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
Активность (МБк)
Время (д)
https://t.me/med1917
радиоактивный продукт нескольким пациентам в течение нескольких дней или
недель. Типичным примером является генератор 99Mo/
99m
Tc (рис. 4.15), который
производит наиболее часто используемый радионуклид в ядерной медицине.
Период полураспада материнского элемента (2,7 д) достаточен для
транспортировки и доставки, а дочерний элемент имеет подходящий период
полураспада (6 ч) для обследований пациентов. Генератор используется в
течение примерно двух–трех периодов полураспада материнского элемента (1
неделя), после чего его обновляют.
Рис. 4.15. Элюирование генератора 99Mo/
составляет 1000 МБк в день 0 (понедельник). Он элюируется ежедневно, пять раз в неделю,
давая 1000, 780, 600, 470 и 360 МБк
99m
Tc. Номинальная активность генератора
4.4.1. Принцип работы генераторов
Генераторные системы требуют, чтобы материнский элемент был получен
в реакторе или ускорителе с помощью описанных выше методов, и чтобы
представляющий интерес дочерний радионуклид можно было легко отделить от
материнского. Генератор 99Mo/
99m
Tc обладает этими характеристиками. В
большинстве промышленных генераторов используется колоночная
хроматография, при которой 99Mo адсорбируется на оксиде алюминия.
Элюирование иммобилизованного 99Mo на колонке физиологическим раствором
приводит к элюированию растворимого
99m
Tc в нескольких миллилитрах
жидкости. Фактически, большинство генераторов в ядерной медицине
используют ионообменные колонки практически таким же образом из-за
простоты обращения с ними.
В генераторных системах дочерний радионуклид образуется с той же
скоростью, с которой распадается материнский, λP·NP. Он также распадается с
той же скоростью, λD·ND, что и родительский, после достижения состояния
переходного равновесия. Уравнения, описывающие соотношение между
материнским и дочерним элементами, приведены в главе 1.
137
https://t.me/med1917
Другим генератором, приобретающим все большее значение, является
68
Ge, период полураспада которого составляет 271 д, что позволяет получить
короткоживущий позитронный излучатель 68Ga (T
= 68 мин). Он образуется в
1/2
виде иона +3, который может быть мечен с помощью хелатирующего агента,
такого как ДОТА, в небольшие пептиды, например, 68Ga-ДОТАТОК. Благодаря
длительному периоду полураспада материнского элемента генератор может
эксплуатироваться до двух лет и может подвергаться элюированию каждые 5
часов. Одной из проблем, связанных с таким долговечным генератором, является
поддержание его стерильности, и, кроме того, ионообменный материал
подвергается воздействию высоких доз облучения, что может снизить
эффективность элюирования и качество продукта.
Генератор
90
Sr/90Y используется для получения терапевтического
радионуклида 90Y. Этот генератор не распространяется по больницам, а
эксплуатируется в специальных лабораториях по соображениям радиационной
защиты, связанным с долгоживущим материнским элементом. Период
полураспада дочернего элемента, 90Y, составляет 2,3 дня, что достаточно для
транспортировки элюированного 90Y в отдалённые больницы.
81
Rb (4,5 ч)/
81m
Kr (13,5 с) для исследований вентиляции легких и 82Sr
(25,5 д)/82Rb (75 с) для ПЭТ-исследований сердца являются примерами других
генераторов с особыми требованиями из-за чрезвычайно короткого периода
полураспада элюируемого продукта. Недавно стали доступны генераторные
системы, производящие α-излучатели для терапии, например,
225
Ac (10 д)/
213
Bi
(45,6 мин).
4.5. РАДИОХИМИЯ ОБЛУЧАЕМЫХ МИШЕНЕЙ
Во время облучения мишени в объеме её материала образуется несколько
атомов требуемого радионуклида. Энергия, выделяемая в ядерной реакции,
велика по сравнению с энергией связи электронов, и поэтому радионуклид
обычно «рождается» почти лишённым оболочки, при отстуствии электронов или
с небольшим количеством электронов на орбите. Этот «горячий атом» будет
подвергаться химическим реакциям в зависимости от состава мишени. В газовой
или жидкой мишени эти реакции горячих атомов могут даже привести к потере
активности в ковалентных связях с материалом держателя мишени. Во время
облучения мишень также нагревается, и ее структура и состав могут измениться.
