07. Оптимизация медицинского облучения: диагностика

МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
Качество приборов, используемых в ядерной медицине, является
важной частью оптимизации медицинского облучения. В соответствии с ОНБ
Лицензиат обязан обеспечить надлежащие процедуры получения и обработки
изображений (II.17). Также требуется, чтобы процедуры контроля качества,
включающие измерение рабочих характеристик устройств, используемых для
получения изображений, были проведены при вводе оборудования в
эксплуатацию и повторялись в дальнейшем периодически. Это требование
применимо не только по отношению к устройствам используемым для
получения изображений, но также ко всем другим видам оборудования,
используемого для обследований ядерной медицины и терапии.
Результаты процедур контроля качества для всех инструментов,
используемых в отделении ядерной медицины, должны регистрироваться и
сохраняться. Кроме того, должны быть установлены приемлимые пределы для
различных измеряемых параметров.
1.
РАДИОМЕТР И КАЛИБРОВКА ИСТОЧНИКОВ
В соответствии с ОНБ Лицензиат обязан обеспечить выполнение следующих
требований (II.19):
(a) измерение активности источников, используемых для медицинских целей,
должно производится дозкалибраторами, калибровку которых можно отследить
до указанной Лаборатории Дозиметрических Стандартов
(d) открытые источники, используемые в процедурах ядерной медицины,
должны
быть
откалиброваны
по
активности
вводимого
радиофармацевтического препарата; активность на момент введения должна
быть определена и зарегистрирована;
Очевидно, что в ядерной медицине для измерения активности
необходимо использовать откалиброванные приборы. Калибровка, как правило,
осуществляется на месте производства с использованием стандартных
источников активности, калибровку которых, в свою очередь, можно отследить
до Лаборатории Дозиметрических Стандартов. К прибору должен прилагаться
сертификат, подтверждающий калибровку.
Для измерения активности используются специализированные
радиометры - дозкалибраторы, также называемые радионуклидными
калибраторами или калибраторами активности, которые используют газовые
ионизационные камеры колодезного типа. Активность измеряется в терминах
тока ионизации. Для увеличения вероятности фотонного взаимодействия
камера герметизирована и содержит газ под давлением. Как правило,
используется благородный газ с высоким атомным номером.
В
электрометре,
который
является
частью
радионуклидного
калибратора, ток ионизации преобразуется в электрическое напряжение,
которое усиливается, обрабатывается и преобразуется в единицы активности.
Это возможно, поскольку для конкретного радионуклида при фиксированной
геометрии и линейном отклике, ионизационный ток прямо пропорционален
активности. Однако, сигнал, вызываемый разными радионуклидами в
ионизационной камере, зависит от типа излучения, испускаемого
радионуклидом, его энергии и обилия. Таким образом, для каждого
радионуклида необходимо производить соответствующую корректировку
усиления напряжения сигнала. Обычно выбор корректирующего фактора
осуществляется путем нажатия кнопки, соответствующей радионуклиду. Очень
важно, чтобы при измерении активности радионуклида был выбран правильный
корректирующий фактор, т.е. нажата кнопка, соответствующая именно этому
радионуклиду. Неправильный выбор радионуклида может привести к
1
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
неправильному показанию прибора. Ошибка измерения активности может
достигать 2-3 раз.
Контроль качества оборудования должен включать следующие тесты:
 Точность и правильность
 Линейность измерения
 Воспроизводимость измерений
 Измерение фона
Фон должен быть измерен перед каждым использованием прибора.
Воспроизводимость должна проверяться раз в неделю, в то время как другие
тесты могут быть выполнены через большие промежутки времени (ежемесячно,
ежеквартально или ежегодно), в зависимости от состояния инструмента и
ранее записанных изменений.
Источники, используемые для проведения тестов, должны включать
закрытый калибровочный (эталонный) источник, сертифицированный с
точностью не хуже +/-5%. Примеры подходящих источников - Со57, Ba133,
Сз137 и Со60. Также необходимо обращать внимание на воспроизводимость
геометрии измерения.
Проверка линейности измерения, как правило, осуществляется с
использованием источника высокой активности (например, Tc99m) и включает
повторные измерения в течение нескольких периодов полураспада
радионуклида. Другой метод проверки линейности измерений требует
использования
откалиброванных
аттенюаторов,
которые
позволяют
моделировать различные количества активности.
