os testes de controle da qualidade,
fornecidas pelo Isotope Products Laboratories.
Radionuclídeo
Tempo de
Meia-vidaa
Energia do
fóton principal
(keV)
Atividade
(µCi)
Data de
Referência
57Co 271,80 ± 0,05 d 122 5,314 01/04/05
60Co 5,271 ± 0,001 a 1173; 1352 97,89 01/04/05
133Ba 10,540 ± 0,006 a 81; 356 269,8 01/04/05
137Cs 30,018 ±0,025 a 662 204,3 01/04/05
aDados do LNHB.
3.1.3. Sistemas auxiliares e acessórios importantes:
1. Anteparo de chumbo em “L” para manipulação das soluções radioativas;
2. Frascos, seringas e pinças;
3. Óculos plumbíferos, aventais plásticos, luvas descartáveis.
3.2. Procedimentos
Este trabalho foi desenvolvido no Laboratório de Medidas de Atividade de
Radionuclídeos da Divisão de Técnicas Analíticas e Nucleares (DITAN) do Centro
Regional de Ciências Nucleares do Nordeste (CRCN-NE) (Figura 15). As etapas que
foram desenvolvidas neste trabalho serão descritas a seguir.
47
Figura 15: Laboratório de Medidas de Atividade de Radionuclídeos da Divisão
de Técnicas Analíticas e Nucleares (DITAN) do CRCN-NE.
3.2.1. Programa de garantia da qualidade
Foram realizados no calibrador de radionuclídeos do CRCN-NE todos os testes
do controle da qualidade recomendados (CNEN, 1996; LNHB, 2006; NPL, 2006),
utilizando fontes padrão de referência, com o intuito de garantir o desempenho
satisfatório do equipamento. Os seguintes testes foram realizados neste equipamento:
3.2.1.1. Auto zero, tensão e radiação de fundo
Segundo as recomendações do LNHB e NPL, estes testes devem ser realizados
diariamente antes de iniciar as atividades no calibrador de radionuclídeos (LNHB,
2006; NPL, 2006). As instruções para a realização destes testes são visualizadas no
display do equipamento e os dados obtidos são registrados em tabelas e gráficos.
48
3.2.1.2. Teste de Exatidão e Precisão
A exatidão e a precisão foram obtidas utilizando as fontes padrão de referência
mencionadas na Tabela 7. Após selecionar, no eletrômetro, o canal da fonte padrão de
referência a ser utilizada, esta foi colocada dentro do poço da câmara. Em seguida
esperou-se a estabilização da leitura e anotou-se os valores encontrados da atividade,
totalizando 10 medidas sucessivas.
A exatidão foi calculada pela diferença percentual entre a média das medidas
de atividades e a atividade das fontes padrões de referência com suas atividades
corrigidas pelo decaimento (Eq. 1):
𝐸 % = 100 × 𝐴 − 𝐶
𝐶 (1)
Onde: 𝐴 = Média aritmética das medidas da atividade.
C =
No que diz respeito à precisão, foi calculada para cada fonte a diferença
percentual entre a medida da atividade individual e a média das medidas (Eq. 2):
𝑃𝑖 % = 100 × 𝐴𝑖− 𝐴
𝐴 (2)
Onde: 𝐴 = Média aritmética das medidas da atividade
Ai = Atividade da fonte individual.
Os limites aceitação adotados para estes testes são aqueles presentes na Norma
CNEN-NN-3.05, ou seja, até ±10% e ±5% para os testes de exatidão e precisão,
respectivamente (CNEN, 1996).
Atividade da fonte padrão especificada no certificado de
calibração com correção do decaimento para a data em que
foi efetuado o teste.
49
3.2.1.3. Teste de Reprodutibilidade
A reprodutibilidade (ou estabilidade a longo prazo) do equipamento de
referência foi verificada periodicamente, utilizando-se a fonte de 137
Cs (Tabela 8).
Após selecionar as condições apropriadas de operação para a leitura deste
radionuclídeo, foram efetuadas 10 leituras sucessivas da sua atividade.
Os resultados obtidos foram registrados e com o valor médio das leituras,
corrigido pelo decaimento da fonte, foi traçado o gráfico da atividade em função do
tempo, permitindo visualizar o comportamento real do sistema de medição nessas
condições de uso. O limite de aceitação corresponde a ±5% da atividade esperada para
esta fonte (NPL, 2006).
3.2.1.4. Teste de Linearidade
A linearidade de resposta do calibrador de radionuclídeos foi testada pelo
acompanhamento do decaimento radioativo de uma fonte de 99m
Tc, com uma atividade
inicial de 4,86 GBq, introduzida no poço da câmara. Foram realizadas 10 medidas
sucessivas, obtendo-se a média. Posteriormente, a medida de background foi subtraído
deste valor, resultando na atividade correspondente no momento da medida. A data e o
horário das medidas foram registrados, sendo este procedimento repetido por
aproximadamente 72 horas.
Após realizar as medidas da atividade, os resultados foram representados em
um gráfico da atividade em função do tempo, e este foi comparado a uma curva teórica
também traçada, baseada no decaimento da fonte. A Norma CNEN-NN-3.05
recomenda um limite máximo de ±20%. Valores fora deste limite indicam necessidade
de reparo ou ajuste do aparelho.
50
3.2.1.5. Teste de Geometria
Para a realização deste teste foi utilizada uma fonte de 99m
Tc com uma
atividade de 74 MBq (2 mCi). As variáveis analisadas foram:
Posição da amostra:
A atividade da amostra foi determinada deslocando-a verticalmente dentro do
poço do calibrador de radionuclídeos desde a posição 0 cm (fundo do poço),
em intervalos de 1cm, até atingir a posição 10 cm. Para isso, foi utilizado um
suporte para amostras de altura varíavel (Figura 16).
Figura 16: Suporte para amostra de altura variável adaptado para realizar testes
de geometria em relação à posição da amostra dentro do poço do calibrador de
radionuclídeos.
O fator de correção referente à posição da amostra foi dado por:
𝐹𝑎𝑡𝑜𝑟 𝑑𝑒 𝑐𝑜𝑟𝑟𝑒çã𝑜 𝑑𝑒 𝑝𝑜𝑠𝑖çã𝑜 = 𝐴𝑖
𝐴0𝑐𝑚
Onde: Ai = Atividades medidas na posição i ( Pi)
A0cm=Atividade na posição 0 cm (fundo do poço)
(3)
51
Volume da amostra:
A atividade da amostra foi determinada variando-se o volume da amostra,
introduzindo-se gradativamente 0,5 ml de soro fisiológico, até alcançar o
volume máximo de 5 ml (padrão de referência adotado neste trabalho).
O fator de correção referente ao volume da amostra foi dado por:
𝐹𝑎𝑡𝑜𝑟 𝑑𝑒 𝑐𝑜𝑟𝑟𝑒çã𝑜 𝑑𝑒 𝑣𝑜𝑙𝑢𝑚𝑒 = 𝐴𝑖
𝐴5𝑚𝑙
Onde: Ai = Atividades medidas para o volume i (Vi)
A5ml = Atividade medida no volume de 5ml
Tipo de recipiente da amostra:
A influência do recipiente na determinação da atividade foi avaliada
comparando-se os resultados obtidos para uma mesma amostra, com um
volume padrão de 1 ml, em uma seringa de plástico e em um frasco de
penicilina (padrão de referência). O fator de correção referente ao tipo de
recipiente da amostra foi dado por:
𝐹𝑎𝑡𝑜𝑟 𝑑𝑒 𝑐𝑜𝑟𝑟𝑒çã𝑜 𝑑𝑒 𝑟𝑒𝑐𝑖𝑝𝑖𝑒𝑛𝑡𝑒 = 𝐴 𝑆
𝐴 𝑓𝑝
Onde: ĀS = Média das atividades medidas na seringa
Afp = Média das atividades medidas no frasco de penicilina
Os fatores de correção obtidos deverão ser aplicados quando os erros
relacionados às medições das atividades excederem ± 10% (SAHA, 1998).
