Добавил:
Sekretar
kiopkiopkiop18@yandex.ru
t.me/Prokururor I Вовсе не секретарь, но почту проверяю
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Ординатура / Хирургия / Библиотека им академика М.И. Перельмана / Книга_148_библиотеки_им_акад_М_И_Перельмана
.pdf
https://t.me/med1917
радиочувствительными мишенями являются гепатоциты. Поскольку
продолжительность жизни клеток составляет около года, ухудшение функции
печени становится заметным в период от 3 до 9 месяцев после облучения. В
легких повреждение наблюдается в две волны: острая волна пневмонита и
последующий фиброз.
Определение реакции нормальных тканей при радионуклидных
исследованиях является обширной темой из-за разнообразия
радиофармацевтических препаратов с различной фармакокинетикой и
биораспределением, а также широко различающихся реакций и толерантности
критических нормальных тканей. Основной фактор, определяющий тип
токсичности, зависит от используемого радионуклида. Например, изотопы йода
локализуются в щитовидной железе (если она не блокирована), слюнных
железах, желудке и мочевом пузыре. Стронций, иттрий, самарий, фтор, радий и
др. концентрируются в костях. Некоторые радиометаллы, например, висмут,
могут накапливаться в почках. Если эти радионуклиды тесно конъюгированы с
таргетной молекулой, то биораспределение и клиренс определяются этой
молекулой. Для высокомолекулярных таргетных агентов, таких как антитела,
вводимые внутривенно, медленный плазменный клиренс приводит к
токсичности для костного мозга, являющегося основным органом,
ограничивающим дозу. Для пептидов меньшего размера, меченных
радиоактивными изотопами, опасения вызывает почечная токсичность. При
изучении нового радиофармацевтического препарата или молекулярного
визуализирующего агента всегда важно провести детальное исследование
биораспределения в следовых дозах, чтобы убедиться в отсутствии секвестрации
радионуклидов в потенциально чувствительных тканях, таких как сетчатка глаза
или половые клетки яичек.
Обзор токсичности нормальных тканей в результате радионуклидной
терапии представлен в работе Мередита и др. (2008).
2.8.4. Визуализация в радиобиологии опухолей
Развитие молекулярной визуализации с помощью позитронно-эмиссионной
томографии (ПЭТ) привело к появлению новых радиоизотопных индикаторов,
способных оценить ряд характеристик, имеющих радиобиологическое значение
для планирования терапии. Одним из них, который становится все более
доступным для ПЭТ-визуализации, является фтортимидин. Данный
радиоизотопный индикатор обладает свойством избирательно захватываться
клетками, которые проходят S-фазу (репликацию ДНК) клеточного цикла,
формируя тем самым сигнал, который должен быть пропорционален
пролиферации клеток, и минимизируя сигнал от клеток, находящихся в G0 или в
состоянии остановки клеточного цикла. Способность селективно
идентифицировать только реплицирующиеся клетки отдельно от всех опухолевых
клеток, присутствующих в объеме опухоли, определенном с помощью
компьютерной томографии, может предоставить отличную возможность для
более точного определения исходной жизнеспособной опухоли, а также для
67
https://t.me/med1917
оценки ответа опухоли. Дополнением к оценке ответа опухоли является
измерение терапевтической эффективности с помощью радиоизотопных
индикаторов, которые избирательно нацелены на гибель клеток. В настоящее
время разрабатываются радиоизотопные индикаторы, способные избирательно
связываться с рецепторами, экспрессируемыми на клетках, подвергающихся
программируемой клеточной гибели, например, меченный радиоактивным
изотопом аннексин V. Еще одной областью активных исследований является
визуализация гипоксии. Известно, что клетки, находящиеся в микроокружении
опухоли с низким парциальным давлением кислорода, т. е. в условиях гипоксии,
проявляют большую радиорезистентность к лучевой и химиотерапии по
сравнению с клетками, находящимися в нормоксических условиях. Для
визуализации гипоксии опухоли с помощью ПЭТ в настоящее время проводится
оценка ряда радиоизотопных индикаторов для ПЭТ, включая флуоромизонидазол
(18F-FMISO), фторазомицин арабинозид (18F-FAZA) и медь-диацетил-bis (N4метилтиосемикарбазон) (64Cu-ATSM). Возможность оценки радиобиологических
характеристик опухоли до начала терапии может предоставить неоценимую
информацию об относительной резистентности/агрессивности опухолей, что
позволит улучшить ведение таких пациентов.