Мишень из прессованного порошка может спечься и стать более керамической,
что затрудняет ее растворение. Мишень может расплавиться и радиоактивность
может диффундировать в мишени и даже, возможно, исчезнуть. При разработке
метода разделения необходимо учитывать все эти факторы. Необходимы
быстрые, эффективные и безопасные методы для отделения нескольких
пикограммов радиоактивного продукта от основной массы материала мишени,
который присутствует в граммовых количествах.
Разделение радионуклида начинается уже в мишени, что показано при
получении 11CO2. Углерод-11 образуется в результате реакции (p, α) с газообразным
азотом. Для получения CO2 добавляется некоторое индикаторное количество
138
https://t.me/med1917
кислорода (0,1–0,5 %). Однако при малых токах пучка образуется в основном CO,
поскольку мишень не нагревается. При больших токах пучка CO окисляется до
химической формы CO2. Разделение, осуществляемое путем пропускания мишени
через ловушку, охлаждаемую жидким азотом, является простым и эффективным.
Если вместо него добавить газообразный водород, то продуктом будет CH4.
Мастерство в химии горячих атомов заключается в получении подходящей
химической формы радиоактивного продукта, особенно при работе с
газообразными и жидкими мишенями. Твердые мишени обычно растворяются и
подвергаются химической обработке, чтобы получить требуемую химическую
форму для разделения.
4.5.1. Системы, свободные от носителя и с носителем
Понятие удельной активности a, т.е. активности на массу препарата, имеет
важное значение в радиофармацевтике. Если 100 % продукта содержит
радиоактивные атомы, что часто называют теоретической a, то соотношение
между активностью A в беккерелях и числом радиоактивных атомов N
определяется как N = A/λ, где λ — постоянная распада (1/с). Постоянная распада
может быть рассчитана по периоду полураспада T
в секундах как λ = ln(2)/T
1/2
1/2
.
Удельная активность a, выраженная как активность на число
радиоактивных атомов, тогда равна A/N = λ = ln(2)/T
. Для короткоживущего
1/2
радионуклида a будет относительно большой по сравнению с долгоживущим
изотопом. Например, a для 11C (T
(T
= 5730 лет).
1/2
= 20 мин) в 1,5·108 раз больше, чем для 14C
1/2
Выраженная таким образом удельная активность a является теоретической
величиной, которая редко встречается в практической работе. При получении 11C
газовая мишень и держатель мишени будут содержать стабильный углерод,
который разбавит радиоактивный углерод, а также будет конкурировать в
последующем процессе маркировки. Более эмпирическим способом определения a
является деление активности на общую массу рассматриваемого элемента. Это
значение для 11C обычно в несколько тысяч раз меньше теоретического значения, в
то время как производство 14C может приблизиться к теоретической a.
В процессе мечения a обычно выражается как активность на число молекул
(сумма меченых и немеченых молекул). Вместо того, чтобы использовать число
атомов или молекул, принято использовать понятие моля, разделив N на число
Авогадро (N
= 6,022·1023). В таком случае общепринятой единицей измерения
A
а является гигабеккерель на микромоль.
Если радиоактивные атомы образуются и отделяются от мишени при
отстутствии каких-либо стабильных изотопов, то процесс называется
«свободным от носителя». Если стабильные изотопы вводятся в качестве
примеси в мишень или в процедуру разделения, говорят, что в процессе «не
добавлен носитель», т. е. намеренно не добавляется стабильный изотоп. Оба этих
процесса обычно дают высокое конечное значение a. Однако может
потребоваться использовать мишень из того же элемента или добавить
139
https://t.me/med1917
дополнительную массу того же элемента, чтобы процесс разделения сработал. В
этом случае носитель добавляется намеренно, и a обычно будет низкой.