(4)
(5)
52
3.2.2. Intercomparação de calibradores de radionuclídeos
A metodologia utilizada para os programas de intercomparação de medidas de
radiofármacos pode ser descrita da seguinte maneira:
1. O laboratório de referência realizou um levantamento dos SMN existentes na
Região Nordeste, sendo posteriormente enviados convites para participação no
programa, formando-se desta forma o conjunto dos participantes da
intercomparação;
2. A cada SMN foi atribuído um código de identificação, sem nenhuma relação
com seu nome, para que fosse garantida a confidencialidade dos resultados;
3. Foi solicitado aos responsáveis pelos serviços o preenchimento de um
questionário abordando dados relativos aos equipamentos utilizados nos SMN
(data da última calibração, tensão de operação, possibilidade de zerar a
radiação de fundo e auto zero) e sobre a realização das medidas de controle da
qualidade relativas ao calibrador de radionuclídeos, exigidas pela CNEN;
4. Amostras das soluções de radionuclídeos (padrões itinerantes) foram
solicitadas aos SMN, sendo posteriormente calibradas pelo laboratório padrão,
determinando-se o valor de referência (𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁);
5. Os padrões itinerantes foram mensurados pelos profissionais que operam o
equipamento, designados pelo próprio SMN e por seus respectivos
responsáveis (ou supervisores de proteção radiológica), não ocorrendo
qualquer influência no procedimento de medição adotado em cada instituição;
6. Foi solicitado que o técnico designado pelo SMN realizasse medições de
radiação de fundo antes e após a introdução do padrão itinerante no poço do
detector. Os valores ditados do Background e da atividade da amostra foram
registrados em formulário específico, designado para esta finalidade;
53
7. Os resultados obtidos por cada instituição foram enviados ao Laboratório de
Referência que coordenou a intercomparação;
8. A partir das medições realizadas nos SMN e no laboratório referência, foram
calculadas as médias aritméticas das atividades e das medidas de radiação de
fundo (considerando-se os resultados das medidas realizadas antes da
introdução do padrão itinerante no detector) e posteriormente foi subtraído pelo
valor da radiação de fundo médio obtido. Todas as medidas foram corrigidas
para o mesmo horário em que as medições foram realizadas no laboratório de
referência;
9. Os resultados obtidos em cada SMN foram comparados aos valores de
referência. O desempenho dos calibradores de radionuclídeos foi avaliado por
meio da seguinte equação:
𝑅 = 𝑋 𝑆𝑀𝑁 − 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁
𝑋𝑟𝑒𝑓
Onde: 𝑋 𝑆𝑀𝑁 é o valor médio das medidas obtidas em cada serviço de
medicina nuclear, 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁 é o valor médio da radiação de fundo medida no
mesmo serviço e 𝑋𝑟𝑒𝑓 é o valor da atividade de referência, dado por:
𝑋𝑟𝑒𝑓 = 𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑓 − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁
Onde:
(𝑒+𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) Medida realizada no SMN e depois no CRCN
𝑓 =
(𝑒−𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) Medida realizada no CRCN e depois no SMN
Os tempos de meia-vida (T1/2) referentes aos radionuclídeos utilizados no
programa de intercomparação são mostrados na Tabela 9.
(6)
(7)
54
Tabela 9: Tempo de meia-vida dos radionuclídeos utilizados no programa de
intercomparação (LNHB, 2005).
Radionuclídeo T1/2 Incerteza
Co-57 271,80 d ± 0,05 d
Ga-67 3,2613 d ± 0,0005 d
Tc-99m 6,0067 h ± 0,0010 h
I-131 8,0233 d ± 0,0019 d
Tl-201 3,0421 d ± 0,0017 d
1. O desempenho dos calibradores de radionuclídeos dos SMN participantes foi
avaliado em função das razões obtidas, sendo considerável aceitáveis aqueles
que encontram-se dentro do intervalo de ± 10% do valor de referência,
recomendado pela norma brasileira (CNEN, 1996);
2. Relatórios foram enviados às instituições participantes indicando o valor das
razões obtidas para cada radionuclídeo, e, no caso dos resultados não
satisfatórios, foram indicadas sugestões de medidas corretivas para sanar o
problema.
3.2.3. Avaliação das incertezas
Para a avaliação das incertezas relacionadas à determinação da razão R, foram
avaliadas as contribuições de cada uma das variáveis apresentadas na Equação 6, ou
seja: média das leituras nos SMN e no CRCN, média das leituras de BG nos SMN e no
CRCN-NE e tempos de meia-vida das fontes utilizadas no programa. Todas estas
componentes possuem incertezas nas suas determinações, de modo que, para avaliar a
influência de cada variável no resultado final da incerteza, foram calculados os seus
respectivos coeficientes de sensibilidade, ci. A incerteza combinada foi dada por:
𝑢𝑐2 𝑦 =
𝜕𝑦
𝜕𝑥𝑖
2
× 𝑢2 𝑥𝑖 = 𝑐𝑖2 × 𝑢2 𝑥𝑖
𝑛
𝑖=1
𝑛
𝑖=1
(8)
55
Onde y é a função que descreve o mensurando e xi as variáveis que influenciam
o resultado.
As variáveis e os coeficientes de sensibilidade são mostrados na Tabela 10.
A incerteza padrão expandida será dada por:
𝑈95 = 𝑘 × 𝑢𝑐
Onde k corresponde ao fator de abrangência desejado (por exemplo, para um
nível de confiança de 95%, k é igual a 2).
(9)
56
Tabela 10: Planilha de avaliação de incertezas para comparações interlaboratoriais. C
om
ponen
te
Como foi estimado
Tip
o d
e in
cert
eza
Coeficiente de Sensibilidade 𝑐𝑖 Incerteza Padrão 𝑢𝑖
𝑢𝑋 𝑆𝑀𝑁 Desvio padrão das leituras dos valores da atividade
obtido a partir de n leituras nas mesmas condições
de medição, num curto intervalo de tempo, no
SMN: 𝜎𝑋 𝑆𝑀𝑁
𝑛
A 1
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁
𝑢𝑋 𝑆𝑀𝑁× 𝑐𝑋 𝑆𝑀𝑁
𝑢𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁 Desvio padrão das leituras dos valores de
Background obtido a partir de n leituras nas
mesmas condições de medição, num curto intervalo
de tempo, no SMN: 𝜎𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁
𝑛
A 1
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁
𝑢𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁× 𝑐𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁
𝑢𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 Desvio padrão das leituras dos valores da atividade
obtido a partir de n leituras nas mesmas condições
de medição, num curto intervalo de tempo, no
Laboratório de Referência: 𝜎𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁
𝑛
A 𝑋 𝑆𝑀𝑁 − 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 2
𝑢𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑐𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁
56
Incerteza devido à resolução da escala de leitura da
atividade lida: 𝐿
2
3
B 𝑋 𝑆𝑀𝑁 − 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 2
𝑢𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑐𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁
𝑢𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 Desvio padrão das leituras dos valores de
Background obtido a partir de n leituras nas
mesmas condições de medição, num curto intervalo
de tempo, no Laboratório de Referência: 𝜎𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁
𝑛
A
𝑋 𝑆𝑀𝑁 − 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 ) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 2
𝑢𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑐𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶 𝑁
𝑢𝑇1/2 Incerteza na meia-vida das fontes B 𝑋 𝑆𝑀𝑁 − 𝐵𝐺 𝑆𝑀𝑁 × 𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2 × 𝑙𝑛2 × ∆𝑡/𝑇1/2
2
(𝑋 𝐶𝑅𝐶𝑁 × 𝑒±𝑙𝑛2×∆𝑡/𝑇1/2) − 𝐵𝐺 𝐶𝑅𝐶𝑁 2
𝑢𝑇1/2× 𝑐𝑇1/2
Incerteza Combinada, 𝑢𝑐
𝑢𝑖2
𝑛
𝑖=1
Incerteza Combinada, U 2 × 𝑢𝑐
57
58
4. RESULTADOS
Neste capítulo estão descritos os resultados obtidos relativos ao controle da
qualidade estabelecido para o calibrador de radionuclídeos e, posteriormente, aqueles
relativos às comparações de medidas de atividade de radiofármacos.
4.1. Programa de Garantia da Qualidade
Os testes diários (auto zero, tensão e radiação de fundo), de exatidão, de
precisão e de reprodutibilidade foram realizados sempre antes da utilização do
calibrador de radionuclídeos, enquanto que os testes de linearidade e geometria foram
realizados apenas uma vez no período de avaliação (setembro de 2008 a dezembro de
2009).