2.8.5. Выбор радионуклида для максимизации терапевтического индекса
Выбор оптимального радионуклида для максимизации терапевтического
индекса зависит от ряда факторов. Во-первых, диапазон излучаемых
радионуклидом частиц должен зависеть от типа опухоли, подлежащей лечению.
При лейкемии или микрометастатических очагах, состоящих из отдельных или
небольших кластеров опухолевых клеток, несомненным преимуществом
является использование радионуклидов, испускающих очень короткопробежные
частицы. Поскольку α-частицы имеют пробег в тканях < 100 мкм, излучатели αчастиц имели бы преимущество, если бы таргетная молекула была способна
достичь всех опухолевых клеток. Однако радионуклиды, излучающие αчастицы, малодоступны и чрезвычайно дороги. Кроме того, короткий пробег αчастиц может быть недостатком при объемных опухолях. По этим причинам
почти все терапевтические радионуклиды, используемые сегодня в клиниках,
представляют собой β-излучатели среднего (
186
Re). Эти радионуклиды имеют преимущество при лечении солидных
131
I) или большого пробега (90Y,
опухолей, для которых экспрессия рецепторов (антигенов) мишеней может быть
гетерогенной, или с неравномерной доставкой, из-за большего пробега
перекрестного действия их β-излучения (до 1 см в тканях единичной плотности).
Вторым важным моментом является выбор периода полураспада
радионуклида. Если период полураспада слишком короткий, то меченый
радиоактивным изотопом препарат, направленно доставляемый в область
опухоли, может не успеть достичь своей мишени, что приведет к минимальному
терапевтическому индексу. Увеличение периода полураспада повышает
терапевтический индекс, но делает пациента радиоактивным на более
длительный период времени, что приводит к длительной изоляции, большим
68
https://t.me/med1917
расходам и радиационным рискам для персонала и членов семьи. Преимущество
чистых β-излучающих радионуклидов, таких как 90Y и 32P, заключается в том,
что они минимизируют облучение персонала, оказывающего помощь пациенту.
Период полураспада радионуклида должен идеально соответствовать кинетике
биологического поглощения и удержания используемого носителя,
направленного на доставку терапевтического препарата в область опухоли. Для
крупных белковых носителей, таких как антитела, требуются радионуклиды с
периодом полураспада в несколько дней, чтобы оптимизировать
терапевтический индекс. Для более мелких молекулярных таргетных агентов,
таких как пептиды, могут лучше подойти короткоживущие радионуклиды,
чтобы минимизировать радиоактивные отходы.
В-третьих, необходимо учитывать радиохимию, простоту и стабильность
конечного продукта с радиоактивной меткой. Все эти факторы необходимо
учитывать, чтобы создать оптимальное терапевтическое таргетное соединение
для использования в клинической терапии.
БИБЛИОГРАФИЯ
DALE, R.G., JONES, B. (Eds), Radiobiological Modelling in Radiation Oncology, The British
Institute of Radiology, London (2007).
HALL, E.J., GIACCIA, A.J., Radiobiology for the Radiologist, 6th edn, Lippincott, Williams and
Wilkins, Philadelphia, PA (2006).
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS, Absorbed-dose Specification in
Nuclear Medicine, Rep. 67, Nuclear Technology Publishing, Ashford, United Kingdom (2002).
MEREDITH, R., WESSELS, B., KNOX, S., Risks to normal tissue from radionuclide therapy,
Semin. Nucl. Med. 38 (2008) 347–357.
