Беляев Физика ядерной медицины Ч.2 Учебное пособие 2012

где A0 – назначенная активность.

Единицей измерения этой величины является (мкКи/(ч·мкКи = ч). Используя введенную величину, уравнение для поглощенной дозы (4.46) можно переписать в виде:

Последняя форма уравнения дает возможность определять дозу на единицу назначаемой активности (мГр/МБк или рад/мкКи), что позволяет легко применять формулу к нескольким разным исследованиям пациента, каждое из которых назначается с разным количеством активности. Отсюда можно получить и другую формулу для расчета τ:

6. Программное обеспечение и ресурсы Интернета

6.1. Програмные комплексы MIRDOSE и OLINDA

Широкое распространение в сообществе ЯМ получил программный комплекс для персональных компьютеров MIRDOSE [45] в качестве базиса для расчетов в области внутренней дозиметрии. Коды MIRDOSE 2 и 3 внедрили в практику использование человеческих фантомов MIRD, представляющих мужчин, женщин, детей и беременных женщин. Эти программные комплексы автоматизируют расчеты внутренней дозы для широкого круга РФП (> 200) для различных органов и областей в этих фантомах, позволяют выполнять быстрое сравнение расчетов для разных случаев, исследовать дозовые распределения в разных органах и разных районах костного мозга. Эти коды также широко применяются как инструмент обучения внутренней дозиметрии в университетах и профессиональных тренировочных центрах.

Позднее комлекс MIRDOSE был усовершенствован и получил название OLINDA/EMX (Organ Level INternal Dose Assessment/Exponential Modeling) [46]. Этот комплекс написан на языке

151

Java, но основные принципы и функции MIRDOSE сохранились и добавились новые. Увеличилось число органов и число радионуклидов (стало более 800, включая многие альфа-эмиттеры).

6.2. Система RADAR

Система RADAR была разработана для обеспечения сообщества ЯМ данными в электронной форме для выполнения расчетов дозы [47]. Группа, работавшая над этой системой, создала и поддерживает в Интернете вебсайт (адрес: www.doseinfo-radar.com), откуда можно получить оценки доз внутреннего и внешнего облучений. Большая часть данных доступна для прямой загрузки. Дозовые факторы преимущественно для р/н, предсталяющих интерес для ЯМ, сделаны сейчас доступными для распространения с программным обеспечением MIRDOSE [45], но сами факторы никогда не публиковались. Ситуация несколько изменилась с выходом моно-

графии Стабина [34], в которой дозовые факторы приводятся частично (в основном для 99mTc).

Сайт RADAR обеспечивает данными по схемам распада и дозовым факторам в геометрии фантомов Кристи и Еккермана для более чем 800 р/н [48]. Данные по дозовым факторам определяются на базе принципов, описанных в работе [35] и рассмотренных в настоящей главе.

7. Нерешенные проблемы

Рассмотрим некоторые актуальные проблемы внутренней дозиметрии в ЯМ, опираясь на анализ этих вопросов наиболее авторитетным специалистом в этой области М. Стабина [34]. Внутренняя дозиметрия является предметом активных исследований многие десятилетия и доведена до очень высокого теоретического и практического уровня. Несмотря на это, многие задачи остаются малоизученными, особенно в областях, связанных с биологией. Кроме того, всегда будут появляться новые препараты, чью кинетику и дозы которых необходимо исследовать. В настоящее время для таких исследований существует ряд хорошо зарекомендовавших себя методов, однако эта работа является достаточно трудоемкой и требует высокой квалификации. Особенно не простую задачу пред-

152

ставляет получение необходимых экспериментальных данных. Во многих областях существуют большие пробелы информации. Примеры включают проникновение РФП через плаценту, данные по кинетике РФП для детей разного возраста и во время беременности, данные по распределению РФП внутри тканей и клеток. Математические методы и компьютерные модели для расчета доз, создаваемых ионизирующим излучением в тканях и даже на уровне клеток, сегодня имеются в достаточном количестве, однако их широкому внедрению часто препятствует недостаток биологических данных и параметров. Основной приоритет в краткосрочном периоде следует уделить развитию и внедрению адекватных дозиметрических моделей кости и костного мозга.

