ПОЗИТРОН-ЭМИССИОННАЯ ТОМОГРАФИЯ

А.М.Й. Панс

Отделение ПЭТ Университетского медицинского центра в г. Гронинген, Нидерланды

Аннотация

Позитрон-эмиссионная томография (ПЭТ) представляет собой метод определения биохимических и физиологических процессов в естественных условиях количественным способом с применением радиофармацевтических препаратов, маркированных такими позитронно-активными радионуклидами, как: ¹¹C, ¹³N, ¹⁵O и ¹⁸F, и измерением аннигиляционного излучения методом совпадений. ПЭТ также включает измерение фармакокинетики маркированных препаратов и определение их воздействия на метаболизм. Кроме того, данный метод позволяет выявить отклонения метаболизма от нормы и наблюдать биологические процессы, связанные с возникновением заболеваний.

1. Общие сведения

Идея измерения биологических и/или биохимических процессов in vivo была высказана уже в 1930-х, когда при помощи недавно изобретенного циклотрона были впервые открыты распадающиеся под действием излучения, определяемого извне, искусственно произведенные радионуклиды таких биологически важных элементов, как углерод, азот и кислород. Распад данных радионуклидов под воздействием позитронной эмиссии и распада позитронов и электронов приводит к образованию двух квантов 511 кэВγ под углом 180° друг к другу, которые измеряются методом совпадения. Данная идея ПЭТ могла быть реализована только при условии наличия неорганических сцинтилляционных детекторов для выявления

γ-излучения, электроники для измерения методом совпадений и компьютерных мощностей для сбора данных и создания визуализации. Поэтому позитрон-эмиссионная томография представляет собой довольно-таки недавнюю разработку в области функциональной визуализации in vivo. Для ПЭТ используются, в основном, позитронно-активные радиофармацевтические препараты с малым периодом полураспада. Наиболее часто применяемыми радионуклидами являются: ¹¹C (T^1/2 = 20 мин.), ¹³N (T^1/2 = 10 мин.), ¹⁵O (T^1/2 = 2 мин.) и ¹⁸F (T^1/2 = 110 мин.) Углерод, кислород, азот и водород лежат в основе живых организмов и являются строительным материалом практически всех биологически важных молекул. Однако водород не имеет радиоактивного изотопа, распадающегося при испускании излучения, которое могло бы быть выявлено вне человеческого организма. Поэтому изотоп фтора часто используется в качестве замены атома водорода в молекуле. Ввиду краткого периода полураспада, данные радионуклиды необходимо производить на месте, желательно в небольшом, специально предназначенном для этих целей циклотроне. Поскольку химическая форма производимых радионуклидов может быть только простой, для синтеза желаемой сложной молекулы требуется привлечение методов органической и радиохимии. Для окончательного приготовления препарата и фармакокинетических исследований требуются фармацевтические методы, а медицинский подход, очевидно, связан с дальнейшим применением препарата. Позитронно-активные радионуклиды с более продолжительным периодом полураспада иногда имеются в продаже или могут быть получены от научно-исследовательских институтов, имеющих в своем распоряжении более мощные ускорители. В число позитронно-активных радионуклидов с более продолжительным периодом полураспада входят: ⁵²Fe (T^1/2 = 8.3 ч.), ⁵⁵Co (T^1/2 =17.5 ч.) и ¹²⁴I (T^1/2 = 4.2 д.) Иногда позитронно-активные радионуклиды можно получить за счет генераторной системы, например, ⁸²Rb (T^1/2 = 76 с.) из ⁸²Sr (T^1/2 = 25.5 д.) и ⁶⁸Ga (T^1/2 = 68 мин.) из ⁶⁸Ge (T^1/2 = 270 д.) Несмотря на использование всех этих радионуклидов, наибольшее внимание уделяется изотопам основных биологически важных элементов. На сегодня небольшие специальные циклотроны доступны на рынке. Данные ускорители представляют одно- или двухчастичные аппараты с фиксированным уровнем энергии. Сегодня чаще используются анионные ускорители ввиду их относительно простой системы и высокой эффективности выделения ионов. Они устанавливаются с целью производства четырех вышеперечисленных радионуклидов с коротким периодом полураспада партиями до 100 ГБк или более. Кроме того, для производства используются некоторые простые химические соединения, например, ¹¹CO₂, ¹¹CO, C¹⁵O, C¹⁵O₂, H₂¹⁵O и т.д. Иногда также применяются более сложные соединения, например, ¹⁸FDG, ¹⁸F-DOPA, H¹¹CN, ¹¹CH₄ or ¹³NH₃, которые можно получить у производителя циклотрона или от сторонней специализированной компании. Данные вещества получают с помощью специальных автоматических или программируемых робототехнических систем.