Следует отметить, что носитель не обязательно должен быть из того же
элемента. При маркировке радиофармацевтического препарата хелатором и
ионами металлов любой ион, входящий в состав хелатора, будет конкурировать.
Примером может служить мечение пептида
111
In, когда активность обычно
доставляется в виде InCl3 в слабой кислоте. При отборе пробы активности иглой
из нержавеющей стали будут высвобождаться ионы Fe, которые, вероятно,
полностью нарушат процесс мечения, поскольку их количество будет превышать
количество атомов
111
In.
4.5.2. Методы разделения, экстракция растворителем, ионный обмен,
термодиффузия
После облучения небольшое количество заданной радиоактивности
(порядка наномолей) обычно необходимо отделить от основной массы мишени
в форме, пригодной для последующего процесса маркировки и при высокой а.
Время разделения должно быть связано с периодом полураспада радионуклида
и должно занимать не более одного периода полураспада. Твердые мишени
обычно необходимо растворить, что просто для таких солей, как NaI, но сложнее,
например, для фольги Ni, где может потребоваться кипящая смесь азотной и
соляной кислот. Чтобы ускорить этот процесс, фольгу Ni можно заменить
прессованной мишенью из порошка Ni, что увеличит поверхность металла и
ускорит процесс растворения.
В общем случае используются два принципа: жидкостная экстракция и
ионный обмен. При жидкостной экстракции обычно используются две
жидкости, которые не смешиваются, например, вода и органический
растворитель. Элемент мишени и производимая активность другого элемента
должны иметь разную относительную растворимость в жидкостях. Обе
жидкости и растворенную мишень смешивают путем встряхивания, после чего
образуются две фазы. Фаза с высокой концентрацией требуемого
радиоактивного продукта отбирается и обычно разделяется еще один или
несколько раз, чтобы уменьшить массу мишени в этой фракции. Относительная
растворимость может быть оптимизирована путем изменения pH или добавления
комплексообразователя.
В механизме ионного обмена ион из жидкой фазы (обычно водной фазы)
переносится в твердую фазу (органический или керамический материал). Для
поддержания баланса заряда из твердой фазы выделяется противоион. Этим
ионом может быть ион водорода. В механизме ионного обмена коэффициент
распределения часто является функцией pH. Кроме того, для изменения
коэффициента распределения могут использоваться комплексообразователи.
Растворенную мишень регулируют для получения правильного значения рН и
других условий разделения, а затем помещают на колонку, содержащую
ионообменный материал. Оптимальными условиями разделения будут такие,
при которых к колонке прилипает небольшая масса заданной радиоактивности,
140
Аргон
https://t.me/med1917
но не основная масса материала мишени. В этом случае колонка может быть
небольшой, и после промывки и изменения pH заданная активность может быть
элюирована в небольшом объеме. При других условиях необходимо
использовать большое количество ионообменного материала, чтобы
предотвратить насыщение мест связывания и утечку материала мишени. Это
также означает, что необходимо использовать большие объемы жидкости, что
приводит к ухудшению разделения. Эти два метода часто выполняются
совместно с использованием жидкостной экстракции для уменьшения массы
мишени, после чего для окончательного разделения используется ионный обмен.
Иногда могут применяться методы термического разделения,
преимущество которых состоит в том, что они не разрушают мишень (что важно
при использовании дорогостоящих обогащенных мишеней) и поддаются
автоматизации. В качестве примера таких сухих методов приводится
термическое разделение 76Br (T
= 16 ч). Мишенью служит Cu
1/2
76
Se, соединение
2
селена, которое может выдерживать некоторое нагревание. В качестве ядерной
реакции используется 76Se(p, n)76Br.
Процесс происходит следующим образом:
— мишень помещают в трубку и нагревают под струей газообразного
аргона для испарения активности 76Br путем сухой дистилляции (рис. 4.16);
— применяется температурный градиент для разделения областей
осаждения 76Br и следов совместно испарившегося селенида в трубке с помощью
термической хроматографии;
— активность 76Br, осажденная на стенках трубки, растворяется в
небольших количествах буфера или воды.