2.
СЧЕТЧИКИ И ГАММА-ЗОНДЫ
Счетчики (также называемые бета-счетчиками и гамма-счетчиками) для
измерения образцов плазмы или других жидкостей организма используются в
различных лабораторных тестах, таких как определение функции почек (СКФ),
тест Шиллинга (витамин В12), феррокинетических исследованиях, определения
общего содержания воды в теле и т. д. В таких тестах используются несколько
радионуклидов, в том числе и тритий. Активности подлежащие измерению, как
правило, очень низки. Cоответственно, чувствительность прибора должна быть
высокой, а фоновая скорость счета как можно ниже. Такие инструменты
зачастую оснащены системой для автоматической подачи образцов с
вместимостью в несколько сотен образцов.
Счетчик бета-частиц
В жидкостных сцинтилляционных счетчиках бета-частиц образец
растворяют в органическом сцинтилляционном растворе (коктейле). Благодаря
практически 100%-ой эффективности геометрии счета и отсутствию какого-либо
энергетического окна детектора, счетчик имеет превосходные свойства для
обнаружения и измерения малых активностей радионуклидов, излучающих
бета-частицы низких энергий, например, 3Н и 14С. Фотоны света, испускаемые
сцинтилляционным
раствором
после
поглощения
бета-частицы,
регистрируются двумя ФЭУ и проверяются на совпадение. Проверка на
совпадение позволяет снизить фон, вызванный тепловым шумом, и
регистрировать только реальные сцинтилляционные вспышки. Основная
проблема, связанная с жидкостными сцинтилляционными счетчиками - это
различная эффективность счета из-за тушения (квенчинга) сцинтилляционных
событий, вызванного химическим загрязнением образца и/или его окраской.
Это означает, что эффективность счета должна быть определена для каждого
2
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
образца. Поэтому контроль качества инструмента должен включать контроль
методов коррекции. В остальном, используемые методы КК такие же, как и для
любого сцинтилляционного счетчика.
Источники, необходимые для контроля качества жидкостного
сцинтилляционного счетчика, включают калиброванные источники 3Н и 14С с
различной эффективностью счета, а также образец фона.
Счетчик гамма-частиц
Детектор гамма-счетчика – это NaI(Tl)-кристалл с осевым отверстием
колодезного типа или поперечным отверстием, которое позволяет поместить
измеряемый образец внутрь кристалла. Такая конфигурация позволяет достичь
высокой эффективности счета. Гамма-лучи при поглощении или рассеивании в
кристалле вызывают сцинтилляционные вспышки света, которые, в свою
очередь, приводят к возникновению электрических импульсов на фотокатоде
фото-умножительного устройства (ФЭУ). Эти импульсы усиливаются в ФЭУ и
передаются на подсоединенные электронные контуры
для дальнейшего
усиления, амплитудного анализа и подсчета импульсов. Пропорциональность
между высотой импульса, считываемого с ФЭУ, и энергии фотона,
поглощенного кристаллом детектора, является важной особенностью
сцинтилляционных детекторов.
Функция анализатора амплитуды импульсов (иногда называемого
дискриминатором) – это подсчет поступающих импульсов с амплитудой,
соответствующей выбранному диапазону энергий, отвергая все другие. Этот
диапазон энергий (энергетическое окно), как правило, определяется
настройками двух дискриминаторов, определяющих его нижний (W-ΔW / 2) и
верхний уровень (W + ΔW / 2), где ΔW называется шириной окна. Такой
дифференциальный режим работы позволяет уменьшить фоновый счет и
особенно важен для измерения активности радионуклидов, излучающих
фотоны одной преобладающей энергии. Использование более чем одного
анализатора амплитуд позволяет измерять образцы, содержащие более одного
радионуклида.
Гамма-зонды
Одно-и многопробные гамма-зонды, предназначенные для измерения
гамма-излучения, в основном используются для измерения поглощения йода и
ренографии. В их основе лежит на тверый цилиндрический NaI (Tl) кристалл
оборудованный свинцовым коллиматором, который обеспечивает необходимые
характеристики
направленности
измерения.