4.1.1. Avaliação do auto zero, tensão e radiação de fundo
Auto zero:
Os valores referentes ao auto zero do calibrador de radionuclídeos foram
registrados e são apresentados na Figura 17. De acordo com o fabricante do
equipamento, recomenda-se como aceitáveis valores entre -0,05 e +0,05 mV.
Durante o período de realização dos testes diários, foi percebida uma variação
fora dos limites de aceitação indicados pelo fabricante. Nestes dias, as leituras
realizadas com as fontes de referência de 133
Ba variaram significativamente, indicando
que o equipamento não deveria ser utilizado para determinação de atividades de
radionuclídeos.
59
Entretanto, foi percebido que, para valores de auto zero de até 0,20 mV, as
medidas de exatidão realizadas com as fontes de referência encontravam-se aceitáveis.
Desta forma, o valor de ± 0,20 mV foi adotado neste trabalho como aceitável para o
teste de auto zero.
01/09/2008 01/12/2008 01/03/2009 01/06/2009 01/09/2009 01/12/2009-1,0
-0,8
-0,6
-0,4
-0,2
0,0
0,2
0,4
0,6
0,8
3,2
3,4
3,6
3,8
4,0
Valor recomendado pelo fabricante
------ Valor de trabalho
Au
to Z
ero
(m
V)
Data
Figura 17: Avaliação do auto zero no calibrador de radionuclídeos de referência
durante o período de setembro de 2008 a dezembro de 2009.
Radiação de Fundo (Background):
Os valores referentes à radiação de fundo (Background) também foram registrados e
os resultados, mostrados na Figura 18. Observa-se no gráfico a diminuição dos valores
das leituras de radiação de fundo com o passar do tempo. Nos primeiros testes
realizados neste equipamento, os resultados obtidos não concordavam com o valor
orientativo recomendado pelo fabricante (<0,04 MBq). Foi percebido que, para que
este valor seja obtido, faz-se necessário que o equipamento esteja constantemente
ligado e que nenhuma fonte de radiação esteja nas proximidades
60
durante os procedimentos de medição. Deste modo, foi estabelecido que todas as
medições relativas ao programa de intercomparação foram realizadas de quarta-feira a
sábado de cada semana.
01/09/2008 01/12/2008 01/03/2009 01/06/2009 01/09/2009 01/12/20090
2
4
6
8
10
BG
(m
V)
Data
Figura 18: Avaliação da radiação de fundo (Background) no calibrador de
radionuclídeos de referência durante o período de setembro de 2008 a
dezembro de 2009.
Tensão:
Os valores referentes à tensão aplicada no calibrador de radionuclídeos de
referência foram registrados e são mostrados na Figura 19. De acordo com o
fabricante, os resultados obtidos não devem exceder o limite de ±15V em relação ao
valor de referência de 155 V.
Apenas um valor de tensão medido foi superior ao valor máximo recomendado pelo
fabricante, o que indicou que o equipamento não deveria ser utilizado para
determinação de atividades naquele dia, pois o resultado poderia estar superestimado.
61
01/09/2008 01/12/2008 01/03/2009 01/06/2009 01/09/2009 01/12/2009126
132
138
144
150
156
162
168
174
180
186
Ten
são
(V
)
Data
Figura 19: Avaliação da tensão aplicada no calibrador de radionuclídeos de referência
durante o período de setembro de 2008 a dezembro de 2009.
4.1.2. Determinação da exatidão e precisão
A exatidão e precisão do sistema de referência foram verificadas com as fontes
padrão de referência (57
Co, 133
Ba, 137
Cs e 60
Co), descritas na Tabela 8. Estes testes
foram realizados durante o período de setembro de 2008 a dezembro de 2009 e os
resultados obtidos são apresentados nos Apêndices 1 e 2.
No que diz respeito à exatidão, verificou-se que dois valores encontram-se
acima dos ± 10% recomendados, correspondendo à fonte de 133
Ba (-15,45%e-16,75%).
Provavelmente, o resultado observado deve-se ao fato de uma alteração significativa
do valor do auto zero percebida durante a realização do teste diário, contribuindo desta
forma para uma leitura subestimada da atividade da fonte. Nestes dias, o calibrador de
radionuclídeos não foi utilizado para determinação da atividade de radiofármacos.
62
Todos os resultados referentes à precisão do equipamento apresentaram um desvio
percentual inferior ao limite de aceitação de ±5%, demonstrando o bom desempenho
do equipamento.
4.1.3. Determinação da Reprodutibilidade
A reprodutibilidade do calibrador de radionuclídeos de referência foi avaliada
acompanhando-se periodicamente os registros da atividade da fonte padrão de 137
Cs.
Os dados obtidos foram dispostos em um gráfico da atividade em função do tempo
(Figura 20).
01/08/2008 01/11/2008 01/02/2009 01/05/2009 01/08/2009 01/11/2009
6,0
6,3
6,6
6,9
7,2
7,5
7,8
8,1
8,4
Ati
vid
ade
(MB
q)
Data
Figura 20: Teste de reprodutibilidade do calibrador de radionuclídeos de referência,
utilizando a fonte padrão de 137
Cs.
Durante o período de avaliação do comportamento do calibrador de
radionuclídeos de referência, observou-se que os resultados obtidos para esta fonte não
63
apresentaram nenhum resultado divergindo do limite de aceitação recomendado pelos
protocolos internacionais de ± 5% (NPL, 2006; LNHB, 2006).
4.1.4. Avaliação da Linearidade
Para a verificação da linearidade da resposta do calibrador de radionuclídeos de
referência foi acompanhando o decaimento da fonte de 99m
Tc, com a atividade inicial
de 4,86 GBq, por 72 horas, sendo registrados o dia e o horário das medições. A Figura
21 mostra os resultados obtidos experimentalmente e a curva teórica calculada a partir
da atividade inicial e o decaimento teórico da fonte.
Verificou-se uma boa concordância entre os valores experimentais e a curva
teórica, demonstrando que o equipamento de referência possui uma resposta linear
para o intervalo de atividade utilizado neste teste.
0 10 20 30 40 50 60 70 80
10-3
10-2
10-1
100
101
Ati
vid
ad
e (
GB
q)
Tempo (h)
Dados experimentais
Curva teórica
Figura 21: Teste de linearidade do calibrador de radionuclídeos de referência,
utilizando-se a fonte.
y = 4,86e-0,116t
R2= 0,99981
64
4.1.5. Determinação dos fatores de correção pelo teste de geometria
O teste de geometria determinou os fatores de correção para diferentes tipos de
recipiente, volume e da posição da amostra dentro do poço do calibrador de
radionuclídeos, mantendo-se constante a quantidade de material radioativo.
Foram analisados os tipos de recipientes mais utilizados na rotina dos SMN: a
seringa de plástico e o frasco de penicilina. A razão entre as leituras médias obtidas
para a seringa e para o frasco de penicilina foi de 1,60, demonstrando a existência de
uma variação na leitura da atividade da amostra quando esta encontra-se em diferentes
recipientes.
Com relação ao volume da amostra, verificou-se que após o crescimento inicial
das leituras, quando o volume da amostra foi aumentado de 0,5 para 1,0 ml, as leituras
permaneceram aproximadamente constantes (Figura 22).
0 1 2 3 4 5
20
22
24
26
28
30
32
34
36
38
40
Ati
vid
ade
(MB
q)
Volume (ml)
Figura 22: Teste de geometria do sistema de referência utilizando um frasco de
penicilina.
65
Os resultados obtidos no calibrador de radionuclídeos de referência em função
do deslocamento vertical da fonte são mostrados na Tabela 11. Os fatores de correção
demonstram a existência da variação das leituras da atividade com o deslocamento da
amostra dentro do poço do calibrador de radionuclídeos. Este resultado indica a
posição na qual as medidas de atividade devem ser realizadas para não serem
subestimadas. Neste caso, entre 6 e 8 cm.
Tabela 11: Fatores de correção referentes à posição da amostra, em relação
a posição 0 cm.
Posição (cm) Fator de correção
0 1,00
1 1,00
2 1,01
3 1,01
4 1,02
5 1,02
6 1,03
7 1,03
8 1,03
9 1,02
10 1,02
4.2. Intercomparação de calibradores de radionuclídeos
O programa de intercomparações de calibradores de radionuclídeos contou
com a participação de sete estados do nordeste: Alagoas, Ceará, Paraíba, Pernambuco,
Piauí, Sergipe e Rio Grande do Norte. A Tabela 12 mostra o número de clínicas que
participaram deste programa em relação ao total de SMN de cada estado. Em
Pernambuco foram realizadas duas rodadas de intercomparação, enquanto que, nos
demais estados, foi realizada apenas uma rodada.