Рис. 4.16. Схематическое описание оборудования для разделения 76Br: (1) печь, (2)
вспомогательная печь, (3) облучаемая мишень, (4) область осаждения селена, (5) область
осаждения 76Br, (6) газовая ловушка
Выход разделения по этому методу составляет 60–70 % при времени
разделения около 1 ч. Поскольку сухая дистилляция позволяет извлекать
радиобром при отсутствии разрушения мишени, мишени Cu2Se можно
использовать повторно. Учитывая довольно дорогой материал мишени,
141
https://t.me/med1917
обогащенный 76Se, это является практическим условием для данного типа
производства. Химическая форма активности
76
Br после разделения,
проанализированная с помощьюи ионообменной высокоэффективной
жидкостной хроматографии и тонкослойной хроматографии, оказалась почти
исключительно в виде бромида.
4.5.3. Соображения радиационной защиты и оборудование для горячих боксов
Помимо желаемой активности, облученная мишень обычно содержит ряд
других радионуклидов с различными элементами, периодами полураспада и γэнергией. Наличие присутствие таких загрязнителей необходимо учитывать при
планировании маркировки радиофармацевтических препаратов. В качестве
примера можно привести получение 35S с помощью реакции 35Cl(n, p)35S. На
первый взгляд, NaCl является подходящей мишенью из-за низкого атомного веса
натрия, единственный изотоп (23Na) и легкорастворимая соль. растворяется.
Однако 23Na имеет огромное сечение тепловых нейтронов для получения 24Na,
который имеет период полураспада 15 ч и изобилует γ-энергией до 2,75 МэВ. Эта
мишень будет чрезвычайно горячей, что потребует свинцовой защиты толщиной
более 30 см. Если бы вместо этого использовался KCl, то энергия испускаемого
γ-излучения была бы значительно ниже, а время распада короче.
После облучения мишень обычно хранится перед обработкой, чтобы дать
возможность распасться любым короткоживущим радионуклидам. В
зависимости от периода полураспада этот «период охлаждения» может
составлять от минут до месяцев, но не должен превышать одного периода
полураспада желаемого радионуклида. Место, используемое для этого, зависит
от активности источника, а также энергии и обилия γ-выбросов. Разделение
достаточно чистых β- и γ -излучателей может потребовать лишь некоторого
расстояния и некоторой пластиковой защиты и может быть выполнено в
стандартном вытяжном шкафу, в то время как мишени с высоким γ-излучением
нуждаются в значительной свинцовой защите.
Обращение с радиоактивностью, образующейся в реакторе или ускорителе
порядка нескольких сотен гигабеккерелей, требует адекватной радиационной
защиты, обычно в виде свинцовых экранов, термоконтейнеров, вытяжных
шкафов со свинцовой защитой и стендов с ламинарным потоком воздуха.
Типичная толщина свинца, требуемая для обычных радионуклидов, указана в
таблице 4.5.
Определение радиоактивной мишени и выделение радионуклидов часто
является первым шагом при маркировке радиофармпрепарата. Термоконтейнер,
который должен соответствовать требованиям как по защите оператора от
излучения, так и по защите фармацевтического препарата от воздействия
окружающей среды. На первом этапе обычно требуется вытяжной шкаф с
отрицательным давлением, чтобы предотвратить возможную утечку
радиоактивности из воздуха в лабораторию, в то время как на втором этапе
требуется создать высокое положительное давление на фармацевтический
препарат, чтобы избежать контакта с менее чистым воздухом из лаборатории.
142
Мощность дозы (мЗв/ч) при 1 м на ТБк
99m
Tc
111
In
18
F
124
I
18
81
135
117
Толщина свинцового экрана (см), дающая 1 мкЗв/ч
ТБк
99m
Tc
111
In
18
F
124
I
0,1
0,28
1,0
5,8
20
1,0
0,36
1,3
7,1
22
10,0
0,43
1,6
8,5
27
https://t.me/med1917
ТАБЛИЦА 4.5. МОЩНОСТЬ ДОЗЫ И НЕОБХОДИМАЯ СВИНЦОВАЯ
ЗАЩИТА ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ, ОПРЕДЕЛЯЕМАЯ ПО
ИНТЕНСИВНОСТИ И ЭНЕРГИИ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ
a
Расчёты выполнены с помощью RadProCalculator (http://www.radprocalculator.com/).
