Беляев Физика ядерной медицины Ч.2 Учебное пособие 2012

Глава 4. Дозиметрия в ядерной медицине

Со времени открытия ионизирующего излучения человечество извлекло много пользы от его многочисленных и разнотипных применений. Однако практически одновременно с открытием ионизирующего излучения были обнаружены и вредные для здоровья последствия его воздействия на человека. В настоящее время вопросы риска, связанные с использованием ионизирующих излучений, являются в большинстве случаев хорошо изученными. Величина и значимость этих рисков непосредственно связаны с величиной дозы, полученной в результате облучения. Вопросы экспериментального и расчетного определения доз относятся к области прикладной науки "Радиационная дозиметрия". В настоящее время этот научное направление является хорошо разработанным.

Отличительная особенность ядерной медицины заключается во введении внутрь организма пациентов радиофармпрепаратов (РФП) или радиотрассеров в некапсулированном виде, испускающих ионизирующее излучение внутри тела человека. Вопросами определения доз при внутреннем облучении занимается специальный раздел "Радиационная дозиметрия", называемый "Внутренней дозиметрией" или "Дозиметрией инкорпорированных радионуклидов". По этой причине дозиметрия в ядерной медицине является, в основном, внутренней дозиметрией.

Экспериментальное определение доз внутреннего облучения представляет чрезвычайно трудную проблему, поэтому значения доз находятся преимущественно расчетным путем. Учитывая широкое использование формул для расчета доз, ученые, работающие в области дозиметрии, привели эти формулы к очень простым и удобным для практического применения формам. Однако простота формул для расчета доз при внутреннем облучении, облегчая применение формул, часто маскирует основные принципы и допущения, принятые при их получении. Кроме того, сейчас имеется несколько систем расчета доз при внутреннем облучении, причем каждая со своим набором формул. Такая ситуация может быть причиной их некорректного применения. Поэтому целью настоящей главы является также раскрытие основных концепций, реализуемых при расчетах в рамках этих систем.

111

1.Историческая справка

Вистории развития радиационной дозиметрии в ядерной медицине важнейшую роль сыграли (и продолжают играть) две общеизвестные международные организации: Международная комиссия по радиологической защите ((МКРЗ) или англ. Internal commission on radiological protection (ICRP)) и Комитет по медицинской внут-

ренней радиационной дозе ((МВРД) или англ. Medical internal radiation dose (MIRD) committee Американского общества ядерной медицины. Целевая установка деятельности обеих организаций является разной. ICRP акцентировала свою работу на радиологической защите работников, систематически облучаемых ионизирующим излучением в силу своей профессиональной деятельности. ICRP опубликовала большое количество подробной информации по поглощенным дозам для разных радиоактивных медицинских препаратов (РМП) или, как чаще сейчас называют, радиоактивным фармпрепаратам (РФП) и рекомендации по радиационной безопасности в медицине. С другой стороны, комитет MIRD сосредоточился исключительно на пациентах ядерной медицины (ЯМ).

ICRP была основана в 1928 г. как комитет, связанный с Международным конгрессом по радиологии, и в том же году опубликовал свой первый отчет. Публикации и рекомендации этой организации легли в основу большинства программ и законодательств, регулирующих на государственном уровне деятельность, связанную с использованием ионизирующих излучений. В настоящее время ICRP организационно состоит из Основных комиссий и постоянно действующих Комитетов. Комитет 1 занимается радиационными эффеками, комиссия 2 – дозовыми пределами, комиссия 3 – радиационной безопасностью и защитой в медицине и комитет 2 – применением и внедрением рекомендаций ICRP. Для анализа отдельных проблем и подготовки проектов рекомендаций ICRP создает проблемные и рабочие группы. За последние несколько десятилетий ICRP выпустило много публикаций, оказавших очень сильное влияние на развитие радиационной дозиметрии ЯМ. К таким важнейшим публикациям в первую очередь относятся Публикации но-

мер 26 (1977, [1]), 53 (1987, [2]), 60 (1991, [3]), 103 (2007, [4]), кото-

рые ввели понятия и предложили методы определения эффективного дозового эквивалента и его производных, эффективной дозы,

112

суммировали и обобщили данные для определения риска от детерминистских и стохастических эффектов, вызываемых ионизирующим излучением. В Публикации 30 (1979, [5]) были представлены дозиметрические модели кости и костного мозга, желудочнокишечного тракта, системы дыхания. Впоследствии эти модели были пересмотрены в Публикациях 66 (1994, [6]), 70 (1995, [7]) и 100 (2006, [8]). В Публикации 53 [2] и ее аддендумах (1987, 1998, 2008, [9 – 11]) была выполнена компиляция данных по поглощенным дозам для многих РФП и р/н медицинского использования. Существенное влияние на развитие радиационной дозиметрии в ЯМ оказало также введение в Публикации 23 (1975, [12]) понятия и описания фантомов стандартного мужчины и женщины и различных педиатрических фантомов.