Связь радиационной дозы с ближайшими и отдаленными последствиями облучения по-прежнему остаются в центре внимания

итрудно анализируются на уровне доз, получаемых пациентами в ЯМ. Оценка радиационных доз является обязательным условием при разработке новых РФП, однако, радиационная дозиметрия редко используется в рутинной клинической практике. Вместе с тем, применение различных диагностических и терапевтических средств (маркеров) позволяет дать объективную оценку и оптимизировать безопасность пациента. Врачебный персонал и другие работники клиник пока остаются скептиками по отношению к способности радиационной дозиметрии прогнозировать наблюдаемые эффекты как результат корреляции между значениями доз, рассчитанными на основе разработанных в ЯМ модельных представлений, и проявляемых на практике токсических эффектах в костном мозге, почках, селезенке и других радиочувствительных органах. В настоящее время много усилий фокусируется на двух направлениях, а именно, проведение расчетов доз для конкретных пациентов

исвязь полученных доз со специфической биологией отдельного пациента с целью более адекватного прогнозирования индуцированных излучением эффектов.

Контрольные вопросы

1. Почему радиационная дозиметрия в ядерной медицине является в основном расчетной?

153

2.Какие международные организации оказали наибольшее влияние на развитие радиационной дозиметрии в ядерной медицине и в каких направлениях?

3.Как определяется понятие средняя доза в органе?

4.От какой характеристики излучения зависят, в основном, стохастические эффекты облучения в области малых доз?

5.В чем отличие эквивалентной дозы от поглощенной дозы?

6.В чем отличие ОБЭ от коэффициентов качества?

7.В каких случаях и почему рекомендуется использовать понятие "эквивалентная доза"?

8.Зачем вводилось понятие "эффективная доза" и что это та-

кое?

9.Какая разница между понятиями эффективный дозовый эквивалент и эффективная доза?

10.Что представляют собой взвешивающие коэффициенты для различных органов и тканей?

11.Охарактеризуйте особенности дозиметрии на разных стадиях разработки и внедрения РФП.

12.Какие величины входят в главное уравнение внутренней дозиметрии для расчета поглощенной дозы и как они связаны в этом уравнении?

13.Как определяется во внутренней дозиметрии кумулятивная

доза?

14.Для чего создавались дозиметрические системы и в чем различие между ними?

15.Охарактиризуйте основные особенности метода Маринелли– Квимби – Хайна.

16.Какие величины входят в первоначальное уравнение подхо-

да MIRD?

17.Что такое S-фактор?

18.Как определяется S-фактор?

19. Что такое представляет величина (rT rS ; Ei ,t) и как она

определяется?

20. Как определяется удельная поглощенная фракция

(rT rS ; Ei ;t) ?

21. В каких случаях желательно учитывать вклад в дозу от тормозного излучения?

154

22.Каким образом учитывается изменение S-фактора при изменении масс области мишени и области источника?

23.Как определяется нормированная кумулятивная активность

ив чем удобство использования этого понятия?

24.Чем отличается целевая направленность метода ICRP от метода MIRD?

25.Какие величины входят в формулу для определения дозового эквивалента в ICRP в системе II?

26.Какие величины входят в формулу для определения дозового эквивалента в ICRP в системе 30?

27.Какой физический смысл имеет SEE(T S) в ICRP в сис-

теме 30?

28. Рассчитайте поглощенную дозу в щитовидной железе у пациента, страдающего гипертиреозом, после инъекции ему 30 мКи 131I, предполагая 60 % усвоение, биологический период полувыведения 4 дня и значение величины S = 2,2×10-2 рад/(мкКи·ч).

29.Определите какие из ниже перечисленных величин и параметров влияют на значение поглощенной фракции для радионуклида, испускающего γ-излучение: а) энергия фотонов; б) форма ор- гана-мишени; в) элементный состав органа-мишени; г) количество радиоактивности в органе-источнике; д) форма огана-источника.

30.Зависит ли средняя поглощенная доза на единицу кумулятивной активности от ниже перечисленных величин и параметров: а) поглощенная фракция; б) масса мишени; в) энергия фотонов; г) количества испускаемых фотонов?

31.В чем принципиальное отличие воксельных фантомов от антропоморфных фантомов?

32.Как определяется эффективное время полувыведения р/н?

33.Что такое резидентное время?

34.Рассчитайте кумулятивную активность в органе-источнике весом 55 г, содержащим 3 мКи (111 МБк) 99mTc (Tp = 6 ч) и период

биологического полувыведения Tb =14 ч.

35. Орган-мишень имеет массу 35 г и содержит 1 мКи (37МБк) р/н, испускающего β-частицы с 1 =0,3 г·рад/(мкКи·ч) и =1,0, и γ-излучение с 2 =0,2 г·рад/(мкКи·ч) и =0,35. Определите среднюю поглощенную дозу на единицу кумулятивной активности.

155

36.При облучении внешним пучком быстрых нейтронов в 3 г ткани поглощается 360 эрг энергии. Определите поглощенную дозу

врад и сГр, и эквивалентную дозу в сЗв.