а
С этими противоречивыми условиями обычно справляются, имея коробку
в коробке, т. е. фармацевтический препарат обрабатывают в закрытом
помещении при избыточном давлении, помещая в горячую коробку с низким
давлением. Классическая конструкция термобокса с манипуляторами для
дистанционной ручной обработки радиоактивности, как показано на рис. 4.17,
постепенно заменяется камерами, защищенными свинцом, в которых
размещается автоматическая химическая система или робот-химик,
осуществляющий компьютерное управление фармацевтической продукцией.
Рис. 4.17. Примеры современных конструкций хот-боксов (любезно предоставлено
компанией Фон Гален Недерланд Б. В.)
143
https://t.me/med1917
ГЛАВА 5
СТАТИСТИЧЕСКИЕ ДАННЫЕ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИАЦИИ
М. Г. ЛЕТТЕР
Факультет медицинской физики,
Университет Свободного государства,
Блумфонтейн, Южная Африка
5.1. ИСТОЧНИКИ ОШИБОК ПРИ ИЗМЕРЕНИЯХ В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
Ошибки измерений бывают трех основных типов: грубые ошибки,
систематические ошибки или точность измерений и случайные ошибки или
точность измерений.
Грубые ошибки приводят к крайне неточным результатам, и опытные
наблюдатели легко обнаруживают их возникновение. Примеры подсчета или
измерений радиации включают неправильную настройку энергетического окна,
подсчет сильно загрязненных образцов, использование загрязненных детекторов
для получения изображений или подсчета, получение измерений с высокой
активностью, что приводит к частоте подсчета, приводящей к чрезмерному
эффекту «мертвого времени» и неправильный выбор ориентации пациента во
время визуализации. Хотя некоторые ошибки могут быть обнаружены как выбросы
или при дублировании образцов и измерений, ошибок следует избегать путем
тщательной, кропотливой и целенаправленной работы. Это особенно важно в тех
случаях, когда результаты будут определять диагноз или лечение пациентов.
Систематические ошибки приводят к результатам, которые постоянно
отличаются от правильных результатов на некоторую фиксированную величину.
При повторных измерениях может быть получен один и тот же результат, но с
завышением или занижением истинного значения. Говорят, что систематические
ошибки влияют на точность измерений. Результаты измерений, содержащие
систематические ошибки, будут неточными или предвзятыми. Примерами
систематической ошибки являются:
— когда для измерения дозы облучения используется неправильно
откалиброванная ионизационная камера;
— когда во время исследований поглощения щитовидной железой
123
I
скорость счета эталонного стандарта приводит к потерям времени простоя.
Процент поглощения щитовидной железой будет завышен;
— при подсчете образцов геометрия образцов и положение внутри
детектора отличаются от таковых в контрольном образце;
— когда во время измерения объема крови индикатор вытекает из отсека для
крови. Теория метода предполагает, что индикатор останется в отсеке для крови.
Утечка индикатора приведет к постоянному завышению измеренного объема крови;
— если при расчете фракции выброса желудочков во время исследований
закрытого пула крови выбранные фоновые показатели занижают истинные
фоновые показатели желудочков, фракция выброса будет постоянно занижаться.
144
https://t.me/med1917
Результаты измерений, на которые влияют систематические ошибки, не
всегда легко обнаружить, поскольку результаты измерений могут не слишком
отличаться от ожидаемых результатов. Систематические ошибки можно
обнаружить с помощью эталонных стандартов. Например, стандарты
радионуклидов, откалиброванные в референс-лаборатории, следует
использовать для калибровки калибраторов источников для определения
поправочных коэффициентов для каждого радионуклида, используемого для
лечения и диагностики пациентов.
Результаты измерений, на которые влияют систематические ошибки,
могут отличаться от истинного значения на постоянную величину и/или на
долю. Используя эталонные значения «золотого стандарта», можно
рассчитать кривую регрессии. Кривую регрессии можно использовать для
преобразования систематических ошибок в более точное значение.