Комитет MIRD был создан в 1964 г. как узкоспециализированный орган и в своем первом отчете, выпущенном в 1968 г. [13], дал описание схемы расчетной внутренней дозиметрии. С тех пор комитет MIRD опубликовал большое количество отчетов, брошюр (памфлетов) и различных оценок поглощенных доз. В отчетах комитета даются аналитические обзоры различных применений ЯМ, в то время как в оценках доз приводятся специфические дозиметрические данные для конкретных РФП.

ICRP и комитет MIRD параллельно разработали алгоритмы оценки доз от внутреннего облучения, главные из которых рассматриваются в данной главе. Хотя эти алгоритмы, фактически, идентичны, в них имеются расхождения в используемых обозначениях, терминологии, входных данных и целевых назначениях. Для преодоления этих различий комитет MIRD даже опубликовал специальную работу [14].

Сложность и точность расчетов в дозиметрии ЯМ зависит от различных факторов. Они включают:

использование р/н, отделенных от естественных р/н для включения в искусственные продукты и комплексы или для мечения РФП;

увеличение пространственной и временной точности и эффективности детектирования устройств визуализации;

развитие более сложных математических моделей (фантомов), представляющих анатомию человека, с целью повышения точности расчетов распределений поглощенной дозы;

113

повышение мощности компьютеров, позволяющее более детальное рассмотрение переноса излучения и поглощения энергии в тканях.

До создания ускорителей частиц и ядерных реакторов в медицине могли использоваться только естественные р/н, такие как 40K, 232Th, 235U и 238U. При этом, естественно, возникали трудности, связанные с их выделением, концентрацией, не подходящими схемами распада и биохимическими свойствами. Ситуация кардинально изменилась во второй половине двадцатого века и особенно в последней его четверти. Атомная отрасль выпустила на рынок богатейший набор радиоизотопов с разнообразными схемами распада, химическими и биологическими свойствами. Исследование их применимости в области ЯМ позволило ученым к настоящему времени предложить несколько сотен различных РФП. Одновременное совершенствование аппаратуры для детектирования ионизирующих излучений, систем визуализации и реконструкции распределений РФП в организме пациентов привело к настоящей революции в ЯМ и широкому распространению ее методов для диагностики и терапии заболеваний в рутинной медицине. Это, в свою очередь, принципиально изменило и требования к возможностям и точности расчетов в радиационной дозиметрии в ЯМ.

2. Дозиметрические величины и единицы их измерения

Основные характеристики полей ионизирущих излучений (флюенс частиц и энергии, плотность потока частиц и энергии, керма и поглощенная доза) были рассмотрены в Части 1 настоящего пособия в разделах 3.1 и 3.2 главы 1. Однако для полноты обсуждения остановимся еще раз на определении поглощенной дозы.

2.1. Поглощенная доза

Эта дозовая характеристика поля представляет собой величину поглощенной энергии ионизирующего излучения в единице массы вещества и служит мерой воздействия излучения на вещество. Точное определение этой величины согласно ГОСТ15484-81 [15] и

114

большинству справочных изданий (например, [16]) имеет следующий вид: поглощенная доза ионизирующего излучения D есть от-

ношение средней энергии dW , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

вальным переводом с английского следующей части определения поглощенной дозы: "energy, imparted by ionizing radiation to matter".

На самом деле в оригинале имеется в виду не средняя переданная энергия, а именно средняя поглощенная энергия, так как часть переданной заряженным частицам энергии может быть вынесена ими за пределы рассматриваемого объема или потрачена на образование тормозного излучения, которое тоже обычно выходит без взаимодействия за пределы объема. Поэтому в определении поглощенной дозы, данном в части 1 в разделе 3.2 главы 1, используется термин "поглощенная энергия". Эта же величина имеется в виду в формуле (1.33), поэтому для ясности она обозначена как dE.

За единицу измерения поглощенной дозы в СИ принят грей (Гр): 1 Гр = Дж/кг. Внесистемной единицей, часто используемой на практике, является рад: 1 рад = 0,01 Гр. На практике также нередко применяют термин "доза", являющийся сокращенным вариантом термина поглощенная доза.