Прочие радиофармацевтические препараты необходимо получать отдельно в каждом отделении ПЭТ. Современная позитронная камера представляет собой сложное устройство, использующее технологию обнаружения излучения в сочетании с относительно большой вычислительной мощностью для сбора данных и создания визуализации. Базовый детектор современной камеры ПЭТ представляет собой блок BGO-детектора, разделенный на, скажем, 8х8 вспомогательных детекторов и оснащенный считывателем на основе 4 труб фотоэлектрического умножителя (ФЭУ).

Сцинтиллирующий вспомогательный детектор в блоке BGO-детектора может быть определен за счет добавления и удаления отдельных сигналов ФЭУ. Около 70 блоков образуют кольцо, и 4 таких кольца могут быть добавлены для получения аксиального поля обзора примерно 15–16 см. Таким образом, одновременно отображаются 31–63 плоскости с пространственным разрешением 4–7 мм (полная ширина на половине максимума), в зависимости от конструкции конкретного томографа. Диафрагма между соседними кольцами может также быть удалена, создавая намного более высокую чувствительность в данном трехмерном режиме за счет более высокого разброса частиц. Современное поколение позитронных камер позволяет осуществлять более 50 000 000 подсчетов в секунду, что в целом позволяет обеспечить скорость подсчета совпадений более 500 000 в секунду.

Имеется аппаратное и программное обеспечение для сбора данных, построения визуализации и управления ею. Позитронные камеры позволяют измерять радиоактивность в абсолютном выражении, Бк/пиксель, что является уникальной характеристикой. Это стало возможным благодаря методу совпадений, позволяющему осуществлять корректировку ослабления излучения в организме отдельно взятого пациента. Данная корректировка осуществляется за счет создания индивидуального «образа прохождения» с помощью внешнего источника позитронного излучения. Данный индивидуальный образ прохождения также может быть использован для поправки на рассеянную радиацию, присутствующую на общей картине после получения 3D-данных. Внешний источник излучения встроен в камеру и может быть выдвинут из своего надежно защищенного контейнера в ходе работы позитронной камеры. Для перевода измеренного распределения радиоактивности в функциональные или физиологические параметры были разработаны компартментальные модели для радиофармацевтических препаратов с известными метаболическими профилями. Несмотря на то, что имеется лишь несколько измеряемых количественных характеристик, а именно, концентрация в тканях и плазме (последняя измеряется путем анализа крови), представляется возможным рассчитать, скажем, потребление глюкозы за счет применения динамического протокола сбора данных в комбинации с компартментальной моделью. Кроме того, возможно выполнить полное сканирование тела, проведя пациента через камеру ПЭТ. За счет получения проекций в поперечном разрезе можно просмотреть тело пациента полностью. Отделение ПЭТ использует знания из области химии, медицины, фармацевтики и физики, объединяя в своих стенах слаженную команду специалистов в этих дисциплинах.

2. Ускорители для изготовления радионуклидов для ПЭТ

В энергетическом диапазоне 10–20 МэВ могут производиться все четыре основных радионуклида, ¹¹C, ¹³N, ¹⁵O и ¹⁸F. Обычно используют циклотрон, а не линейный ускоритель, поскольку в данном диапазоне циклотрон представляет собой универсальное и экономичное решение. Однако, чем выше энергия, тем выше используемое возбуждение и производственный выход, и некоторые компании предпочитают использовать специально разработанные циклотроны с низкой энергией, 10–11 МэВ протонов из соображений экономии.

Возможно использование имеющихся на рынке циклотронов для ПЭТ от таких производителей, как CTI (США), Ebco Industries (Канада), General Electric (США), IBA (Бельгия) или Oxford Industries (Великобритания). Далее будет применен более общий подход к производству радионуклидов, но в завершение внимание вновь будет сконцентрировано на подробностях производства четырех основных радионуклидов для ПЭТ.

2.1 Общие производственные формулы

Производство радионуклидов может быть обеспечено путем использования нейтронов или заряженных частиц в качестве источника облучения. Облучение нейтронами ведет к их поглощению и образованию нейтронно-избыточных нуклидов. Использование таких заряженных частиц, как протоны, дейтроны, гелий-3 или гелий-4 приводит к ядерным реакциям типа (p,xn) или (p,α), в результате которых образуются нейтронодефицитные нуклиды. Ядерные реакции обоих типов приводят к образованию радиоактивных элементов, и чем дальше от границы стабильности, тем короче период полураспада в целом. Расход энергии для хорошего выхода заряженных частиц в ходе вызванных реакций будет примерно равен разности в 5–10 МэВ для надежного превышения порога энергии, необходимого для достижения сечения реакции.

Ядерные реакции, вызванные электронами, обладают очень низким сечением за счет слабого взаимодействия электронов с веществом. В случае с электронами обычно используется «тормозное излучение», направленное на очень тяжелую мишень. Таким образом, имеются реакции, вызванные гамма-излучением, с очень слабой избирательностью канала ядерной реакции. Ввиду такой слабой избирательности, для выделения нужного радионуклида часто требуется применение химических методов.