Такие
зонды
обычно
устанавливаются на подвижной основе, что позволяет регулировать их
положение по отношению к пациенту. Электронные компоненты в системе
гамма-зонда те же, что и в гамма-счетчике.
Гамма-зонд, используемый для измерения накопления радионуклида,
должен быть откалиброван в соответствии с общепринятыми методами.
Контроль качества любой системы с сцинтилляционными детекторами
должен включать в себя следующие тесты:
 Калибровка по энергии
 Разрешение по энергии
 Чувствительность
 Точность счета
 Фоновая скорость счета
 Линейность по активности
3
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
3.
ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ МОРФОФУНКЦИОНАЛЬНЫХ
ИССЛЕДОВАНИЙ
Линейный сканер
Прямолинейный сканер - это прибор, используемый в ядерной
медицине, предназначенный для получения двумерного изображения
распределения РФП в органе. Представляющая интерес область сканируется в
несколько последовательных линейных проходов датчиком сканера, который
представляет собой экранированные сцинтилляционный детектор (NaI(Tl)),
оборудованный коллиматором. В общем случае применяется коллиматор с
несколькими фокусирующими отверстиями. Как и других подобных системах,
сцинтилляционный детектор подсоединен к электронному усилителю сигнала и
анализатору амплитуды. Импульс от анализатора амплитуды далее
преобразуется процессором дисплея и затем подается на устройство
отображения, жестко присоединенное к датчику сканера таким образом, что оно
следует его движению. Устройство представляет изображение как
распределение
монохромных
или
цветных
знаков,
произведенных
электромеханической печатающей головкой на бумаге или как оттенки серого
цвета, создаваемые вспышками света на фотопленке.
Линейные сканеры – это сложные электромеханические приборы,
состоящие из нескольких частично независимых компонент. Для создания
высококачественных изображений необходимо поддерживать хорошее
эксплуатационное состояние прибора путем организации программы
регулярного технического обслуживания и контроля качества.
Помимо общих испытаний системы сцинтилляционного детектора,
программа контроля качества линейного сканера должна также включать
следующие тесты:
• проверка геометрического разрешения
• проверка линейности
• проверка общего функционирования прибора
• проверка устройства отображения
Гамма-камера
Гамма-камера является наиболее часто используемым в ядерной
медицине устройством визуализации. Она используется, для исследований
пространственного и временного распределения РФП в органе.
Гамма-лучи, испускаемые РФП накопленным в органе, проецируются
коллиматором на большой сцинтилляционный детектор, создавая таким
образом, сцинтилляционное отображение распределения радиоактивности
перед коллиматором. Матрица находящихся позади сцинтилляционного
детектора ФЭУ и электронные логические схемы позиционирования позволяют
определить
местоположение
каждого
сцинтилляционного
события,
зарегистрированного детектором. Когда энергия поглощенного гамма-кванта
попадает в выбранное энергетическое окно амплитудного анализатора,
местоположение этого сцинтилляционного события регистрируется в матрице
изображения. Таким образом, изображение создается из индивидуальных
сцинтилляционных событий. Для того, чтобы достичь приемлемого качества
изображения, число зарегистрированных сцинтилляционных событий должно
быть порядка 100 000 -1000000.
Гамма-камера обычно оснащена 1-3 детекторами. Метод сбора данных
зависит от типа проводимого обследования. При статическом сборе данных накопление определенного количества импульсов от органа производится без
каких-либо движений детекторов гамма-камеры. Динамический сбор данных
производится путем произведения нескольких последовательных статических
4
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
исследований в соответствии с определенным расписанием. Визуализация
всего тела осуществляется путем перемещения детекторов камеры или
пациента таким образом, чтобы получить изображение, охватывающее все
тело. Томографическое исследование производится путем вращения
детекторов камеры вокруг пациента. В этом случае, после реконструкции
данных возможна визуализация томографических срезов в любой плоскости. В
современных гамма-камерах, оснащенных двумя детекторами, зачастую есть
опция, позволяющая использовать эту камеру в режиме совпадений, что
означает, что она может быть использована для позитронной эмиссионной
томографии (ПЭТ).
Качество изображения, создаваемого гамма камерой, зависит как от
эксплуатационного состояния прибора, так и от обращения с инструментом.