69
https://t.me/med1917
ГЛАВА 3
РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА
С. Т. КАРЛССОН
Отделение диагностической радиологии,
больница Уддевалла,
Уддевалла, Швеция
Ж. К. ЛЕ ГЕРОН
Отдел радиационной безопасности, безопасности
перевозки и безопасности отходов,
Международное агентство по атомной энергии,
Вена
3.1. ВСТУПЛЕНИЕ
Медицинское облучение является крупнейшим антропогенным
источником радиационного воздействия, на долю которого приходится более
95 % облучения. Кроме того, использование излучения в медицине продолжает
расти во всем мире — все большее количество аппаратов становится доступным
для большего числа людей, постоянное развитие новых технологий и новых
методов расширяет спектр процедур, доступных в медицинской практике, а роль
визуализации становится все более важной в повседневной клинической
практике. Внедрение гибридных технологий формирования изображений, таких
как позитронно-эмиссионная томография/компьютерная томография (ПЭТ/КТ)
и однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ)/КТ, означает,
что границы между традиционными процедурами ядерной медицины и
рентгеновскими технологиями становятся все более размытыми. По оценкам, во
всем мире общее количество обследований в области ядерной медицины
составляет около 35 миллионов в год.
В главе 2 были изложены основы радиационной биологии и
радиационные эффекты, что свидетельствует о необходимости создания
системы радиационной защиты. Такая система позволяет использовать
множество полезных свойств излучения, но в то же время гарантирует
предотвращение или минимизацию вредного радиационного воздействия. Это
может быть достигнуто путем решения задач по предотвращению
возникновения детерминированных эффектов и ограничения вероятности
стохастических эффектов до уровня, который считается приемлемым. На
объекте ядерной медицины необходимо принять во внимание пациентов,
персонал, выполняющий процедуры ядерной медицины, лиц из населения и
других сотрудников, которые могут находиться на объекте ядерной медицины,
лиц, осуществляющих уход и комфортные условия пациентам, проходящим
процедуры, а также лиц, которые могут проходить процедуры ядерной
медицины в рамках программы биомедицинских исследований.
70
https://t.me/med1917
В этой главе рассматривается, как вышеуказанные цели достигаются с
помощью системы радиационной защиты, и как такая система должна
применяться в больничной практике в целом и в ядерной медицине в частности.
3.2. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ
Средства достижения целей радиационной защиты развивались на
протяжении многих лет, и в течение некоторого времени во всем мире
существовал достаточно последовательный подход, а именно «система
радиологической защиты», поддерживаемая Международной комиссией по
радиологической защите (МКРЗ). Ниже будет дано краткое описание этой
системы, в частности, применительно к ядерной медицине.
3.2.1. Международная комиссия по радиологической защите, система
радиологической защиты
Принципы радиационной защиты и безопасности, на которых основаны
нормы безопасности МАГАТЭ, разработаны МКРЗ. Подробные формулировки
этих принципов можно найти в публикациях МКРЗ, и их нелегко
перефразировать, не теряя их сути. Тем не менее, в данном разделе приводится
краткое, хотя и упрощенное, изложение этих принципов.
МКРЗ рекомендует систему радиологической защиты, охватывающую все
возможные ситуации облучения. С этой системой связано множество терминов,
и сейчас мы познакомимся с некоторыми из них.
МКРЗ в своей Публикации 103 [3.1] делит все возможные ситуации, в
которых может произойти облучение, на три типа — ситуации планируемого
облучения, ситуации аварийного облучения и ситуации существующего
облучения. Для практики ядерной медицины актуальна только первая ситуация.
Использование излучения в ядерной медицине является ситуацией
планируемого облучения — оно должно находиться под регулирующим
контролем, и до начала работы должно быть получено
соответствующее официальное разрешение от регулирующего органа.
Неправильное введение, разливы и другие подобные инциденты или аварии
могут приводить к так называемому потенциальному облучению, но они
остаются частью ситуации планируемого облучения, поскольку их
возникновение учитывается при выдаче официального разрешения. Следует
отметить, что МКРЗ использует термин «практика» для описания ситуации
планируемого облучения, например, при эксплуатации объекта ядерной
медицины.