37.Источник излучения активностью 20 мКи (370 МБк), испускающий два вида излучения со взвешивающими коэффициентами WR =1 и 10, создает поглощенную дозу в органе А, равную 10 сГр,

воргане Б, равную 5 сГр, в органе В, равную 6 сГр. Определить

эффективную дозу, если взвешивающие коэффициенты WT для каждого органа равны 0,30; 0,22 и 0,46, соответственно.

38.Для расчета каких задач предназначены программные ком-

плексы MIRDOSE и OLINDA?

39.С какой целью создана система RADAR?

40.Назовите некоторые из нерешенных проблем в области дозиметрии в ЯМ?

Список литературы

1.ICRP (1977) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 26. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

2.ICRP (1987) Biokinetics and dosimetry: general considerations – ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

3.ICRP (1991) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 60. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

4.ICRP (2007) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 103. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

5.ICRP (1979) Limits for intakes of radionuclide workers – ICRP publication 103. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

6.ICRP (1994) Human respiratory tract model for radiological protection – ICRP publication 66. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

7.ICRP (1995) Basic anatomical and physiological data for use in radiation protection: skeleton – ICRP publication 70. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

156

8.ICRP (2006) Human alimentary tract model for radiological protection – ICRP publication 100. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

9.ICRP (1991) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 1 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

10.ICRP (1998) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 2 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

11.ICRP (2008) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 3 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

12.ICRP (1975) Report on the task group on reference man – ICRP publication 23. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

13.Loevinger R., Berman M. A shema for absorbed-dose calculations for biologically-distributed radionuclides – MIRD pamphlet number 1 // J. Nucl. Med. V. 9 (suppl. 1), 1968. P. 7 – 14.

14.Bolch W.E., Eckerman K.F., Sgouros G., Tomas S.P. MIRD pamphlet number 21: a generalized schema for radiopharmaceutical dosimetry – standardization of nomenclature // J. Nucl. Med. V. 50. 2009. P. 477 – 484.

15.Излучение ионизирующие и их измерения. Термины и определения. ГОСТ 15484 – 81.

16.Иванов В.И., Машкович В.П., Центнер Э.М. Международная система единиц (СИ) в атомной науке и технике // Справочное руководство. М.: Энергоиздат. 1981.

17.Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (СанПин

2.6.1.2523-09); НРБ-99 (СП 2.6.1.758-99).

18.Маргулис У.Я., Брегадзе Ю.И., Нурлыбаев К.Н. Радиационная безопасность. Принципы и средства ее обеспечения // М.: Издательство. 2010.

19.Ярмоненко С.П., Вайнсон А.А. Радиобиология человека и живоьных. 4-е изд // М: Высшая школа. 2004.

20.Basic clinical radiobiology. 3-rd edition // Ed. G.G. Steel // Hodder Arnold. 2002.

21.McParland. Nuclear medicine radiation dosimetry. Advanced theoretical principles // Springer. 2010.

157

22.Кутьков В.А. Величины в радиационной защите и безопасности // Анри. № 3 (50). 2007. С. 2 – 25.

23.Martin C.J. Effective dose: how should it be applied to medical exposures? // Br. J. Radiol. V. 80. 2007. P. 639 – 647.

24.Dietze G., Harrison J.D., Menzel H.G. Letter to the editor // Br. J. Radiol. V. 82. 2009. P. 348 – 351.

25.Кутьков В.А. Эволюция системы обеспечения радиационной безопасности в свете новых рекомендаций МКРЕ и МАГАТЕ // Анри, № 1 (48). 2007. С. 2 – 24.

26.Marinelli L.D. Dosage determination with radioactive isotopes // Am. J. Roentgen Radium Therapy. V. 47. 1942. P. 210 –216.

27.Marinelli L.D., Quimby E.H., Hine G.J. Dosage determination with radioactive isotopes I. Fundamental dosage formulae // Nucleonics. V. 2. 1948. P. 56 – 66.

28.Marinelli L.D., Quimby E.H., Hine G.J. Dosage determination with radioactive isotopes II. Practical considerations in therapy and protection // Nucleonics. V. 2. 1948. P. 56 – 66.

29.Hine G., Brownell G. Radiation dosimetry / New York. 1956. Academic Press.

30.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующего излучения. Справочник / 4-е издание. М.: Энергоатомиздат.1995.

31.Loevinger R., Budinger T., Watson E. MIRD primer for absorbed dose calculations // New York. 1988. Society of Nuclear Medicine.

32.Watson E.E., Stabin M.G., Siegel J.A. MIRD formulation // Med. Phys. V. 20. 1993. P. 511 – 514.

33."S" absorbed dose per unit cumulated activity for selected radionuclides and organs // MIRD pamphlet no.11. New York. 1975. Society of Nuclear Medicine.