Производство заряженных частиц контролируется следующим:

dN_f = N_i*N_t*σ*dt – λ*N_f*dt

где N_f- общее количество нуклидов (количество производимых нуклидов)

N_i- число входящих частиц

σ – парциальное сечение реакции

λ = ln2/T^1/2 – постоянная распада

N_t – номер или ядро мишени

Первый член дает производительность, а второй дает потери в результате распада в течение облучения. Интегрирование приводит к:

N_f (t) = N_i*N_t*σ*(1 - e^-λt)/λ

где N_i = i/(Z_i e)

i = ток пучка

Z_i = заряд налетающей частицы

e = элементарный заряд

N_t = m*N_A / M

m = вес в г/см²

M = молекулярная масса

N_A = число Авогадро

Так как σ является функцией энергии: dN_f (t,E) = ((N_A * i)/(Z_i *e*M))*(dm/dE)* ((1 - e^-λt)/λ σ(E))*dE

Где dE/dm = dE/d(ρx) = энергия торможения(Бета)

Интегрирование в диапазоне интересующих нас энергий приводит к:

N_f (t,E) = (N_A i)/(Z_i e M) (1 - e^-λt)/λ f (dE/d(ρx))^-1 σ(E) dE

Таким образом, выход продукта является непрерывным и независящим от времени. Время облучения, равное более чем двум периодам полураспада, является непродуктивным. Для ускорителей, направленных на производство радионуклидов, с высоким током пучка и требуется обеспечение более значительного размером пучка во избежание проблем с перегревом. Это требование в коре отличается от стандартных требований, применимых в экспериментальной ядерной физике.

После облучения нормальных законов радиоактивного распада действуют:

N_f (t) = N_f(EOB) e^-λ(t-EOB)

где EOB – End of Bombardment (конец бомбардировки???)

Связь между активностью в Бк и общее число участвующих радионуклидов может быть рассчитано по формуле:

A(t) = N(t) - N(t+1) = N(t)*(1 - e^-λ) if λ<<1 s^-1 соотношение становится:

A(t) = λ * N(t)

В случае радиоактивной цепи, что нужно сделать и с "дочкой" нуклидов. Число дочерних нуклидов определяется так называемым "мать-дочь" отношением:

N₂(t) = N₂(0) e^{-λ2 t} + N₁(0) {λ1/(λ2 - λ1)} {e^{-λ1 t} - e^{-λ2 t}}

Для идеальной ядерной реакции, приводящей к высокому выходу большого сечения ядерных реакций участие и низкое энергопотребление остановки для частиц и материала мишени использование не требуется.(???). В следующей таблице пример тормозных способностей для разных частиц при различных энергиях для алюминия:

Таблица 1. Энергия торможения (dE/d(ρx) = МэВ см²/г) для алюминия для различных частиц при различных энергиях.

	20, МэВ	40, МэВ	60, МэВ	80, МэВ
p	19.62	11.38	8.34	6.72
d	33.83	19.68	14.34	11.48
3He	184.9	108.3	79.02	63.17
4He	229.1	135.2	98.87	79.09

Таким образом, тормозная способность возрастает с увеличением атомного номера входящих частиц и

убывает с ростом энергии. Использование тяжелых ионов (A> 4) для радионуклидной продукции будет

затруднено два раза: а) низким сечением и; б) относительно высокой энергией торможения. Вывод: если

возможно использование протонов или дейтронов.

Рис.1. Пример функции возбуждения: ⁷⁶Se(p,xn)^77-xBr ядерных реакций. Сплошные линии: экспериментальные кривые возбуждения (p,xn) на ⁷⁶Se. Пунктирные линии: теоретическая функция возбуждения в соответствии с кодом ALICE.

Функции возбуждения реакций (p/d/τ/α,xn) представляют сечение реакции как функцию входящей энергия частиц. Неизменно наблюдается наложение каналов реакции: (p,n+1) начинается, пока еще идет (p,n), часто как реакция испарения, при более значительных энергетических затратах более важную роль играет непосредственный механизм. Для оценки сечения, наблюдаемого в ядерных реакциях, могут быть использованы коды ядерного испарения, например, код ALICE, доступный в Агентстве по ядерной энергии во Франции.