Факторы, влияющие на формирование и качество изображения, включают
такие параметры, как:
 Распределение РФП
 Выбор коллиматора
 Пространственное разрешение
 Разрешение по энергии и выбор энергетического окна
 Неравномерность
 Пространственное позиционирование при различных энергиях
 Рассеянная радиация
 Затухание
 Шум
Для оптимального использования оборудования требуется
хорошо
обученный персонал и программа регулярного технического обслуживания и
контроля качества.
Контроль качества гамма-камеры должен включать проверку таких
параметров, как:
 Неоднородность изображения
 Установки энергетических окон и отображение спектра
 Энергетическое разрешение
 Чувствительность
 Размер пикселя
 Центр вращения
 Линейность
 Геометрическое разрешение
 Потери импульсов при высоких скоростях счёта
 Позиционирование нескольких энергетических окон
 Фон
 Общее функционирование
Некоторые из этих параметров, такие как неоднородность, фон и параметры
энергетического окна, должны проверяться ежедневно, в то время как другие
параметры могут проверяться не так часто, но не реже одного раза в год.
Для выполнения регулярного контроля качества необходимо иметь
набор фантомов и источников. К ним относятся фантом для проверки
однородности поля, линейный источник, бар фантом и фантом для общего
контроля качества (планарный или томографический).
5
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
4.
КЛИНИЧЕСКАЯ ДОЗИМЕТРИЯ
В соответствии с ОНБ(II.20):
Зарегистрированные лица и лицензиаты обеспечивают, чтобы были
определены и документально оформлены следующие параметры:
(d) при диагностике или лечении с использованием открытых источников —
репрезентативные поглощенные дозы, получаемые пациентами.
Комитет по внутренним дозам медицинского облучения (MIRD) из
Общества Ядерной Медицины (SNM) США разработал схему расчета
поглощенных доз в ядерной медицине, и эта методика получила широкое
распространение. Она вводит понятие органа-источника и органа-мишени.
Орган-источник – это любой орган в организме, содержащий радиоактивность,
а орган-мишень – любой орган, который поглощает энергию. Так как излучение,
испущенное органом-источником, всегда будет частично поглащаться в нем
самом, то орган-источник всегда должен рассматриваться как один из органовмишеней. Однако, в общем случае каждый орган-источник может влиять на
несколько органов-мишеней, и наоборот. Для любого конкретного радионуклида
схема MIRD позволяет рассчитать поглощенную дозу в любом указанном
органе-мишени в результате определённого числа распадов в указанном
органе-источнике. Эта величина называется "средней дозой на единицу
кумулятивной активности" или "S-величиной".
Кумулятивная активность в органе – это общее число распадов,
которые происходят внутри органа. Таким образом, если орган содержит
постоянную активность Ao в течение интервала времени T (предполагая полное
отсутствие активности до или после этого интервала времени), то кумулятивная
активность будет Ao×T. Более реалистичным примером является орган,
содержащий активность Ao в момент времени 0, которая затем
экспоненциально уменьшается со временем полураспада Teff. (Как правило, это
время полураспада Teff является результатом как физического распада, так и
биологического вывода радионуклидов.) В этом случае кумулятивная
активность будет 1.44×Ao×Teff. Для более сложных временных зависимостей
содержания
радионуклидов
в
органах
необходимо
получить
и
проанализировать биокинетические данные, чтобы определить кумулятивную
активность для каждого органа либо путем суммирования экспоненциальных
членов или путем суммирования уровней активности, измеренных через
определенные промежутки времени.
Произведение S-величины на кумулятивную активность ÃS органаисточника дает среднюю поглощенную дозу в органе-мишени, созданную одним
органом-источником. Суммирование доз полученных из всех органовисточников, даёт среднюю дозу Dt поглощенную органом-мишенью:
Dt = Ds×Ãs×Ss,t
где Ss,t представляет S-величину для конкретной пары орган-источник и органмишень, а суммирование ведется по всем источникам, облучающим органмишень.
Если разделить обе части этого выражения средней дозы на общее
введенное количество активности, то будет видно, что средняя доза,
полученная органом-мишенью на единицу введенной активности, может быть
получена путем замены кумулятивной активности в органе-источнике на
время удержания радионуклида в этом органе.