66
Tabela 12: SMN participantes do programa de intercomparação de medidas de
atividade de radiofármacos.
Estados
Número de SMN
Total Participantes
Alagoas 6 5
Ceará 6 5
Paraíba 2 1
Piauí 2 2
Rio Grande do Norte 5 3
Sergipe 1 1
Pernambuco 9 9
Total 31 26
Cada serviço participante possuía apenas um calibrador de radionuclídeos,
totalizando 26 equipamentos avaliados. A Tabela 13 mostra os diferentes modelos de
calibradores de radionuclídeos. Observou-se que a maioria dos SMN participantes
possuía as fontes padrão de referência, realizando todos os testes de controle da
qualidade recomendados pela norma brasileira, em sua devida periodicidade.
Neste programa de intercomparação de medidas de atividade de radiofármacos
foram realizadas 129 medidas, das quais 89% dos resultados encontram-se aceitáveis e
11% de resultados inaceitáveis. Os resultados obtidos nos SMN participantes desta
rodada de intercomparação, para as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc, são
mostrados nas Figuras 23 a 27.
Durante a realização das comparações interlaboratoriais foram avaliados diferentes
modelos e marcas de calibradores de radiouclídeos, baseados em câmaras de ionização
ou detectores Geiger-Müller (Tabela 13). Conforme foi observado por Kim et al
(2005), ao analisar os dados da intercomparação foi percebida uma variação na
resposta da atividade para modelos diferentes de calibradores de radionuclídeo. Como
exemplo, pode-se citar o estado Ceará, no qual foram encontrados cinco tipos
diferentes deste instrumento. Além disso, o serviço CE-E, para a fonte de 131
I, destaca-
se por apresentar resultado fora dos limites de aceitação (Figura 24).
67
Tabela 13: Calibradores de radionuclídeos avaliados no programa de intercomparação
de medidas de atividade de radiofármacos.
FABRICANTE MODELO QUANTIDADE TIPO
ALFANUCLEAR ACT-15P 1 C.I.a
BIODEX ATOMLAB 100 2 C.I.
CAPINTEC CRC-127R 7 C.I.
CRC-15R 7 C.I.
CRC-7 3 C.I.
CRC-25R 1 C.I.
VECCSA VEXCAL 1 C.I.
VICTOREEN CAL/RAD MARK V (34-164) 1 C.I.
CAL/RAD - 34-061 2 G.M.b
DELUXE ISOTOPE CALIBRATOR II 1 C.I.
a
C.I.: Câmara de ionização
bG.M.: Geiger-Müller
Foi constatado que os calibradores de radionuclídeos que utilizavam câmaras
de ionização possuíam um desempenho melhor que aqueles do tipo Geiger-Müller,
conforme mencionado por Funari et al (1992). Os detectores Geiger-Müller são
dependentes do posicionamento da fonte radioativa, além de apresentarem baixa
reprodutibilidade nas medições de fontes de baixa atividade, resultando em pouca
exatidão nestas medidas. Este fato foi observado principalmente nos SMN dos estados
de Alagoas (AL-D) e Piauí (PI-A) (Figuras 23 e 27). Recomenda-se que estas
instituições substituam estes equipamentos por detectores que utilizam câmaras de
ionização.
No estado de Pernambuco foram realizadas duas rodadas de intercomparação,
utilizando-se as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc (Figura 26). Na primeira
rodada foram obtidos 43 resultados aceitáveis e apenas um resultado inaceitável. No
que diz respeito à segunda rodada de intercomparação com a fonte de 99m
Tc, pode-se
observar que quatro SMN obtiveram resultados inaceitáveis. Provavelmente, a causa
deste fato é decorrente da existência de contaminação da amostra itinerante, sendo
recomendada uma nova rodada de intercomparação, utilizando-se outras amostras
deste radionuclídeo, cedidas pelos próprios serviços.
68
Para as comparações interlaboratoriais em Rio Grande do Norte e Pernambuco
com a fonte de 57
Co (Figuras 25 e 26), os resultados inaceitáveis são decorrentes do
desconhecimento dos operadores dos calibradores de radionuclídeos para a seleção do
canal apropriado para esta fonte. Em alguns casos as medições foram realizadas no
canal do 99m
Tc ou 111
In. Em outra circunstância, o operador não executou a medição
por desconhecer a possibilidade de seleção do canal por meio do potenciômetro
localizado na parte frontal do equipamento.
Os estados da Paraíba e Sergipe apresentaram resultados satisfatórios no
desempenho dos calibradores de radionuclídeos (Figura 27). Percebeu-se que todos os
SMN que obtiveram resultados aceitáveis utilizam calibradores de radionuclídeos do
tipo câmara de ionização, realizam os testes de controle da qualidade na periodicidade
recomendada pela norma nacional, além de possuírem a presença constante dos
supervisores de proteção radiológica, sendo estas características observadas também
por Iwahara et al (2001) no programa de intercomparação de medidas de atividade no
Rio de Janeiro.
Para o serviço AL-C (Alagoas) e CE-E (Ceará) (Figuras 23 e 24), recomendou-
se a verificação do funcionamento destes calibradores de radionuclídeos, executando-
se os testes de exatidão e precisão e, caso necessário, a calibração do equipamento.
Na maioria dos SMN avaliados, os procedimentos adotados para a medição da
atividade dos radionuclídeos, além da performance dos calibradores de radionuclídeos,
encontram-se adequados.
69
AL-A AL-B AL-C AL-D AL-E --0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
99m
Tc
131
I
201
Tl
57
Co
Razão
SM
N/C
RC
N
SMN
Figura 23: Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado de Alagoas,
utilizando as fonte de 57
Co, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc.
CE-A CE-B CE-C CE-D CE-E0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
131
I
67
Ga
57
Co
Raz
ão S
MN
/CR
CN
SMN
Figura 24: Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado do Ceará,
utilizando as fonte de 57
Co, 67
Ga e 131
I.
70
RN-A RN-B RN-C0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
131
I
67
Ga
57
Co
Razão
SM
N/C
RC
N
SMN
Figura 25: Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado do Rio Grande
do Norte, utilizando as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I.
PE-A PE-B PE-C PE-D PE-E PE-F PE-G PE-H PE-I0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
1,5
1,6
99m
Tc
131
I
201Tl
67Ga
57
Co
99m
Tc
131I
201Tl
67Ga
57
Co
Razão
SM
N/C
RC
N
SMN
Figura 26: Intercomparações de medidas de radiofármacos no estado de Pernambuco,
utilizando as fonte de 57
Co, 67
Ga, 131
I, 201
Tl e 99m
Tc.
2
0
0
8
2
0
0
9
71
PB-A PI-A PI-B SE-A0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
131
I201
Tl67
Ga
57
Co
Razão
SM
N/C
RC
N
SMN
Figura 27: Intercomparações de medidas de radiofármacos nos estados de Paraíba,
Piauí e Sergipe, utilizando as fontes de 57
Co, 67
Ga, 131
I e 201
Tl.
Os serviços que se encontram fora dos limites estabelecidos poderão contar
com a colaboração do laboratório de referência, com o intuito de identificar as
possíveis causas, contribuindo para a otimização do procedimento de medição de
atividade de radiofármacos adotado pelo SMN.
72
5. CONCLUSÃO
O programa de intercomparação de medidas de atividades de radiofármacos
utilizados nos serviços de medicina nuclear foi implantado pelo Centro Regional de
Ciências Nucleares do Nordeste (CRCN-NE), Comissão Nacional de Energia Nuclear
(CNEN), na região nordeste do Brasil.
Durante a implementação deste programa foram analisados desde a exatidão
dos calibradores de radionuclídeos utilizados nas medições dos radiofármacos até os
procedimentos executados pelos profissionais dos serviços em análise.
Foram obtidos 89% de resultados aceitáveis e 11% de resultados inaceitáveis,
totalizando 129 medidas realizadas nos SMN dos estados de Alagoas, Paraíba,
Pernambuco, Piauí, Rio Grande do Norte e Sergipe.