2.2 Ускорители и удельная радиоактивность

С помощью заряженных частиц образуются нейтронодефицитные радионуклиды. В ядерном реакторе поглощение нейтронов представляет собой наиболее важную ядерную реакцию, ведущую к образованию нейтронно-избыточных радионуклидов. Таким образом, обе возможности производства взаимно дополняют друг друга. Имеется очень небольшое количество наложений. Интересный пример наложения представляет собой производство 18F, когда сначала с помощью нейтронов образуются тритоны, которые запускают реакцию заряженных частиц:

В ядерной реакции: ⁶LiCO₃ + n  t + ¹⁶O  ¹⁸F + n

За счет облучения нейтронами образуются тритоны путем расщепления 6Li на тритий и ядро гелия-3. Затем тритон приводит к образованию изотопа ¹⁸F из ядра ¹⁶O. Ввиду внедрения кислорода в молекулу, ряд тритонов не важен. Поскольку это двухступенчатый процесс, выход продукта ниже по сравнению с прямыми реакциями с использованием заряженных частиц, например:

p + ¹⁸O  ¹⁸F + n

Энергия пучка, необходимая для реакции (p,xn) эмпирически определяется как: 7 + 10*xn МэВ, где xn — количество выбитых или испаренных нейтронов. Для точного расчета необходимо вычислить разность масс и добавить ок. 7 МэВ для максимального сечения. Для производства радионуклидов качество пучка (dE/E) не имеет большой важности. Размер пучка должен быть достаточно большим, во избежание слишком высокой плотности рассеиваемой мощности на мишени, которая может вызвать такие проблемы, как плавление или испарение, поэтому рекомендуется устанавливать размер пучка см² вместо мм².

Мишени могут быть установлены как внутри циклотрона, так и снаружи. Если мишени установлены внутри, предотвращается рассеивание пучка и потеря его мощности, кроме того, выход продукта в таком случае выше, чем в случае с внешними мишенями. Для анионного циклотрона эффективность выделения будет очень близка к 100% ввиду того, что при выталкивании электронов начинается естественное выделение. Однако же, при наличии проблем с мишенью, внешняя мишень позволяет устранять их проще, чем внутренняя. Кроме того, в случае с внутренней мишенью радиоактивное загрязнение циклотрона может затруднять обычное обслуживание. Перенос облучаемого материала очень легко осуществляется в случае с газовой мишенью. Нормальный поток может переносить радиоактивность на довольно большие расстояния. В случае с жидкой мишенью прохождение гелия через тонкий трубопровод может выталкивать облучаемый материал в желаемое положение. В случае с твердотельной мишенью система обмена или передвижения может обеспечивать передвижение мишени или облучаемого материала. При этом конкретная ситуация диктует решение конкретных проблем.

Классы ускорителей радионуклидной продукции:

Ep< 20 МэВ (p,n), (p,α), (d,n), частицы: p, d. Типовой циклотрон для отделений ПЭТ.

Ep< 35 МэВ до (p,3n), в качестве многочастичного (p, d, τ, α) циклотрона, это универсальный аппарат для производства радионуклидов. Используется коммерческими производителями радионуклидов.

Ep< 70 МэВ до (p,5n). Часто многочастичный циклотрон с переменными уровнями энергии. Сложный производственный аппарат. Часто используется в качестве исследовательского оборудования в сфере ядерной физики, где производство радионуклидов играет лишь второстепенную роль. Примеры — бывший циклотрон в KVI (Гронинген, Нидерланды) и циклотроны в PSI (Цюрих, Швейцария). С помощью данных циклотронов возможно производство таких радионуклидов, как ¹²³I, ⁸¹Rb,⁸²Sr/⁸²Rb, ⁵²Fe, а также комбинированное производство ⁵²Fe + ⁵⁵Co.

Ep> 100 МэВ. Примеры — линейные ускорители в BNL (Брукхейвен, США) и LANL (Лос-Аламос, США). Это исследовательские ускорители, предназначенные, в первую очередь, для производства радионуклидов в научных целях. Ввиду высокого уровня энергии, они в основном применяются для осуществления реакций скалывания.

Технический персонал, необходимый для работы с указанными выше различными типами ускорителей, конечно же, сильно разнится.

В число недавних разработок в области циклотронов для производства радионуклидов входят анионные циклотроны для ускорения H^- и D^-частиц. Для обеспечения высокого тока пучка необходим внешний источник с аксиальной инжекцией. Значительным преимуществом отрицательных ионов является то, что после прохождения через углеродную фольгу для обдирки все электроны удаляются, и пучок автоматически направляется за пределы аппарата. Возможна 100% эффективность выделения, а при помещении фольги для обдирки на полпути пучка возможно получение нескольких (не менее 2) выделенных пучков.

Коммерческие анионные циклотроны доступны в широком диапазоне уровней энергии, от 10 до 230 МэВ. Потребность в вакууме во время ускорения выше, чем у катионных циклотронов, поскольку при удалении одного электрона остаточным газом не только останавливается процесс ускорения, но и образовавшийся пучок нейтральных частиц может повредить циклотрон. Если удаляется боле одного электрона, пучок поворачивается в обратную сторону и ударяет по вакуумной камере или внутренним частям циклотрона. На данный момент разработаны также ускоритель на низкие энергии (8–12 МэВ) RFQ-Linacs для ускорения пучков ³He в сочетании со специальной мишенью для производства необходимых для ПЭТ радионуклидов.