34.Stabin M.G. Fundamental of nuclear medicine dosimetry // New York. 2008. Springer.

35.Stabin M.G., Siegel J.A. Physical models and dose factors for use in personal dose assessment // Health Phys. V. 85. 2003. P. 294 – 310.

36.Williams L.,Wong J., Findley D., Forell B. Measurement and estimation of organ bremsstrahlung radiation dose // J. Nucl. Med. V. 30. 1989. P. 1373 – 1377.

158

37.Stabin M.G., Eckerman K.F., Ryman J.C., Williams L.E. Bremstrahulung radiation dose in yttrium-90 therapy applications // J. Nucl. Med. V. 35. 1994. P. 1377 – 1380.

38.ICRP (1960) Report of committee II on permissible dose for internal radiation – ICRP Publication II // Health Phys. V. 3. 1960. P. 1 – 380.

39.ICRP (1979) Limits for intakes of radionuclides by workers – ICRP Publication 30 // New York. 1979. Pergamon Press.

40.Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений // М.: 1989. Энергоатомиздат.

41.Snyder W., Ford M., Warner G., Watson S. "S," absorbed dose per unit cumulated activity for selected radionuclides and organs // MIRD Pamphlet 11. New York. 1975. Society of Nuclear Mtdicine.

42.Snyder W., Ford M., Warner G.,Fisher H. MIRD Pamphlet no. 5: Estimation of absorbed fractions for monoenergetic photon sources uniformly distributed in various organs of a heterogeneous phantom // J. Nucl. Med. V. 3 (suppl). 1969. P. 7 – 52.

43.Cristy M., Eckerman K. Specific absorbed fractions of energy at various ages from internal photon sources // ORNL/TM-8381V1-V7. Oak Ridge. Tenn. 1987. OaK Ridge National Laboratory.

44.Mathematical models and specificabsorbed fractions of photon energy in the nonpregnant adult female and at the end of each trimester of pregnancy / M. Stabin, E. Watson, M. Cristi et al // ORNL/TM12907. Oak Ridge.Tenn. 1995. Oak Ridge National Laboratory.

45.Stabin M.G. MIRDOSE: personal computer software for internal dose assessment in nuclear medicine // J. Nucl. Med. V. 37(3). 1996. P. 538 – 546.

46.Stabin M.G., Sparks R.B. MIRDOSE4 does not exist // J. Nucl. Med. V. 40 (suppl.). 1999. P. 309.

47.Radar – the radiation dose assessment resource. An online source of dose information for nuclear medicine and occupational radiation safety / M. Stabin, J. Siegel, J. Hunt et al // J. Nucl. Med. V. 42(5). 2001. P. 243.

48.Stabin M.G., da Luz P.L. New decay data for internal and external dose assessment // Health Phys. V. 83(4).2002. P. 471 – 475.

159

Глава 5. Радионуклидная терапия

1. История развития радионуклидной терапии

Радионуклидной терапией (РНТ) в настоящее время называют лечебное воздействие на организм пациента с помощью введения в

него внутривенно или прицельно в патологический очаг терапевтического радиофармпрепарата (РФП). При введении в систему кровообращения РФП проникает в патологический очаг путем естественного метаболизма. Сейчас принято считать, что р/н терапия является составной частью ядерной медицины, представляя ее терапевтическое направление. Но иногда РНТ, учитывая высокий уровень создаваемых в области мишеней доз, относят к лучевой терапии.

Впервые о применении открытых радиоактивных источников для целей терапии онкологических заболеваний сообщили Стоун и Фридель в 1942 г. Они использовали 32P для лечения костных метастазов у больной раком молочной железы (этот факт сообщается

вработе [1]). Практически одновременно о системном лечении костных метастазов с помощью инъекций 32P было сообщено в работе [2]. Несколько позднее начали использовать 131I для РНТ метастазов дифференцированного рака щитовидной железы. Долгое время

вРНТ применялись только эти два р/н. Однако в конце 90-х годов фирмы значительно расширили круг выпускаемых терапевтических р/н и разработали ряд новых РФП, обладающих свойством избирательного накопления в определенных видах опухолевых тканей (туморотропностью).

Тщательные клинические исследования показали, что многие из них обладают доказанным лечебным эффектом в онкологии, эндокринологии, иммунологии, ревматологии, гематологии и др. С тех пор это направление стали часто называть «мишенной терапией». В настоящее время это направление развивается очень интенсивно. В нем используются как физические, так и биологические механизмы для достижения специфического тканевого нацеливания. Базисом для выбора р/н служит соответствие между длиной пробега испускаемых частиц и размером опухолей, при этом тщательно анализируется распределение р/н внутри опухоли как на

160