As principais causas dos resultados inaceitáveis são decorrentes de alguns
SMN ainda possuírem calibradores de radionuclídeos do tipo Geiger-Müller e o
desconhecimento, por parte dos operadores dos instrumentos, dos procedimentos
necessários para a medição de determinados radionuclídeos.
Os calibradores de radionuclídeos do tipo Geiger-Müller apresentam
desempenhos inadequados nas mensurações da atividade de radiofármacos,
recomendando-se que estes equipamentos sejam substituídos por câmaras de
ionização, uma vez que apresentam maior estabilidade nas suas respostas.
Com relação à falta de instrução dos operadores, faz-se necessário um novo
sistema de treinamento para estes profissionais, abordando não apenas os
conhecimentos teóricos, como também os procedimentos práticos na realização dos
procedimentos de mensuração.
73
Os SMN que realizavam os testes de controle da qualidade periodicamente, que
possuíam calibradores de radionuclídeos do tipo câmara de ionização e a presença
constante dos supervisores de proteção radiológica, obtiveram os melhores resultados
neste programa, sendo comprovada a confiabilidade de suas medições.
A implementação do programa de intercomparações foi de grande importância
para visualizar a situação da qualidade das medições de radiofármacos administrados
nos SMN do Nordeste, condição indispensável para o sucesso de diagnósticos e
terapias. Além disso, foi estabelecido um vínculo entre os SMN e o laboratório de
referência (CRCN), o qual fornecerá todo o suporte necessário para os eventuais
problemas que surgirem nas instituições participantes.
Sugere-se a continuidade deste programa com o intuito de acompanhar o
desempenho não apenas dos SMN que, por ventura, não obtiveram resultados
aceitáveis, como também daqueles que demonstraram excelentes resultados,
fornecendo a estas instituições uma ferramenta objetiva para avaliar a confiabilidade
das medidas de atividade de radiofármacos que estejam sendo realizadas.
74
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79
APÊNDICE 1- Resultados obtidos para o teste de exatidão.
Co-57 Ba-133 Cs-137 Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%) Ai (μCi)
AMèdia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
211,6 215 -1,58 208,4 215 -3,07 195 188,7 3,34 63 62,3 1,12
212,4 215 -1,21 210,4 215 -2,14 195 188,7 3,34 63 62,2 1,29
211,4 214 -1,21 209 215 -2,79 195,2 188,7 3,44 62,8 62,2 0,96
209,2 212 -1,32 207,8 215 -3,35 194,8 188,6 3,29 63 62,1 1,45
208,6 211 -1,14 210,2 215 -2,23 195,8 188,6 3,82 63 62,1 1,45
207 210 -1,43 208,8 215 -2,88 195,2 188,6 3,50 63 62,1 1,45
205,4 208 -1,25 209,8 214 -1,96 194,6 188,5 3,24 63 62 1,61
204 207 -1,45 209,8 214 -1,96 195,4 188,5 3,66 63 61,9 1,78
204 207 -1,45 209 214 -2,34 195 188,5 3,45 63 61,9 1,78
199,4 204 -2,25 209,4 214 -2,15 193,2 188,4 2,55 62 61,8 0,32
201 204 -1,47 207 214 -3,27 194,4 188,4 3,18 63 61,8 1,94
197,2 201 -1,89 209 214 -2,34 194,6 188,4 3,29 62 61,7 0,49
197,2 199,8 -1,30 209,4 214 -2,15 195 188,3 3,56 62,8 61,6 1,95
196,8 199,3 -1,25 209 214 -2,34 194,6 188,3 3,35 63 61,6 2,27
194 196,8 -1,42 209 214 -2,34 194,4 188,3 3,24 62,2 61,5 1,14
193,2 195,8 -1,33 208,8 214 -2,43 194,4 188,2 3,29 62 61,4 0,98
192,6 195,3 -1,38 208,8 213 -1,97 194,8 188,2 3,51 62,2 61,4 1,30
190,6 193,3 -1,40 208,6 213 -2,07 194,4 188,2 3,29 62 61,3 1,14
190,2 192,8 -1,35 206 213 -3,29 194,8 188,2 3,51 62 61,3 1,14
189,8 192,3 -1,30 208,6 213 -2,07 194,8 188,2 3,51 62 61,3 1,14
186,8 189,4 -1,37 208,4 213 -2,16 194,2 188,1 3,24 62 61,1 1,47
186,2 188,9 -1,43 208,4 213 -2,16 194,4 188,1 3,35 62 61,1 1,47
186 188,4 -1,27 208 213 -2,35 194,4 188,1 3,35 62 61,1 1,47
183,4 186,0 -1,40 208 213 -2,35 194,6 188,0 3,51 62 61,0 1,64
183,4 185,6 -1,19 208 213 -2,35 194,6 188,0 3,51 62 61,0 1,64
182,8 185,1 -1,24 208 213 -2,35 194,2 188,0 3,30 62 60,9 1,81
181,2 183,2 -1,09 208 213 -2,35 194,6 187,9 3,57 62 60,9 1,81
180,8 182,7 -1,04 208 212 -1,89 194,6 187,9 3,57 62 60,8 1,97
180 182,3 -1,26 208 212 -1,89 194,5 187,9 3,51 62 60,8 1,97
178,4 180,4 -1,11 207,8 212 -1,98 194,6 187,9 3,57 62 60,7 2,14
177,2 179,5 -1,28 207,6 212 -2,08 194,4 187,8 3,51 61,8 60,7 1,81
176,6 179 -1,34 207,4 212 -2,17 194,2 187,8 3,41 61,6 60,7 1,48
174,4 176,8 -1,36 207 212 -2,36 194,6 187,8 3,62 61,6 60,6 1,65
174,2 176,3 -1,19 207 212 -2,36 194,4 187,8 3,51 61,8 60,5 2,15
173,4 175,9 -1,42 207,4 212 -2,17 194,4 187,7 3,57 61,4 60,5 1,49
172,4 174,1 -0,98 207,2 212 -2,26 194,2 187,7 3,46 61 60,4 0,99
170,4 172,8 -1,39 207 212 -2,36 194,4 187,7 3,57 61,2 60,4 1,32
170 172,3 -1,33 206 212 -2,83 194,2 187,6 3,52 61 60,3 1,16
168,2 170,6 -1,41 207 211 -1,90 194 187,6 3,41 61 60,3 1,16
79
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
168,2 170,1 -1,12 207 211 -1,90 194,2 187,6 3,52 61 60,2 1,33
167 169,3 -1,36 206 211 -2,37 194 187,6 3,41 61 60,2 1,33
164,8 167,1 -1,38 206,4 211 -2,18 194,4 187,5 3,68 61 60,1 1,50
164,6 166,7 -1,26 206,6 211 -2,09 194 187,5 3,47 61 60,1 1,50
164,2 166,3 -1,26 206,8 211 -1,99 193,8 187,5 3,36 61 60 1,67
156,2 158,4 -1,39 205,8 210 -2,00 193,8 187,3 3,47 60,2 59,6 1,01
156,2 158 -1,14 206 210 -1,90 193,4 187,2 3,31 60,8 59,6 2,01
155,4 157,6 -1,40 205,8 210 -2,00 194 187,2 3,63 60,8 59,6 2,01
153,6 155,6 -1,29 205,8 210 -2,00 194,2 187,2 3,74 60 59,5 0,84
153,2 155,2 -1,29 204 210 -2,86 194 187,2 3,63 60,2 59,5 1,18
152,8 154,8 -1,29 204 210 -2,86 193,6 187,2 3,42 60,2 59,4 1,35
150,4 152,8 -1,57 201,8 210 -3,90 192,8 187,1 3,05 60 59,3 1,18
150,6 152,5 -1,25 205,2 210 -2,29 193,6 187,1 3,47 60 59,3 1,18
150,4 152,1 -1,12 204,4 210 -2,67 193,2 187,1 3,26 60 59,3 1,18
148,2 150,1 -1,27 204 210 -2,86 193 187,0 3,21 60 59,2 1,35
148 149,8 -1,20 204 210 -2,86 193,6 187,0 3,53 60 59,2 1,35
147,8 149,4 -1,07 204,2 209 -2,30 193,8 187,0 3,64 60 59,1 1,52
145,2 147,5 -1,56 204,6 209 -2,11 193 186,9 3,26 60 59 1,69
145,6 147,1 -1,02 204,8 209 -2,01 193,4 186,9 3,48 60 59 1,69
145,2 146,1 -0,62 203,8 209 -2,49 193,2 186,9 3,37 60 59 1,69
143,2 144,9 -1,17 203,6 209 -2,58 193,6 186,8 3,64 60 58,9 1,87
142,8 144,5 -1,18 203,8 209 -2,49 193,6 186,8 3,64 60 58,9 1,87