Например, если доля выброса определяется с помощью радионуклидного
контролируемого исследования, ее можно соотнести со значениями
«золотого стандарта».
Случайные ошибки — это отклонения в результатах от одного
измерения к другому, возникающие в результате фактического случайного
изменения самой измеряемой величины, а также физические ограничения
измерительной системы.
Случайная ошибка влияет на воспроизводимость, точность или
неопределенность измерений. Случайные ошибки всегда присутствуют при
выполнении измерений радиации, поскольку измеряемая величина, а именно
распад радионуклида, является величиной, изменяющейся случайным
образом. Случайная погрешность при измерениях излучения, вносимая
измеряемой величиной, то есть распадом радионуклида, проиллюстрирована
на рис. 5.1. На рисунке 5.1 показан энергетический спектр источника 57Co в
рассеивающей среде, измеренный с помощью зонда сцинтилляционного
детектора. То энергетический спектр, представленный квадратными
маркерами, представляет собой измеренный энергетический спектр со
случайным шумом, вызванным распадом радионуклида. Спектр сплошной
линией представляет энергетический спектр при отсутствии случайного
шума. Отклонение точек данных вокруг сплошной линии, представленных
маркерами, является результатом случайной ошибки, вызванной распадом
радионуклида.
Влияние случайной погрешности измерительной системы, вносимой
сцинтилляционным детектором, также показано на рис. 5.1. Кобальт-57
излучает фотоны с энергией 122 кэВ, и при идеальной системе
детектирования все значения ожидаются на уровне 122 кэВ. Однако
результаты измерений разбросаны примерно на 122 кэВ в результате
случайной ошибки, вносимой сцинтилляционным детектором во время
обнаружения каждого γ-фотона. При обнаружении γ-фотона
сцинтилляционным детектором количество генерируемых носителей заряда
будет изменяться случайным образом. Различное количество носителей
заряда приведет к изменению высоты импульсов на выходе детектора, и это
145
Энергия (кэВ)
Спектр при отсутствии
шума, вызванного
распадом
Энергетический спектр Co-57
Измеренный спектр с
шумом из-за распада
https://t.me/med1917
изменение определяет разброс вокруг истинной энергии фотона, равной 122
кэВ. Ширина фотопика определяет энергетическое разрешение системы
детектирования.
Рис. 5.1. Энергетический спектр источника 57Co в рассеивающей среде, полученный с
помощью сцинтилляционного детектора
Случайные ошибки также играют значительную роль в визуализации
радионуклидов. Здесь случайная ошибка, возникающая в результате измеряемой
величины, а именно распада радионуклида, будет существенно влиять на
визуальное качество изображения. Это связано с тем, что количество отсчетов,
полученных в каждом пикселе, подвержено случайной ошибке. Показано, что
относительная случайная ошибка уменьшается по мере увеличения количества
отсчетов на пиксель. Визуальный эффект случайной ошибки в результате
измерения величины показан на рис. 5.2. Плоские снимки костей с технецием99m (полученные на Матрицы 256 × 256) были получены с помощью
сцинтилляционной камеры. Получение изображения было завершено при общем
количестве 21, 87 и 748 тысяч отсчетов. При увеличении общего количества
отсчетов на изображение количество отсчетов на пиксель увеличивается, а
случайная ошибка уменьшается, что приводит к улучшению визуального
качества изображения. По мере увеличения накопленных отсчетов значительно
увеличивается способность визуализировать анатомические структуры и, что
более важно, объемы опухоли. Случайная погрешность, вносимая
измерительной системой или устройством формирования изображения,
например, мерцание камера также влияет на качество изображения. Это связано
с энергетическим разрешением и внутренним пространственным разрешением
устройств формирования изображения, на которые влияют случайные ошибки
при обнаружении каждого γ-фотона. Энергетическое разрешение системы будет
определяться способность системы отклонять рассеянные γ-фотоны с меньшей
энергией и улучшать контрастность изображения.
146
Соседние файлы в папке Библиотека им академика М.И. Перельмана