Скорость изменения поглощенной дозы называется мощностью поглощенной дозы. Она обозначается через Ḋ и определяется как отношение изменения поглощенной дозы излучения dD за интервал времени dt к этому интервалу времени:

(4.2)

Единицей измерения мощности поглощенной дозы в СИ является 1 Гр/с = 1 Дж/(с•кг). На практике чаще используют единицы измерения мкГр/ч и мГр/ч.

Следует еще раз подчеркнуть, что поглощенная доза характеризует воздействие излучения на среду и зависит от ее химического состава. Поэтому, когда речь идет о поглощенной дозе, необходимо указывать к какой среде это относится: к воздуху, воде и др. и к какой точке объекта. Когда говорят "тканевая доза", то имеют в виду поглощенную дозу в мягкой биологической ткани (мышцах)

115

условного человека, весовой состав которой принимается следующим (%): водород 10,1; углерод 11,1; азот 2,6; кислород 76,2.

В ЯМ используется также понятие "средняя доза" в отдельном органе или конкретной ткани DT, под которым понимается отношение полной энергии ET, поглощенной в данном органе или ткани, к его массе mT:

В остальных частях данного раздела основное внимание уделяется дозиметрическим характеристикам, связанным с биологическим воздействием ионизирующих излучений.

2.2. Эквивалентная доза

Экспериментальные исследования показали, что поглощенная доза не может служить однозначной мерой биологического воздействия на живой организм. При очень низких дозах не наблюдается никаких эффектов, но после определенного порога такие эффекты начинают проявляться, становясь все более тяжелыми с увеличением дозы. Однако когда эксперименты выполнялись при разных условиях облучения (пространственное распределение дозы в организме, мощность дозы, дробность облучения) и с разными видами ионизирующего излучения, то при одинаковой поглощенной дозе биологический эффект оказывался разным.

При воздействии малых доз, т.е. когда еще не проявляются детерминированные (нестохастические) эффекты облучения, возможный ущерб здоровью, проявляемый в виде отдаленных последствий (стохастических эффектов облучения), зависит практически только от линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяющей плотность ионизации ткани. Этот фактор сохраняет важное значение и при более высоких дозах, но тогда начинают проявлять себя и другие факторы облучения. Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощенной дозой, но различными видами излучения, в отечественной научной литературе используют понятие "относительная биологическая эффективность" (ОБЭ). Под ОБЭ излучения понимают отношение поглощенной дозы образцового рентгеновского излучения (непрерывный энергетический спектр с граничной энергией 180 кэВ) к поглощенной дозе

116

данного рассматриваемого вида излучения, вызывающих одинаковый биологический эффект.

Для учета зависимости биологических эффектов в области малых доз от вида ионизирующего излучения в соответствии с рекомендациями ICRP и действующим законодательством [17] вводится дозиметрическая величина – эквивалентная доза в органе или ткани, HTR, позволяющая оценить возможный ущерб здоровью человека при хроническом воздействии ионизирующего излучения произвольного состава на определенный орган человека.

Эквивалентная доза HTR равна произведению средней поглощенной дозы DTR, созданной данным видом ионизирующего излучения в органе или ткани T, на взвешивающий коэффициент WR для излучения R, характеризующий его качество [18]:

В отечественной научной литературе взвешивающие коэффициенты WR часто называют коэффициентами качества излучения и обозначают k или Q. Эти коэффициенты фактически представляют собой регламентированные значения ОБЭ, установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении. Значения WR для разных видов излучения приводятся в табл.

4.1.

Таблица 4.1

Взвешивающие коэффициенты WR для отдельных видов иионизирующего излучения при расчете эквивалентной дозы [17]

При воздействии различных видов излучений эквивалентная доза в органе находится как сумма эквивалентных:

117

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Один зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в органе на взвешивающий коэффициент равен 1 Дж/кг. Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр, 1

бэр = 0,01 Зв.

Как видно из табл. 4.1, для фотонов и электронов численные значения поглощенной дозы в греях и эквивалентной дозы в зивертах равны между собой. Для альфа-частиц, нейтронов и протонов эквивалентная доза является кратной величиной по отношению к поглощенной дозе.

Эквивалентную дозу рекомендуется использовать только для целей радиационной безопасности до значений, не превышающих 50 мЗв при кратковременном воздействии. В этой области выраженность биологического эффекта зависит только от поглощенной дозы и ЛПЭ. В то же время допускается суммирование доз для оценки общего уровня хронического облучения за длительный промежуток времени, если только кратковременное облучение в каждом случае не превышало 50 мЗв [18]. Для случаев облучения в больших дозах (H > 50 мЗв), что может иметь место при радиационных авариях, еще не найдены дозиметрические критерии для установления однозначной связи между уровнем облучения и биологическим эффектом.