МКРЗ подразделяет облучение лиц на три категории — медицинское
облучение, профессиональное облучение и облучение населения:
— медицинское облучение относится, прежде всего, к облучению,
которому подвергаются пациенты в целях медицинской диагностики или
лечения. Оно также относится к облучению, которому подвергаются лица,
помогающие в поддержании и создании комфортных условий пациентам,
71
Пределы
Профессиональное облучение
Облучение населения
Эффективная доза
20 мЗв в год, усреднённые за
определённые периоды в 5 летb
1 мЗв в годc
Годовая эквивалентная
доза облучения:
Хрусталик глазаd
20 мЗв
15 мЗв
Кожа
e, f
500 мЗв
50 мЗв
Руки и ноги
500 мЗв
–
https://t.me/med1917
проходящим диагностику или лечение, а также добровольцы, подвергающиеся
облучению в рамках программы биомедицинских исследований;
— профессиональное облучение — это облучение работников в
процессе их работы;
— облучение населения — это облучение, которому подвергаются лица из
населения в любых ситуациях, но исключая профессиональное или медицинское
облучение.
На объекте ядерной медицины необходимо учитывать все три фактора.
Отдельное лицо может подвергаться одной или нескольким из этих
категорий облучения, и для целей радиационной защиты такие облучения
рассматриваются отдельно.
В системе МКРЗ существуют три основополагающих принципа
радиологической защиты, а именно:
— принцип обоснованности: любое решение, изменяющее ситуацию с
радиационным облучением, должно приносить больше пользы, чем вреда;
— принцип оптимизации защиты: вероятность облучения, количество лиц,
подвергшихся облучению, и величина их индивидуальных доз должны
поддерживаться на разумно достижимом низком уровне (АЛАРА) с учетом
экономических и социальных факторов;
— принцип ограничения доз: суммарная доза, получаемая любым
лицом от регулируемых источников в ситуациях планируемого облучения,
кроме медицинского облучения пациентов, не должна превышать
соответствующих пределов, рекомендованных МКРЗ. Рекомендуемые
пределы доз приведены в таблице 3.1.
На объекте ядерной медицины профессиональное облучение и облучение
населения подпадают под действие всех трех принципов, в то время как
медицинское облучение подпадает только под действие первых двух. Более
подробная информация о применении системы МКРЗ для радиологической
защиты применительно к объекту ядерной медицины приводится в оставшейся
части этой главы.
ТАБЛИЦА 3.1. РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ В
СИТУАЦИЯХ ПЛАНИРУЕМОГО ОБЛУЧЕНИЯ
a
a
Пределы эффективной дозы определяются как сумма соответствующих эффективных
доз от внешнего облучения за определенный период времени и ожидаемой эффективной дозы
от поступления радионуклидов за тот же период. Для взрослых ожидаемая эффективная доза
72
https://t.me/med1917
рассчитывается на 50-летний период после поступления, тогда как для детей она
рассчитывается на период до достижения 70-летнего возраста.
любой отдельный год. Дополнительные ограничения распространяются на профессиональное
облучение беременных женщин.
дозы за один год при условии, что среднее значение за 5 лет не превышает 1 мЗв/год.
мЗв/год до 20 мЗв/год, усредненных за 5 лет и не превышающих 50 мЗв за любой отдельный год.
стахостических эффектов.
b
С дополнительным условием, что эффективная доза не должна превышать 50 мЗв за
c
В особых обстоятельствах может быть разрешено более высокое значение эффективной
d
В 2011 году МКРЗ рекомендовала снизить предел дозы для персонала с прежних 150
e
Ограничение эффективной дозы оказывает достаточную защиту кожи от
f
Усреднено по участку кожи площадью 1 см2 независимо от площади облучения.
3.2.2. Нормы безопасности
Нормы безопасности основаны на знаниях радиационных эффектов и на
принципах защиты, описанных выше. В этом отношении разработка норм
безопасности МАГАТЭ следует хорошо зарекомендовавшему себя подходу.