В связи с характером индуцированной ядерной реакции (р, хn) происходит изменение элемента:

Z  Z + 1

Режим «свободный от носителя» используется, когда полностью отсутствует холодный материал того же химического элемента, что и радиоактивный изотоп. Это очень труднодостижимо, поскольку часто имеет место естественное разбавление. Часто используется режим «носитель не добавлен» или «nca». Это означает, что холодный материал того же химического элемента не добавляется намеренно во время приготовления радиофармацевтического препарата.

Удельная активность является объемом деятельности на грамм или моль. Несколько теоретических максимумов удельной активности радионуклидов:

¹¹C 9.2 * 10⁹ Ки\моль = 340 ТБк / ммоль

¹⁴C 6.2 * 10¹ Ки\моль = 2.3 МБк / ммоль (5730 лет против 20.4 мин)

¹²³I 2.4 * 10⁸ Ки\моль = 8.9 ТБк / ммоль

Максимальная теоретическая удельная радиоактивность определяется периодом полураспада. На практике, данное теоретическое максимальное значение удельной радиоактивности недостижимо. Для поддержания коэффициента разбавления в рамках необходимо принимать особые меры предосторожности. Во время синтеза в режиме «свободный от носителя» или «носитель не добавлен» не ожидается токсичных эффектов (например, H¹¹CN теряет токсичность) и физиологического действия (принцип радиоактивной индикации).

2.3 Мишени и особое производство ПЭТ

Производимые радионуклиды могут быть получены только в простой химической форме. Облучающие сложные химические структуры вызывают затруднения ввиду значительного энергетического воздействия внутри материала мишени, которое может нарушить химическую структуру молекулы. В ядерных реакциях требуется энергия порядка МэВ. Для химического связывания в молекулах требуются энергии порядка эВ.

2.3.1 Материал мишеней

Возможно использование газовых, жидких или твердотельных мишеней. Общей проблемой является охлаждение рассеянной энергии ∆E.i. При образовании изотопа ¹¹C с помощью протонного пучка 15 МэВ при 30 мкA образуется 450 Вт. Одним из важнейших параметров для времени существования мишени является плотность энерговыделения (Вт/см²), которая, фактически, зависит от размера пучка. Часто рекомендуется увеличить размер пучка для понижения плотности энерговыделения. Происшествия вследствие отказа мишени в большинстве случаев происходят чаще сразу после начала облучения. Следует использовать водяное охлаждение на обратной стороне и гелиевое охлаждение в области входной фольги, технология двойной фольги в закрытом контуре. Потеря энергии в области входной фольги должна быть сведена к минимуму. Механические свойства фольги должны позволять удерживать давление внутри мишени и обеспечивать хорошую теплопроводность для аннулирования энергетического воздействия пучка. Потеря энергии в материале мишени должна быть оптимизирована на основании функции возбуждения. Низкоэнергетическая часть пучка после прохождения через активную зону к мишени может попасть в обратную сторону мишени. Таким образом, замедляется активация охлаждающей воды. Иногда можно комбинировать две мишени, установленные одна за другой и, таким образом, использовать весь энергетический диапазон пучка. Пример одновременного производства изотопов ⁵²Fe и ⁵⁵Co с использованием комбинации твердотельных мишеней: ⁵⁵Mn(p,4n)⁵²Fe и ⁵⁶Fe(p,2n)⁵⁵Co. Это также примеры материалов мишени с высокой температурой плавления. Плавление и/или испарения материала мишени может представлять собой серьезную проблему, например, селен в качестве материала мишени для производства брома может вызывать затруднения из-за испарения первого. Сплавы селена с медью или серебром имеют высокую температуру плавления (1000°C или более) вместо температуры испарения всего немногим более 200°C, как в случае с чистым селеном. Все материалы, подвергаемые воздействию пучка, следует выбирать по принципу минимального производства радионуклидов с более длительным периодом полураспада. Например, алюминий или медь в качестве держателя мишени и, например, графит для остановки пучка.

Не следует использовать железо или нержавеющую сталь, поскольку это чревато производством множества радионуклидов с длительным периодом полураспада. Однако, поскольку входная фольга должна быть тонкой и прочной, следует использовать фольгу, например, из сплава HAVAR, нержавеющей стали или титана толщиной 8–25 мкм, ввиду их прочности. Гелиевое охлаждение фольги с использованием технологии двойной фольги на входе может быть очень эффективным. Более эффективное охлаждение мишени возможно за счет ее вращения. Поскольку, фактически, здесь рассматривается рабочий цикл менее 100%, это неэффективно для производства. При расположении мишени под углом к пучку, а не перпендикулярно ему, также может быть достигнута меньшая плотность энерговыделения.

Всегда существует возможность различных ядерных реакций производить радионуклиды, например, для ¹¹С приведены в таблице 2.