Остановимся в этом плане несколько подробнее на особенностях ЯМ. Разделение ЯМ на диагностическое и терапевтическое применение отражается, естественно, и на различном рассмотрении биологических эффектов воздействия ионизирующего излучения. Диагностическая ЯМ стремится избежать появления биологических эффектов от облучения, ограничивая поглощенную дозу до минимально приемлемого уровня, позволяющего сохранять необходимую эффективность исследования. В результате биологические реакции на низкие поглощенные дозы являются стохастическими и ограничиваются возможными канцерогенными и генетическими эффектами. Терапевтическая ЯМ, наоборот, стремится добиться гибели онкологических клеток, оптимизируя до минимума радиотоксичность облучения нормальных клеток, попадающих

118

в зону облучения. Краткий анализ радиобиологических особенностей терапевтической лучевой терапии будет дан в главе 5.

Несмотря на совершенно различный биологический интерес диагностической и терапевтической ЯМ для обоих направлений требуется понимание отклика клетки на облучение ионизирующим излучением. Фундаментальная радиобиология клеток млекопитающих является фундаментом для оценки и моделирования риска причинения ущерба здоровью пациента в результате облучения. Однако знание ответа только отдельной клетки на облучение, необходимое для математического моделирования риска, не является достаточным. Весьма существенными для адекватной оценки этих рисков оказываются эпидемиологические данные, определенные на основе изучения результатов облучения популяций. Под понятием риска здесь понимается вероятность неблагоприятных последствий для человека (частота смертельных случаев, снижение продолжительности жизни, частота возникновения профессиональных заболеваний, нетрудоспособности и т.д.) вследствие облучения, проявление которых носит стохастический характер. В большинстве случаев поглощенные дозы, полученные такими когортами людей, являются значительно более высокими, чем дозы, получаемыми пациентами при процедурах визуализации в ЯМ. Следовательно, для оценки риска в диагностической ЯМ необходимо проводить операции экстраполяции от высоких доз к низким дозам.

С другой стороны, специалисты в терапевтической ЯМ исторически меньше полагались на математическое моделирование и опирались, главным образом, на клинические опыт определения пределов радиотоксичности. Назначаемая активность терапевтических радионуклидов до последнего времени приближенно выражалась в мегабеккерелях (МБк) или нормализованной к поверхности тела (МБк/м2), или к весу пациента (МБк/кг). Однако современные назначения, делаемые в ЯМ при сильно выросшем уровне диагностики, в определенной степени учитывают специфику пациента.

2.3. Эффективная доза

Практика обеспечения радиационной безопасности в медицине должна считаться с двумя важными фактами. Первый, почти всегда

119

облучение в медицине приводит к неравномерному пространственному распределению дозы в организме, и второй, отдельные органы и ткани человека имеют разную радиочувствительность. Таким образом, для оценки стохастического риска, связанного с конкретной процедурой визуализации, необходимо знать, какой орган/ткань подверглись облучению, эквивалентную дозу, полученную ими, и их специфическую внутреннюю радиочувствительность. Определение поглощенных доз для разных органов/тканей рассматривается в последующих разделах этой главы. Вопросы внутренней радиочувствительности относятся к радиобиологии и выходят за пределы данной книги, но с ними можно познакомиться в монографиях [19 – 21]. Вклад этих составляющих в общую оценку радиационного риска моделируется с помощью тканевых взвешивающих коэффициентов WT. Первоначально для учета данных факторов ICRP в публикации 26 [1] рекомендовала использовать понятие эффективного дозового эквивалента. Однако позднее в публикации 60 [3] ICRP одобрила несколько отличные (от первоначальных) значения взвешивающих коэффициентов WT и предложила использовать вместо термина "эффективный дозовый эквивалент" термин "эффективная доза". Для этой величины применяется обозначение E.

Понятия эффективной дозы, E, так же как и эквивалентная доза, применима только для облучения в малых дозах (в основном, хронического) и является мерой оценки вероятного выхода отдаленных последствий облучения.

Таким образом, эффективная доза E – универсальная дозиметрическая величина, используемая для оценки последствий радиационного воздействия при внешнем общем или локальном облучении, а также поступлении радиоактивных веществ в организм с учетом радиочувствительности различных органов и тканей [18]. E равна сумме произведений эквивалентной дозы в органе/ткани на соответствующий взвешивающий коэффициент WT для данного органа/ткани [22]:

где WT 1.

120