Научный комитет Организации Объединённых Наций по действию атомной
радиации (НКДАР ООН), созданный Организацией Объединенных Наций в 1955
году, собирает, оценивает и распространяет информацию о воздействии
излучения на здоровье человека и об уровнях радиационного облучения от
различных источников; эта информация учитывалась при разработке норм. В
соответствии с решением, принятым в 1960 году, нормы безопасности МАГАТЭ
основаны на рекомендациях МКРЗ, которые также учитывают научную
информацию, предоставленную НКДАР ООН. Однако чисто научные
соображения являются лишь частью основы для принятия решений по защите и
безопасности, а нормы безопасности косвенно побуждают лиц, принимающих
решения, выносить ценностные суждения об относительной важности различных
видов рисков и о балансе между рисками и выгодами. Общее принятие риска —
это вопрос консенсуса, поэтому международные нормы безопасности должны
предполагать желательный международный консенсус для целей защиты.
По этим причинам международный консенсус является неотъемлемой
частью норм безопасности МАГАТЭ, которые разрабатываются при широком
участии и одобрении государств-членов и соответствующих международных
организаций. Текущая версия того, что принято называть Основными нормами
безопасности (ОНБ), озаглавлена Радиационная защита и безопасность
источников излучения: Международные основные нормы безопасности (2014)
[3.2]. Спонсорами ОНБ являются Европейская комиссия, Продовольственная и
сельскохозяйственная организация Объединенных Наций, МАГАТЭ,
Международная организация труда, Агентство по ядерной энергии ОЭСР,
Панамериканская организация здравоохранения (ПАОЗ), Программа
Организации Объединенных Наций по окружающей среде и Всемирная
организация здравоохранения (ВОЗ).
ОНБ состоят из пяти разделов: введение, общие требования по защите и
безопасности, ситуации планируемого облучения, ситуации аварийного
73
https://t.me/med1917
облучения и ситуации существующего облучения, а также четыре таблицы. Цель
ОНБ — установить основные требования к защите от воздействия
ионизирующего излучения и к безопасности источников излучения, которые
могут оказать такое воздействие. Требования ОНБ лежат в основе
осуществления радиационной защиты на объекте ядерной медицины и
дополняются соответствующими руководствами МАГАТЭ по безопасности и
отчетами по безопасности.
3.2.3. Величины и единицы измерения в радиационной защите
Основной дозиметрической величиной для использования в радиационной
защите является средняя доза облучения в органе или ткани DT, которая
определяется как:
где m
ε
T
— масса органа или ткани T;
T
— полная энергия, переданная излучением данной ткани или органу.
В Международной системе единиц (СИ) единицей средней дозы в органе
является джоуль на килограмм (Дж/кг), и она называется грей (Гр).
В связи с тем, что различные виды ионизирующего излучения будут иметь
различную эффективность в повреждении тканей человека при одинаковой дозе,
а также с тем, что вероятность стохастических эффектов будет зависеть от
облучаемой ткани, необходимо ввести величины для учета этих факторов.
Такими величинами являются эквивалентная доза и эффективная доза.
Поскольку они не поддаются непосредственному измерению, Международная
комиссия по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ) определила набор
операционных величин для целей радиационной защиты (мониторинг
территории и персональный мониторинг): амбиентный эквивалент дозы,
направленный эквивалент дозы и индивидуальный эквивалент дозы.
Что касается внутреннего облучения от радионуклидов, то эквивалентная
доза и эффективная доза зависят не только от физических свойств излучения, но
и от биологического оборота и удержания радионуклида. Это учитывается в
величинах ожидаемой дозы (эквивалентной и эффективной).
3.2.3.1. Эквивалентная доза
Из радиобиологии хорошо известно, что сильноионизирующее излучение,
такое как α-частицы и нейтроны, наносит больший вред ткани или органу, чем γлучи и электроны при той же средней поглощенной дозе. Это связано с тем, что
интенсивная ионизация приводит к большей вероятности необратимого
повреждения хромосом и меньшей вероятности восстановления тканей. Чтобы
учесть это, доза в органе умножается на взвешивающий коэффициент для
излучения, чтобы получить величину, которая более точно отражает
74
https://t.me/med1917
биологический эффект на облучаемую ткань или орган. Эта величина называется
эквивалентной дозой и определяется как:
где D
w
R
— поглощённая доза от излучения R, усреднённая по ткани или органу;
T, R
— взвешивающий коэффициент для излучения.