Таблица 2. Ядерные реакции для производства углерода-11

Частица	Реакция	E(порог) (МэВ)	σ (мб)
γ	12C(γ,n)11C	18.7	4
p	11B(p,n)11C 12C(p,pn)11C 14N(p,α)11C	3.0 20.3 3.1	250 100 250
d	10B(d,n)11C 12C(d,p2n)11C	0. 24.4	250 60
3He	9Be(3He,n)11C 10B(3He,pn)11C 11B(3He,p2n) 12C(3He,4He)11C 16O(3He,24He)11C	0. 0. 2.3 0. 6.3	50 280 30 300 50
4He	9Be(4He,2n)11C 10B(4He,p2n)11C 11B(4He,p3n)11C 12C(4He,4Hen)11C	18.8 27.4 42.4 24.9	17 50

2.3.2 Производство ¹¹C

Наиболее часто используемая реакция: ¹⁴N(p,α)¹¹C. Материалом мишени является азот с небольшим добавлением кислорода: N₂ (99.9999%) + O₂ (2%), давление 7–10 бар в зависимости от мишени и энергии пучка

Первичным продуктом мишени являются радикалы ¹¹CN, реакция отдачи ¹¹C с N₂, а также ¹¹CO в качестве реакции отдачи ¹¹C с O₂. Затем радикалы ¹¹CN и ¹¹CO в ходе облучения окисляются до ¹¹CO₂. ¹¹CO₂ собирается в азотную ловушку и затем дистиллируется с помощью химической установки для дальнейшего химического синтеза.

Следует учитывать возможность химических реакций внутри мишени в ходе облучения. Например, когда CH₄ (метан) облучается протонами, полимеризация газа мишени приводит к образованию желтого налета на стене со стороны мишени и поглощения радиоактивного излучения этим материалом. Молекулярная структура материала мишени должна быть инертной по отношению к возможным процессам, вызываемым пучком.

Рис. 2: ¹¹C - целевая система для протонной индуцированной реакции на азот.

Рис 3. ¹¹CO₂ система сбора. Образцы газа могут быть приняты для анализа. Доходность может быть измерена путем улавливания ¹¹CO₂ в NaOH. С помощью ловушки в жидком азоте весь сбор может быть восстановлен и перенаправлен в вакуум, чем в химическую установку .

2.3.3 Производство ¹³N

Наиболее часто используемая реакция для производства ¹³N: ¹⁴N(p,α)¹³N с H₂O в качестве материала мишени. После облучения ¹³N имеется в виде нитрата или нитрита в воде. В ходе перегонки с паром и сплавом Деварда получается ¹³NH₃. Сегодня при добавлении этанола в воду мишени имеет место образование аммиака ¹³N внутри мишени. Аммиак чаще всего используется в исследованиях проходимости сердечных сосудов.

2.3.4 Производство ¹⁵O

Наиболее часто используемая реакция для производства кислорода-15: реакция ¹⁴N(d,n)¹⁵O. При положительном значении энергии ядерной реакции 3.1 МэВ для производства достаточно дейтронного циклотрона на 3 МэВ. Фактически, энергия пучка не должна превышать 6,5 МэВ во избежание образования радиоактивных примесей. Материал мишени представляет собой азот высокой чистоты с добавлением кислорода: N₂ (99.9999%) при добавлении O₂ (4%) lftn ¹⁵O₂. Наиболее часто кислород-15 используется для исследований регионарного мозгового кровотока. Это возможно двумя способами: i) преобразование ¹⁵O₂ + C (400^oC) --->C¹⁵O₂. При вдыхании C¹⁵O₂ мгновенно превращается в легких в H₂¹⁵O за счет энзимов. Также можно преобразовать кислород в воду согласно: ¹⁵O₂ + H₂ в печи с платиной в качестве катализатора, образуя непрерывный поток H₂¹⁵O, который может быть введен внутривенно.

2.3.5 Производство ¹⁸F

Наиболее часто используемая реакция для производства ¹⁸F: реакция ¹⁸O(p,n)¹⁸F с материалом мишени H₂¹⁸O, водой, обогащенной кислородом-18 (>90%, стоимость на апрель 2001 г.: 160.00 долл. США/мл). ¹⁸F имеется в воде в ионном виде. После разделения фтора и воды фтор поступает для химической отработки. Вода может быть использована повторно после дистилляции и устранения загрязнений. Степень обогащения уменьшается в связи с процедурой дистилляции. Удельная радиоактивность фторсодержащего конечного продукта может быть выше, чем у углерода-11, поскольку фтор встречается чаще, чем, например, CO₂.

Второй метод получения ¹⁸F: за счет реакции ²⁰Ne(d,α)¹⁸F. К газообразному неону добавляется F₂ для пассивации стены камеры мишени. Если пассивация не была выполнена, весь полученный ¹⁸F адсорбируется стеной камеры и не может быть извлечен для дальнейшей химической реакции. Из ¹⁸F получается F₂, и относительно низкая удельная радиоактивность зависит от количества фтора, добавленного до облучения. Две разных химических формы ¹⁸F позволяют применять различные стратегии химического маркирования.