Время удержания определяется путем деления кумулятивной
активности в органе на общую активность, введенную пациенту (или
поглощенную человеком). Если после введения РФП, какой-либо орган
6
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
немедленно получает фракцию F веденной активности деятельности,
удерживает её время T, а затем выводит её, то время удержания
радионуклидов в этом органе будет F×T. В более реалистичном примере, когда
активность органа убывает экспоненциально с периодом полураспада Teff,
время удержания будет 1.44×F×Teff.
Таким образом, расчет доз органов и, следовательно, эффективной
дозы разделяется на три этапа:
1) определение кумулятивной активности (или времени удержания) для
каждого органа (путем измерений проводимых на пациентах и животных, или
используя биокинетическую модель и т.д.);
2) вычисление S-величины для каждой пары орган-источник и орган-мишень
(эти величины приведены в публикации MIRD); и
3) расчет средней дозы для каждого органа-мишени, используя выражение для
дозы Dt.
5.
ЛИТЕРАТУРА
1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Quality Control of Nuclear
Medicine Instruments. IAEA-TECDOC-602, IAEA, Vienna (1991).
2. WORLD HEALTH ORGANIZATION and INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY
AGENCY. Manual on Radiation Protection in Hospital and General Practice. Vol.
4. Nuclear medicine (in press)
3. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Radiation
dose to patients from radiopharmaceuticasl, ICRP Publication No. 53. Oxford,
Pergamon Press, 1987 (Annals of the ICRP 18, 1-4).
4. INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION. Characteristics and
test conditions of radionuclide imaging devices: Anger-type gamma cameras.
IEC,Geneva, 1992 (Publication IEC 789).
5. AMERICAN ASSOCIATION OF PHYSICISTS IN MEDICINE. Scintillation camera
acceptance testing and performance evaluation. AAPM, Chicago, 1980 (AAPM
Report No. 6, Nuclear Medicine Committee).
6. AMERICAN ASSOCIATION OF PHYSICISTS IN MEDICINE Computer-aided
scintillation camera acceptance testing. AAPM, Chicago, 1982, (AAPM Report
No. 9).
7. INSTITUTE OF PHYSICAL SCIENCES IN MEDICINE Quality control of gamma
cameras and associated computer systems. IPSM, York, 1992 (IPSM Report No.
66).
8. HOSPITAL PHYSICISTS ASSOCIATION. Quality control of nuclear medicine
instrumentation, HPA, London,1983 ( HPA CRS-38).
9. HINE G.J., PARA P., WARR C.P. Measurements of the Performance Parameters
of Gamma Cameras, Part I. Washington D. C., US Government Printing Office,
1977 (FDA Publication 78-8049).
10. HINE G.J. et al. Measurements of the Performance Parameters of Gamma
Cameras, Part II. Washington D. C., US Government Printing Office, 1979 (FDA
7
МАГАТЭ
РАДИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА В ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЕ
ЧАСТЬ 7. ОПТИМИЗАЦИЯ МЕДИЦИНСКОГО ОБЛУЧЕНИЯ.
ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПРОЦЕДУРЫ
Publication 79-8049).
11. KARP JS, MUEHLLNER G. Standards for performance measurements of PET
scanners: Evaluation with the UGM PENN-PET 240H . Scanner Med. Prog.
Technol 17: 173 - 187, (1991)
12. LOEVINGER R, BUDINGER TF WATSON EE. MIRD primer for absorbed dose
calculations. New York, The Society of Nuclear Medicine, 1988.
13. PARAS P. Performance and quality control of nuclear medicine instrumentation.
In: Proc. Int. Symp. Medical Radionuclide Imaging, Vol.II. Vienna, International
Atomic Energy Agency, 1981.
14. TER-POGOSSIAN MM. Positron Emission Tomography (PET) in Principles of
Nuclear medicine. Ed. H. Wagner, Z. Szabo, J W Buchanan. W.B. Saunders.
(1995) p. 342-362
15. TODD-POKROPEK A. Quality Control, Detection and Display. In: Kuhl DE.,
editor, Principles of Radionuclide Emission Imaging. Oxford, Pergamon
Press,1983.
8