141 142,3 -0,91 203,6 209 -2,58 193,6 186,8 3,64 60 58,7 2,21
140,4 141,9 -1,06 203 209 -2,87 193 187,7 2,82 60 58,7 2,21
140 141,6 -1,13 203 209 -2,87 193,4 186,7 3,59 60 58,7 2,21
135,6 137,3 -1,24 202 208 -2,88 192,8 186,6 3,32 59 58,4 1,03
135,6 137 -1,02 202 208 -2,88 193,2 186,6 3,54 59 58,4 1,03
133 134,9 -1,41 201,6 208 -3,08 193,2 186,5 3,59 59 58,3 1,20
133 134,5 -1,12 203,6 208 -2,12 193,2 186,5 3,59 59,2 58,3 1,54
132,6 134,2 -1,19 202 208 -2,88 193,2 186,5 3,59 59 58,2 1,37
131 132,5 -1,13 202,6 208 -2,60 193,2 186,4 3,65 59 58,1 1,55
130,4 132,2 -1,36 202 208 -2,88 193,2 186,4 3,65 59 58,1 1,55
130,2 131,8 -1,21 202,2 208 -2,79 193,4 186,4 3,76 59 58,1 1,55
128,6 130,2 -1,23 201 207 -2,90 193 186,3 3,60 59 58 1,72
128 129,5 -1,16 202 207 -2,42 192,8 186,3 3,49 59 58 1,72
125,6 127,5 -1,49 200,8 207 -3,00 193 186,3 3,60 59 57,8 2,08
125,8 127,2 -1,10 201 207 -2,90 192,8 186,2 3,54 59 57,8 2,08
124 125,6 -1,27 202 207 -2,42 193 186,2 3,65 58,8 57,7 1,91
122 123,4 -1,13 201,2 207 -2,80 193 186,1 3,71 58,2 57,6 1,04
121,8 123,1 -1,06 200,6 207 -3,09 193 186,1 3,71 58,6 57,5 1,91
121,4 122,7 -1,06 200,6 207 -3,09 192,4 186,1 3,39 58,4 57,5 1,57
119,4 120,9 -1,24 200,2 206 -2,82 192,6 186,0 3,55 58,2 57,4 1,39
119,4 120,6 -1,00 201,8 206 -2,04 192,4 186,0 3,44 58 57,4 1,05
117,8 119,3 -1,26 199,2 206 -3,30 191,8 185,9 3,17 58 57,3 1,22
80
79
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
117,8 119 -1,01 199 206 -3,40 192,2 185,9 3,39 58 57,3 1,22
117,4 118,7 -1,10 200 206 -2,91 192,4 185,9 3,50 58 57,2 1,40
116 116,9 -0,77 199,4 206 -3,20 192,6 185,9 3,60 58 57,1 1,58
115,2 116,6 -1,20 199 206 -3,40 192,4 185,8 3,55 58 57,1 1,58
115 116,3 -1,12 200 206 -2,91 192,2 185,8 3,44 58 57,1 1,58
113,2 114,9 -1,48 199,8 206 -3,01 192 185,8 3,34 58 57 1,75
113,4 114,6 -1,05 199,6 206 -3,11 192,2 185,8 3,44 58 57 1,75
112,6 114,3 -1,49 201,2 206 -2,33 191,8 185,7 3,28 58 56,9 1,93
111,2 112,8 -1,42 198,6 205 -3,12 192,2 185,7 3,50 58 56,8 2,11
111,2 112,5 -1,16 200,8 205 -2,05 192 185,7 3,39 58 56,8 2,11
110,6 112,3 -1,51 200 205 -2,44 192,2 185,7 3,50 58 56,8 2,11
109,8 110,8 -0,90 200 205 -2,44 191,8 185,6 3,34 58 56,7 2,29
109,2 110,5 -1,18 201 205 -1,95 192 185,6 3,45 57,4 56,7 1,23
108,8 110,3 -1,36 200 205 -2,44 192,2 185,6 3,56 58 56,7 2,29
107,4 108,9 -1,38 200,4 205 -2,24 191,8 185,5 3,40 57,8 56,6 2,12
107,8 108,6 -0,74 199,2 205 -2,83 191,6 185,5 3,29 57,2 56,5 1,24
107 108,3 -1,20 199 205 -2,93 192 185,5 3,50 57,4 56,5 1,59
106 106,9 -0,84 199 205 -2,93 192 185,4 3,56 57 56,4 1,06
105,2 106,4 -1,13 198,6 205 -3,12 192 185,4 3,56 57 56,4 1,06
104 105 -0,95 200 204 -1,96 191,8 185,4 3,45 56,8 56,3 0,89
103,8 104,8 -0,95 198,6 204 -2,65 192 185,3 3,62 57 56,2 1,42
103 104,5 -1,44 199 204 -2,45 191,8 185,3 3,51 57 56,2 1,42
102 102,9 -0,87 199,2 204 -2,35 191,8 185,3 3,51 57 56,1 1,60
100,8 101,9 -1,08 196,8 204 -3,53 191,8 185,2 3,56 57 56 1,79
101 101,6 -0,59 198 204 -2,94 192 185,2 3,67 57 56 1,79
100,4 101,4 -0,99 198,2 204 -2,84 191,6 185,2 3,46 57 56 1,79
100 101,1 -1,09 199,6 204 -2,16 191,6 185,2 3,46 57 56 1,79
98,6 99,8 -1,20 196 204 -3,92 191,2 185,1 3,30 57 55,9 1,97
98,8 99,6 -0,80 198 204 -2,94 191,8 185,1 3,62 57 55,8 2,15
98,2 99,3 -1,11 199 204 -2,45 191 185,1 3,19 57 55,8 2,15
98,2 99,1 -0,91 197,6 203 -2,66 191,2 185,1 3,30 57 55,8 2,15
97 97,8 -0,82 197 203 -2,96 192 185,0 3,78 56,6 55,7 1,62
95 96,1 -1,14 196,8 203 -3,05 191,6 184,9 3,62 56,4 55,6 1,44
94,6 95,8 -1,25 198,8 203 -2,07 191,6 184,9 3,62 56,6 55,5 1,98
94,8 95,6 -0,84 196,4 203 -3,25 191,6 184,9 3,62 56,6 55,5 1,98
93 94,4 -1,48 196,2 203 -3,35 191 184,0 3,80 56 55,4 1,08
93 94,1 -1,17 196,8 203 -3,05 191,6 184,9 3,62 56,2 55,4 1,44
93,4 93,9 -0,53 196,8 203 -3,05 191,6 184,8 3,68 56 55,4 1,08
91,4 92,5 -1,19 196,2 202 -2,87 191,6 184,8 3,68 56 55,3 1,27
91,4 92,2 -0,87 196 202 -2,97 191,2 184,8 3,46 56 55,2 1,45
90 91,1 -1,21 195,4 202 -3,27 191,2 184,7 3,52 56 55,1 1,63
90 90,8 -0,88 192,8 202 -4,55 191 184,7 3,41 56 55,1 1,63
83 83,1 -0,12 192,2 201,0 -4,38 191 184,3 3,64 55,2 54,4 1,47
89 89,5 -0,56 170,8 202 -15,45 191,4 184,6 3,68 56 55 1,82
81
79
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi))
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Exatidão
(%)
88 89 -1,12 197,6 202 -2,18 191 184,6 3,47 56 55 1,82
86,8 87,9 -1,25 194,8 202 -3,56 191 184,5 3,52 56 54,9 2,00
86,8 87,6 -0,91 195 202 -3,47 190,8 184,5 3,41 56 54,8 2,19
86,8 87,4 -0,69 197,2 202 -2,38 191 184,5 3,52 56 54,8 2,19
85,6 86,3 -0,81 193,8 202 -4,06 191 184,5 3,52 56 54,7 2,38
85 86,1 -1,28 197 201 -1,99 190,8 184,4 3,47 56 54,7 2,38
84 84,8 -0,94 197 201 -1,99 190,8 184,4 3,47 55,8 54,6 2,20
84 84,6 -0,71 193,8 201 -3,58 191 184,4 3,58 55,6 54,6 1,83
83,2 84,4 -1,42 194,2 201 -3,38 191 184,4 3,58 55,2 54,6 1,10
82,8 83,5 -0,84 192 201 -4,48 191 184,3 3,64 55 54,5 0,92
81 81,8 -0,98 185,8 201 -7,56 189,8 184,2 3,04 55 54,3 1,29
80,6 81,6 -1,23 187,2 201 -6,87 189 184,2 2,61 55 54,3 1,29
80,4 81,4 -1,23 183,2 201 -8,86 189,2 184,2 2,71 55 54,3 1,29
79,4 80,4 -1,24 187,8 200 -6,10 189,4 184,1 2,88 54,8 54,2 1,11
74,8 74,6 0,27 200,8 199,4 0,70 191,6 183,8 4,24 55 53,6 2,61
73,8 74,4 -0,81 166 199,4 -16,75 190 183,8 3,37 54,2 53,6 1,12
73 73,5 -0,68 195 199,2 -2,11 190,2 183,7 3,54 54,6 53,5 2,06
73,4 73,5 -0,14 193,6 199 -2,71 191 183,7 3,97 54,6 53,5 2,06
72 71,8 0,28 191 198,9 -3,97 190,8 183,6 3,92 54,2 53,3 1,69
71 70,9 0,14 193,2 198,7 -2,77 190,6 183,6 3,81 54 53,2 1,50
70,8 70,7 0,14 193,8 198,7 -2,47 190 183,6 3,49 54 53,2 1,50
70,6 70,6 0,00 197,4 198,6 -0,60 191 183,5 4,09 54 53,2 1,50
69 69,7 -1,00 195,4 198,5 -1,56 190,4 183,5 3,76 54 53,1 1,69
69,2 69,5 -0,43 194 198,4 -2,22 190,4 183,5 3,76 54 53,1 1,69
68 68,4 -0,58 185 198,2 -6,66 190 183,4 3,60 54 53,0 1,89
67,2 68,3 -1,61 191 198,2 -3,63 190 183,4 3,60 54 52,9 2,08
68 68,1 -0,15 194 198,1 -2,07 190,4 183,4 3,82 54 52,9 2,08
67,8 67 1,19 195,4 197,9 -1,26 190,8 183,3 4,09 54 52,8 2,27
66,6 65,7 1,37 194 197,6 -1,82 190,6 183,2 4,04 54 52,7 2,47
82
APÊNDICE 2- Resultados obtidos para o teste de precisão.
Co-57 Ba-133 Cs-137 Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMèdia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
215 215 0,00 210 210 0,00 196 195 0,51 64 63,2 1,27
212 211,6 0,19 209 208,4 0,29 195 195 0,00 63 63 0,00
213 212,4 0,28 211 210,4 0,29 195 195 0,00 63 63 0,00
212 211,4 0,28 209 209 0,00 196 195,2 0,41 63 62,8 0,32
210 209,2 0,38 208 207,8 0,10 195 194,8 0,10 63 63 0,00
209 208,6 0,19 211 210,2 0,38 196 195,8 0,10 63 63 0,00
208 207 0,48 209 208,8 0,10 196 195,2 0,41 63 63 0,00
206 205,4 0,29 210 209,8 0,10 195 194,6 0,21 63 63 0,00
204 204 0,00 210 209,8 0,10 196 195,4 0,31 63 63 0,00
204 204 0,00 209 209 0,00 195 195 0,00 63 63 0,00
201 199,4 0,80 210 209,4 0,29 194 193,2 0,41 62 62 0,00
201 201 0,00 207 207 0,00 195 194,4 0,31 63 63 0,00
198 197,2 0,41 209 209 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
198 197,2 0,41 210 209,4 0,29 195 195 0,00 63 62,8 0,32
197 196,8 0,10 209 209 0,00 195 194,6 0,21 63 63 0,00
194 194 0,00 209 209 0,00 195 194,4 0,31 63 62,2 1,29
194 193,2 0,41 209 208,8 0,10 195 194,4 0,31 62 62 0,00
193 192,6 0,21 209 208,8 0,10 195 194,8 0,10 63 62,2 1,29
191 190,6 0,21 209 208,6 0,19 195 194,4 0,31 62 62 0,00
191 190,2 0,42 206 206 0,00 195 194,8 0,10 62 62 0,00
190 189,8 0,11 209 208,6 0,19 195 194,8 0,10 62 62 0,00
187 186,8 0,11 209 208,4 0,29 195 194,2 0,41 62 62 0,00
187 186,2 0,43 209 208,4 0,29 195 194,4 0,31 62 62 0,00
186 186 0,00 208 208 0,00 195 194,4 0,31 62 62 0,00
184 183,4 0,33 208 208 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
184 183,4 0,33 208 208 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
183 182,8 0,11 208 208 0,00 195 194,2 0,41 62 62 0,00
182 181,2 0,44 208 208 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
181 180,8 0,11 208 208 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
180 180 0,00 208 208 0,00 195 194,6 0,21 62 62 0,00
179 178,4 0,34 208 207,8 0,10 195 194,6 0,21 62 62 0,00
178 177,2 0,45 208 207,6 0,19 195 194,4 0,31 62 61,8 0,32
177 176,6 0,23 208 207,4 0,29 195 194,2 0,41 62 61,6 0,65
175 174,4 0,34 207 207 0,00 195 194,6 0,21 62 61,6 0,65
175 174,2 0,46 207 207 0,00 195 194,4 0,31 62 61,8 0,32
174 173,4 0,35 208 207,4 0,29 195 194,4 0,31 62 61,4 0,98
173 172,4 0,35 208 207,2 0,39 195 194,2 0,41 61 61 0,00
171 170,4 0,35 207 207 0,00 195 194,4 0,31 62 61,2 1,31
170 170 0,00 206 206 0,00 195 194,2 0,41 61 61 0,00
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
169 168,2 0,48 207 207 0,00 194 194 0,00 61 61 0,00
169 168,2 0,48 207 207 0,00 195 194,2 0,41 61 61 0,00
167 167 0,00 206 206 0,00 194 194 0,00 61 61 0,00
165 164,8 0,12 207 206,4 0,29 195 194,4 0,31 61 61 0,00
165 164,6 0,24 207 206,6 0,19 194 194 0,00 61 61 0,00
165 164,2 0,49 207 206,8 0,10 194 193,8 0,10 61 61 0,00
157 156,2 0,51 206 205,8 0,10 195 193,8 0,62 61 60,2 1,33
157 156,2 0,51 206 206 0,00 194 193,4 0,31 61 60,8 0,33
156 155,4 0,39 206 205,8 0,10 194 194 0,00 61 60,8 0,33
154 153,6 0,26 206 205,8 0,10 195 194,2 0,41 60 60 0,00
154 153,2 0,52 204 204 0,00 194 194 0,00 61 60,2 1,33
153 152,8 0,13 204 204 0,00 194 193,6 0,21 61 60,2 1,33
151 150,4 0,40 202 201,8 0,10 193 192,8 0,10 60 60 0,00
151 150,6 0,27 206 205,2 0,39 194 193,6 0,21 60 60 0,00
151 150,4 0,40 205 204,4 0,29 194 193,2 0,41 60 60 0,00
149 148,2 0,54 204 204 0,00 193 193 0,00 60 60 0,00
148 148 0,00 205 204,2 0,39 194 193,6 0,21 60 60 0,00
148 147,8 0,14 205 204,2 0,39 194 193,8 0,10 60 60 0,00
146 145,2 0,55 205 204,6 0,20 194 193 0,52 60 60 0,00
146 145,6 0,27 205 204,8 0,10 194 193,4 0,31 60 60 0,00
146 145,2 0,55 204 203,8 0,10 194 193,2 0,41 60 60 0,00
144 143,2 0,56 204 203,6 0,20 194 193,6 0,21 60 60 0,00
143 142,8 0,14 204 203,8 0,10 194 193,6 0,21 60 60 0,00
141 141 0,00 204 203,6 0,20 194 193,6 0,21 60 60 0,00
141 140,4 0,43 203 203 0,00 193 193 0,00 60 60 0,00
140 140 0,00 203 203 0,00 194 193,4 0,31 60 60 0,00
136 135,6 0,29 202 202 0,00 193 192,8 0,10 59 59 0,00
136 135,6 0,29 202 202 0,00 194 193,2 0,41 59 59 0,00
133 133 0,00 202 201,6 0,20 194 193,2 0,41 59 59 0,00
133 133 0,00 204 203,6 0,20 194 193,2 0,41 60 59,2 1,35
133 132,6 0,30 202 202 0,00 194 193,2 0,41 59 59 0,00
131 131 0,00 203 202,6 0,20 194 193,2 0,41 59 59 0,00
131 130,4 0,46 202 202 0,00 194 193,2 0,41 59 59 0,00
131 130,2 0,61 203 202,2 0,40 194 193,4 0,31 59 59 0,00
129 128,6 0,31 201 201 0,00 193 193 0,00 59 59 0,00
128 128 0,00 202 202 0,00 193 192,8 0,10 59 59 0,00
126 125,6 0,32 201 200,8 0,10 193 193 0,00 59 59 0,00
126 125,8 0,16 201 201 0,00 193 192,8 0,10 59 59 0,00
124 124 0,00 202 202 0,00 193 193 0,00 59 58,8 0,34
122 122 0,00 202 201,2 0,40 193 193 0,00 59 58,2 1,37
122 121,8 0,16 201 200,6 0,20 193 193 0,00 59 58,6 0,68
122 121,4 0,49 201 200,6 0,20 193 192,4 0,31 59 58,4 1,03
120 119,4 0,50 201 200,2 0,40 193 192,6 0,21 59 58,2 1,37
120 119,4 0,50 202 201,8 0,10 193 192,4 0,31 58 58 0,00
84
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
118 117,8 0,17 200 199,2 0,40 192 191,8 0,10 58 58 0,00
118 117,8 0,17 199 199 0,00 193 192,2 0,42 58 58 0,00
118 117,4 0,51 200 200 0,00 193 192,4 0,31 58 58 0,00
116 116 0,00 200 199,4 0,30 193 192,6 0,21 58 58 0,00
116 115,2 0,69 199 199 0,00 193 192,4 0,31 58 58 0,00
116 115 0,87 200 200 0,00 193 192,2 0,42 58 58 0,00
114 113,2 0,71 200 199,8 0,10 193 192 0,52 58 58 0,00
114 113,4 0,53 200 199,6 0,20 193 192,2 0,42 58 58 0,00
113 112,6 0,36 202 201,2 0,40 192 191,8 0,10 58 58 0,00
112 111,2 0,72 199 198,6 0,20 193 192,2 0,42 58 58 0,00
112 111,2 0,72 201 200,8 0,10 192 192 0,00 58 58 0,00
111 110,6 0,36 200 200 0,00 193 192,2 0,42 58 58 0,00
110 109,8 0,18 200 200 0,00 192 191,8 0,10 58 58 0,00
110 109,2 0,73 201 201 0,00 192 192 0,00 58 57,4 1,05
109 108,8 0,18 200 200 0,00 193 192,2 0,42 58 58 0,00
108 107,4 0,56 201 200,4 0,30 192 191,8 0,10 58 57,8 0,35
108 107,8 0,19 200 199,2 0,40 192 191,6 0,21 58 57,2 1,40
107 107 0,00 199 199 0,00 192 192 0,00 58 57,4 1,05
106 106 0,00 199 199 0,00 192 192 0,00 57 57 0,00
106 105,2 0,76 199 198,6 0,20 193 192 0,52 57 57 0,00
104 104 0,00 200 200 0,00 192 191,8 0,10 57 56,8 0,35
104 103,8 0,19 199 198,6 0,20 192 192 0,00 57 57 0,00
103 103 0,00 199 199 0,00 192 191,8 0,10 57 57 0,00
103 102 0,98 200 199,2 0,40 192 191,8 0,10 57 57 0,00
101 100,8 0,20 197 196,8 0,10 192 191,8 0,10 57 57 0,00
101 101 0,00 198 198 0,00 193 192 0,52 57 57 0,00
101 100,4 0,60 199 198,2 0,40 192 191,6 0,21 57 57 0,00
100 100 0,00 200 199,6 0,20 192 191,6 0,21 57 57 0,00
99 98,4 0,61 196 196 0,00 192 191,2 0,42 57 57 0,00
99 98,8 0,20 198 198 0,00 192 191,8 0,10 57 57 0,00
99 98,2 0,81 199 199 0,00 191 191 0,00 57 57 0,00
99 98,2 0,81 198 197,6 0,20 192 191,2 0,42 57 57 0,00
97 97 0,00 197 197 0,00 192 191,6 0,21 57 56,6 0,71
95 95 0,00 197 196,8 0,10 192 191,6 0,21 57 56,4 1,06
95 94,6 0,42 199 198,8 0,10 192 191,6 0,21 57 56,6 0,71
95 94,8 0,21 197 196,4 0,31 192 191,6 0,21 57 56,6 0,71
93 93 0,00 196 196,2 -0,10 191 191 0,00 56 56 0,00
93 93 0,00 197 196,8 0,10 192 191,6 0,21 57 56,2 1,42
94 93,4 0,64 197 196,8 0,10 192 191,6 0,21 56 56 0,00
92 91,4 0,66 197 196,2 0,41 192 191,6 0,21 56 56 0,00
92 91,4 0,66 196 196 0,00 192 191,2 0,42 56 56 0,00
90 90 0,00 196 195,4 0,31 192 191,2 0,42 56 56 0,00
90 90 0,00 193 192,8 0,10 191 191 0,00 56 56 0,00
83 83 0,00 193 192,2 0,42 191 191 0,00 56 55,2 1,45
85
Co-57
Ba-133
Cs-137
Co-60
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi)
Precisão
(%)
Ai
(μCi)
AMédia
(μCi))
Precisão
(%)
89 89 0,00 171 170,8 0,12 192 191,4 0,31 56 56 0,00
88 88 0,00 198 197,6 0,20 192 191 0,52 56 56 0,00
87 86,8 0,23 195 194,8 0,10 191 191 0,00 56 56 0,00
87 86,8 0,23 195 195 0,00 191 190,8 0,10 56 56 0,00
87 86,8 0,23 198 197,2 0,41 191 191 0,00 56 56 0,00
86 85,6 0,47 194 193,8 0,10 191 191 0,00 56 56 0,00
85 85 0,00 197 197 0,00 191 190,8 0,10 56 56 0,00
84 84 0,00 197 197 0,00 192 190,8 0,63 56 55,8 0,36
84 84 0,00 194 193,8 0,10 191 191 0,00 56 55,6 0,72
84 83,2 0,96 195 194,2 0,41 191 191 0,00 56 55,2 1,45
83 82,8 0,24 192 192 0,00 192 191 0,52 55 55 0,00
81 81 0,00 186 185,8 0,11 190 189,8 0,11 55 55 0,00
81 80,6 0,50 188 187,2 0,43 189 189 0,00 55 55 0,00
81 80,4 0,75 184 183,2 0,44 190 189,2 0,42 55 55 0,00
80 79,4 0,76 188 187,8 0,11 190 189,4 0,32 55 54,8 0,36
75 74,8 0,27 200 200,8 -0,40 192 191,6 0,21 55 55 0,00
74 73,8 0,27 166 166 0,00 190 190 0,00 55 54,2 1,48
73 73 0,00 195 195 0,00 191 190,2 0,42 55 54,6 0,73
74 73,4 0,82 194 193,6 0,21 191 191 0,00 55 54,6 0,73
72 72 0,00 191 191 0,00 191 190,8 0,10 55 54,2 1,48
71 71 0,00 194 193,2 0,41 191 190,6 0,21 54 54 0,00
71 70,8 0,28 194 193,8 0,10 191 190 0,53 54 54 0,00
71 70,6 0,57 198 197,4 0,30 192 191 0,52 54 54 0,00
69 69 0,00 196 195,4 0,31 191 190,4 0,32 54 54 0,00
70 69,2 1,16 194 194 0,00 191 190,4 0,32 54 54 0,00
68 68 0,00 185 185 0,00 190 190 0,00 54 54 0,00
68 67,2 1,19 191 191 0,00 190 190 0,00 54 54 0,00
68 68 0,00 194 194 0,00 191 190,4 0,32 54 54 0,00
68 67,8 0,29 196 195,4 0,31 191 190,8 0,10 54 54 0,00
67 66,6 0,60 194 194 0,00 191 190,6 0,21 54 54 0,00
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