2.4 Широко используемые радиофармацевтические препараты

Наиболее широко используемым в Отделениях ПЭТ радиофармацевтическим препаратом является 2-[¹⁸F]фтор-2-дезокси-D-глюкоза (ФДГ). ФДГ преимущественно используется в онкологических исследованиях. Благодаря своему периоду полураспада (110 минут) данный препарат выдерживает транспортировку в течение более 2 часов, и потому многие отделения ПЭТ, не располагающие собственным циклотроном, используют ФДГ только таким образом. Вода, маркированная кислородом-15 с периодом полураспада 2 мин., также часто используется в исследовательских центрах для исследований мозговой активности. Использование других радиофармацевтических препаратов часто определено спецификой клинических или исследовательских требований.

18ФДГ	Глюкоза аналог для исследования головного мозга, сердца и онкологии. Наиболее часто используемый радиофармпрепарат.
H215O	Функциональные исследования мозга (рМК)
C 15O2	Функциональные исследования мозга (рМК). Превращается в воду в легких мгновенно
CO	Исследования церебрального объема крови.
11C-тирозин	Аминокислоты для исследования мозга и онкологии.
13NH3	Аммиак для исследования кровотока в сердце.
11C-раклоприд	Дофаминовые рецепторы, болезнь Паркинсона.
18F-DOPA	Дофаминовые рецепторы, болезнь Паркинсона.
11C-ацетат	Изучение кардиологии.

3. Сканер ПЭТ.

3.1 Распад нейтронодефицитных радионуклидов.

Есть две возможности для распада нейтронодефицитных радионуклидов: позитронная эмиссия или

электронный захват:

позитронный распад p  n + β⁺ + ν

Электронный захват p + e^-  n + ν

Энергетическое условие распада позитронной эмиссии:

Q(β⁺) = M(A,Z+1)c² - M(A,Z)c² - 2m₀c² + I

Позитронный распад возможен только при наличии энергии 2м₀c² (= 1022 кэВ) или более, в противном случае происходит захват электронов. На практике, требуется еще больше энергии, чтобы обеспечить позитронный распад вместо захвата электронов. При позитронном распаде необходимо учитывать два закона сохранения: I) Согласно закону сохранения энергии, необходимо 1022 кэВ и II) Согласно закону сохранения импульса, в момент аннигиляции импульс отсутствует, так что до и после аннигиляции p = 0 кгм/с.

Позитрон замедляется в тканях, в конце отслеживания позитроний, атом, подобный водороду, образован позитронам и электроном. Позитрон и электрон являются античастицами, следовательно, они аннигилируют. В синглетном состоянии позитрония произойдет аннигиляция 2х квантов (средний период полураспада 8 нс). В триплетном состоянии происходит аннигиляция 3х квантов (средний период полураспада 7 мкс). Триплетное состояние образуется только в 0.3%. 2-квантовая аннигиляция показывает конечную ширину 0.5^o ок. 180^o при угловых корреляционных измерениях, что говорит о том, что в момент аннигиляции импульс не всегда строго равен нулю.

3.2 Изображения

3.2.1. В обычной ядерной медицине

В обычной ядерной медицине для формирования изображения используют гамма-камеры, состоящие из кристаллов NaI, толстый 3/8 "или 1/2", с фотоэлектронными умножителями (ФЭУ) и коллиматором Положение сцинтиллятора рассчитывается по формуле:

X = Σ PX(i) L(i) / Σ L(i)

Y = Σ LY(i) L(i) / Σ L(i)

с PX (i) и PY (i) положение координаты ФЭУ (I) и L (I) количества света, поступающего от ФЭУ (i), а также:

Σ L(i) = Общая мощность света = энергетика обнаружения кванта

Коллиматор обеспечивает компромисс между пространственным разрешением и эффективностью. Он оптимально применим для гамма-излучения от 100 до 200 кэВ. Могут быть получены картины двух типов: плоскостные картины и картины в поперечном сечении, получаемые путем вращения камеры вокруг пациента (SPECT= однофотонная эмиссионная компьютерная томография). Оба метода не дают количественной информации, поскольку поправка на ослабление не представляется возможной. Необходимая толщина коллиматора и толщина диафрагмы (между отверстиями) является функцией энергии гамма-лучей. При энергии гамма-лучей 511 кэВ толщина стенки и толщина коллиматора должны быть увеличены так, чтобы размер отверстия и пространственное разрешение соответствовали друг другу, и вес коллиматора был равен ок. 200 кг. Эффективность коллиматора понижается фактором два, в отношении общей цели коллиматор при 140 кэВ дает примерно 5x 10^-5.

3.2.2. Аннигиляционное излучение.