Для рентгеновских лучей, γ-лучей и электронов w
= 1; для α-частиц w
R
=
R
20. В системе СИ единицей эквивалентной дозы является джоуль на килограмм
(Дж/кг), и она имеет название зиверт (Зв). В ситуации облучения от различных
видов излучения общая эквивалентная доза равна сумме эквивалентных доз от
каждого вида излучения.
3.2.3.2. Эффективная доза
Установлено, что зависимость между вероятностью стохастических
эффектов и эквивалентной дозой зависит от облучаемого органа или ткани.
Чтобы учесть это, вводятся взвешивающие коэффициенты для ткани wT. Они
должны представлять собой относительный вклад органа или ткани T в общий
ущерб от стохастических эффектов, возникающих при равномерном облучении
всего тела. Общая эквивалентная доза, взвешенная по тканям, называется
эффективной дозой и определяется как:
где H
– эквивалентная доза в органе или ткани Т.
T
Суммирование проводится по всем органам и тканям человеческого тела,
которые считаются чувствительными к индукции стохастических эффектов.
Рекомендуемые взвешивающие коэффициенты для ткани приведены в
публикации 103 МКРЗ [3.1]. Несмотря на зависимость от пола и возраста
человека, для целей радиационной защиты значения взвешивающих
коэффициентов для ткани принимаются как константы и применимы к
среднему населению.
Использование эффективной дозы имеет много преимуществ в
практической радиационной защите. Различные ситуации облучения (например,
внутреннее и внешнее облучение различными видами излучения) можно
объединить и получить единую величину — эффективную дозу.
3.2.3.2. Ожидаемая доза
Когда радионуклиды попадают в организм, результирующая доза
поступает в течение всего периода времени, пока они остаются в организме.
Суммарная доза, полученная за этот период времени, называется ожидаемой
75
https://t.me/med1917
дозой и рассчитывается как определенный интеграл по времени от мощности
полученной дозы. Ожидаемая эквивалентная доза определяется как:
где t0 — время поступления радионуклида;
и τ — время интегрирования.
Для работников и взрослых граждан τ принимается равным 50 годам, а для
детей — 70 годам.
Ожидаемая эффективная доза определяется следующим образом:
3.2.3.4. Операционные величины
Для всех видов внешнего облучения операционные величины для
мониторинга территории определяются на основе величины эквивалента дозы в
точке шара МКРЕ. Этот шар из тканеэквивалентного материала (диаметром 30
см с плотностью 1 г/см3 и массовым составом 76,2 % кислорода, 11,1 % углерода,
10,1 % водорода и 2,6 % азота). Для радиационного мониторинга он адекватно
приближается к человеческому телу в отношении рассеяния и ослабления
рассматриваемых полей излучения.
Операционные величины для мониторинга территории, определенные в
шаре МКРЕ, должны сохранять характер точечной величины. Это достигается
введением терминов «распространённое» и «достроенное» поле излучения в
определение этих величин. Распространённое поле излучения — это
гипотетическое поле, в котором спектральный и угловой флюенс имеют
одинаковые значения во всех точках достаточно большого объема, равного
значениям в реальном поле в интересующей точке. Распространение поля
излучения гарантирует, что весь шар МКРЕ будет считаться подверженным
воздействию однородного поля излучения с таким же флюенсом,
распределением энергии и распределением направлений, как и в интересующей
точке реального поля излучения. Если все излучение достроить в
распространённом поле излучения таким образом, чтобы оно было направлено
против радиуса-вектора Ω, заданного для шара МКРЕ, то получится
достроенное и распространённое поле излучения. В этом гипотетическом поле
шар МКРЕ однородно облучается с одного направления, а флюенс поля
представляет собой интеграл углового дифференциального флюенса в
интересующей точке реального поля излучения по всем направлениям. В
распространённом и достроенном поле излучения величина эквивалентна дозы
в любой точке шара МКРЕ не зависит от распределения излучения по
направлениям в реальном поле излучения.
76
Соседние файлы в папке Библиотека им академика М.И. Перельмана