Изображение, полученное с помощью аннигиляционного излучения, использует его уникальные свойства: 511 кэВ коллинеарно (180°) и одновременно! Поэтому оно идеально для измерения совпадений и измерения TOF (времени пролета). Для двух датчиков А и В на расстоянии 2d и точечного источника Р на расстоянии х от центральной линии разница в расстоянии составляет:

PA - PB = (d+x) - (d-x) = 2x

Участвующее время : ∆t = 2x/c с 2x = 1 мм, ∆t = 3.3 пс

Сцинтилляционные детекторы с такими функциями временной координации и высокой чувствительностью к излучению 511 кэВ в настоящее время не существуют. Примерно до 1983 года использовались преимущественно детекторы NaI и некоторые системы детекторов BaF₂. После 1983 года применялся, в основном, материал BGO (германат висмута Bi₄Ge₃O₁₂) в структуре блока детекторов. Изначально пространственное разрешение определял детектор с единственным фотоумножителем (ФЭУ). Для повышения эффективности используется BGO с высокой плотностью и числом Z. Для улучшения также пространственного разрешения была разработана система считывания гамма-камеры с четырьмя ФЭУ на одном кристалле BGO. Из-за толщины BGO детектора сцинтилляционный свет достаточно рассеян. Резка BGO детектора на поддетекторы 8×8 сделало свет направленным, что позволило, наряду с четырьмя ФЭУ, получить пространственное разрешение, практически равное размеру субдетекторов. Недостатком BGO является его относительно низкая светоотдача (15% от NaI). Ранее вместе с BGO использовался ортосиликат гадолиния (ОСГ) в качестве двойного детектора на одном ФЭУ. Преимуществом ОСГ является его повышенная светоотдача, см. таблицу 3. Из-за разницы во времени затухания путем различения формы импульса можно определить, который из двух детекторов реагирует. Недавно ОСГ был использован снова, но на этот раз в качестве площадного детектора с логическим устройством визуализации гамма-камеры. Недавно ортосиликат лютеция (ОСЛ) прошел испытания на применение в сканерах ПЭТ. Сравнительно высокая светоотдача (75% от NaI) является преимуществом. Недостаток в виде естественного радиоактивного компонента в природном лютеции (Lu) незначителен, если не проводятся измерения совпадений. Сегодня свободно выпускаются первые сканеры ПЭТ с ОСЛ детекторами, как для исследования мелких животных, так и для полного обследования организма человека.

Таблица 3. Детектирующие материалы, используемые в ПЭТ-сканерах.

	NaI	BGO	ОСГ	ОСЛ
Плотность (г /куб.см)	3.67	7.13	6.7	7.4
Eff.Atomnumber	51	75	59	66
Длина свободного пробега (см)	2.88	1.05	1.43	1.1
Гигроскопический	да	нет	нет	нет
Время затухания (нс)	230	300	56/600	40
Относительный световой выход	100%	15%	25%	75%
Энергетическое разрешение *	7.8%	10.1%	9.5%	10%

* Примечание: Это энергетическое разрешение действует в течение одного кристалла. Не обязательно относится к блок-детектору.

В сканерах ПЭТ для проведения измерения совпадений каким-то образом необходимо реализовать гексагональную структуру для проведения измерений совпадений. Для этого также можно использовать вращающуюся неколлимированную гамма-камеру с двумя головками. Эти системы с ограниченной скоростью счета из-за наличия всего 2 детекторов и все типы различных конфигураций NaI на основе BaF₂ использовались примерно до 1983 года, когда был введен детектор с блоком BGO. Сцинтилляционный детектор обычно разделен на 8х8 субдетекторов, которые считываются четырьмя ФЭУ. Размер детектора зависит от конечного разрешения. Размер субдетекторов составляет от 4*4 до 6,5*6,5 мм², при толщине от 20 до 30 мм. См. рис. 4-6. Для увеличения осевой длины в сканер ПЭТ устанавливают до 4 смежных детекторных колец.

Рис. 4. BGO Блок детектора с ФЭУ (в Courtesy Siemens / CTI)

Рис. 5. Свет, руководящий эффектом резки в детекторе блока BGO (Courtesy Siemens / CTI)

Рис. 6. Пространственное разрешение детектора блока BGO с 4 трубами ФЭУ (Courtesy Siemens / CTI)

3.3 Сбор данных и восстановление изображений по проекциям.

3.3.1 Сбор данных.

Сбор данных может осуществляться двумя способами:

1) Пособытийный режим или режим списка.

Положение каждой отдельной аннигилирующей пары и определенные параметры времени хранятся отдельно. Впоследствии выполняется реконструкция в виде синограмм в ходе определенного динамического исследования. Такой способ хранения позволяет выбрать или изменить временные рамки исследования.

2) Режим синограммы.

Данные, полученные сканером ПЭТ, по сути, являются проекцией, поскольку возможно измерение лишь совпадений, но не TOF. Общее число событий аннигиляции на линии реакции (LOR) хранится в одном элементе матрицы с координатами (r,θ), названном синограммой из-за вращающегося точечного источника. Линия LOR проходит между двумя детекторами, работающими в режиме совпадений.

Выбор режима хранения данных зависит от количества LOR и количества событий.

Примеры: