Способ верификации дозы при медицинском применении открытых радионуклидов

Изобретение относится к области медицины, а именно к ядерно-медицинскому применению, и предназначено для определения дозы, которая реально получена патологическим очагом, поглотившим открытый радионуклид. Способ верификации дозы при медицинском применении открытых радионуклидов заключается в том, что измеряют интенсивность излучения с учетом изменения активности источника излучения во времени, при этом измеряют через тканеэквивалентный фантом исходную интенсивность излучения открытого радионуклида непосредственно перед введением его в организм пациента и среднюю интенсивность излучения от очагов, поглотивших радионуклид, после чего вычисляют индивидуальную относительную дозу введенного в патологические очаги открытого радионуклида по формуле

где Д_n/о - значение относительной дозы в %, И_о - исходная интенсивность излучения в момент введения радионуклида, И_n - средняя интенсивность излучения от очагов в день или час измерения n, Ф_о и Ф_n - фоновые значения интенсивности излучения в момент введения радионуклида и в день измерения соответственно, k - коэффициент ежедневного или ежечасного распада радионуклида, n - количество дней или часов, прошедших с момента введения радионуклида. Использование изобретения позволяет наиболее точно и индивидуально верифицировать относительную дозу.

 

Изобретение относится к области медицины, а именно к ядерно-медицинскому применению, и предназначено для определения дозы, которая реально получена патологическим очагом, поглотившим открытый радионуклид, введенный в организм пациента в виде радиофармпрепарата с диагностической или лечебной целью.

Измерение абсолютного значения дозы известно в медицинском применении радиоактивных излучений. Для измерения дозы от поглощенного очагом (или множественными очагами) радионуклида, обладающего гамма-излучением, требуется применение чувствительной регистрирующей аппаратуры, а также определение масс органов-мишеней и вычисление соответствующих поглощенных фракций [1, 2].

В то же время большой проблемой остается измерение поглощенной дозы введенных в организм бета-эмиттирующих радионуклидов, бета-излучение которых обладает коротким пробегом в биологических тканях и поэтому недоступно для прямой внешней регистрации. В последнее время в литературе [2] представлена возможность внешней радиометрии бета-излучателей, включенных в патологические очаги, по тормозному гамма-излучению, которое генерируется бета-частицами при их замедлении в тканях.

Однако указанные известные способы дозиметрии ионизирующих излучений при медицинском применении открытых радионуклидов, внедренных в патологические очаги, обладают рядом существенных недостатков. Данные способы предусматривают расчет значений дозы внутреннего облучения с суммарным учетом как геометрических и массовых параметров патологических очагов, полученных с помощью динамически повторяющегося использования средств медицинской визуализации (например, рентгенологических исследований или сцинтиграфии), так и ряда математических выражений, связанных с ядерно-физическими характеристиками используемого радионуклида. Эти способы отличаются с отрицательной стороны, во-первых, длительным многодневным проведением самой процедуры расчета, а во-вторых, обязательным условием многоэтапного определения дозовых характеристик внутреннего облучения. При этом каждый из этапов сопровождается определенной погрешностью измерений или расчетов, что в целом создает очень большую суммарную ошибку определения поглощенной дозы.

Кроме того, измерение абсолютных очаговых, органных и общей дозы облучения, к тому же усугубляемое низкой точностью, в большей степени служит задачам учета и контроля доз в рамках обеспечения радиационной безопасности и не учитывает особенностей метаболических процессов включения открытого радионуклида в патологические очаги, строго индивидуальных для каждого конкретного больного. Вместе с тем, последние имеют наибольшее клиническое значение.

Целью изобретения является верификация наиболее точной и индивидуальной относительной дозы внедренного в патологические очаги открытого радионуклида.

Указанная цель достигается тем, что определяют не абсолютную поглощенную дозу в очагах, а относительную дозу, зависящую, с одной стороны, от исходно введенной в организм активности открытого радионуклида, а с другой стороны, от его накопления в патологических очагах, которое, в свою очередь, обусловлено метаболическими процессами в организме конкретного индивидуума. При этом измеряют через тканеэквивалентный фантом исходную интенсивность излучения непосредственно перед введением радионуклида в организм пациента и среднюю интенсивность излучения от очагов, поглотивших радионуклид, с учетом изменения активности источника излучения во времени и вычисляют относительную дозу по формуле

где Д_n/o - значение относительной дозы в %,

И_о - исходная интенсивность излучения в момент введения радионуклида,

И_n - средняя интенсивность излучения от очагов в день (или час) измерения n,

Ф_о и Ф_n - фоновые значения интенсивности излучения в момент введения радионуклида и в день измерения соответственно,

k - коэффициент ежедневного (ежечасного) распада радионуклида,

n - количество дней (часов), прошедших с момента введения радионуклида.

Принято во внимание, что изменение интенсивности излучения прямо пропорционально зависит от ежедневной (ежечасной) активности радионуклида.

Указанная совокупность и последовательность отличительных действий не известны и не вытекают явным образом из существующего уровня науки и техники, следовательно, заявляемый способ соответствует изобретательскому уровню.

Способ осуществляют следующим образом. Измеряют интенсивность излучения в помещении, в котором проводят измерение (Ф_о). Затем через тканеэквивалентный фантом выполняют измерение интенсивности излучения открытого радионуклида, который предстоит ввести в организм пациента в виде радиофармпрепарата с диагностической или лечебной целью (И_о). После инъекции радиофармпрепарата в необходимый для измерения день или час (n), прошедший с момента инъекции, тем же измерительным прибором регистрируют интенсивность излучения в помещении (Ф_n), затем измеряют интенсивность у пациента над очагами, накопившими радионуклид, и вычисляют ее среднее значение (И_n). После этого вычисляют величину относительной дозы радионуклида, реально накопленного в патологических очагах пациента, по отношению к исходно введенной в его организм по формуле

где Д_n/o - значение относительной дозы в %,

И_о - исходная интенсивность излучения в момент введения радионуклида,

И_n - средняя интенсивность излучения от очагов в день (или час) измерения n,

Ф_о и Ф_n - фоновые значения интенсивности излучения в момент введения радионуклида и в день измерения соответственно,

k - коэффициент ежедневного (ежечасного) распада радионуклида,

n - количество дней (часов), прошедших с момента введения радионуклида.

Верификация дозы предлагаемым способом проведена нами у 7 пациентов, которым с лечебной целью был инъецирован открытый радионуклид в виде раствора хлорида стронция. Определение относительной дозы позволило у всех этих пациентов индивидуально оценить срок и степень накопления радионуклида в патологических очагах, относительную величину реальной дозы облучения и связанный с ними клинический эффект, что повлияло на тактику дальнейшего лечения.

Приводим клинические примеры использования способа.

Пример 1. Больной Д., 57 лет, клинический диагноз: Рак предстательной железы, генерализация процесса с метастатическим поражением Th6, Th12, L1 позвонков, грудины, 3-5 ребер слева, правой подвздошной кости, выраженный болевой синдром. С целью системной лучевой терапии больному была произведена внутривенная инъекция 148 МБк радионуклида стронция-89 хлорида. Непосредственно перед инъекцией зарегистрирована интенсивность излучения радиофармпрепарата через тканеэквивалентный фантом, которая составила 1175 имп/сек/см²; средняя интенсивность излучения от очагов определена на 5-, 7-, 12-й дни с момента введения радионуклида и по заявляемому способу рассчитана относительная доза, которая составила 38,14; 26,13; 16,7% соответственно. В результате этого системное действие радионуклида было оценено как относительно удовлетворительное, что потребовало дополнительного применения фармакотерапии. При контрольном осмотре через 3 мес состояние больного удовлетворительное, болевой синдром отсутствует.

Пример 2. Больная А., 47 лет, клинический диагноз: Рак левой молочной железы с множественными метастазами в кости таза, правую лопатку, левую плечевую кость, 6-7 ребра слева, болевой синдром. Измерена интенсивность излучения радионуклида стронция-89 непосредственно перед введением радиофармпрепарата и над костными очагами у пациентки на 2-, 6-, 10-, 14-й дни с момента инъекции. Значения относительной дозы в эти дни составили соответственно 80,25; 90,16; 53,38; 20,28%, что позволило оценить системное лучевое действие радиофармпрепарата как удовлетворительное. Болевой синдром полностью купирован через 7 дней. При контрольном осмотре состояние больной удовлетворительное, болевой синдром отсутствует.

Пример 3. Больной К., 56 лет, клинический диагноз: Периферический рак верхней доли левого легкого, состояние после оперативного лечения, множественные метастазы в Th5-Th8 позвонки, выраженный болевой синдром. Проведена системная лучевая терапия путем внутривенной инъекции 148 МБк стронция-89 хлорида. Интенсивность излучения стронция-89 непосредственно перед инъекцией составила 1180 имп/сек/см². Относительная доза заявляемым способом определена на 2-, 5-, 9-й дни после введения радиофармпрепарата и составила 18,36; 20,3; 16,48% соответственно. Действие радиофармпрепарата оценено как неудовлетворительное, болевой синдром той же степени сохранялся вплоть до 9-го дня, даже при дополнительном применении лекарственных анальгетиков, что потребовало облучения наиболее болезненных Th5-Th7 позвонков посредством дистанционной гамма-терапии; болевой синдром частично купирован.

Таким образом, заявляемый способ позволяет обеспечить верификацию наиболее точной и индивидуальной относительной дозы внедренного в патологические очаги открытого радионуклида.

Литература

1. Горлачев Г.Е. Измерение абсолютных доз в лучевой терапии // Мед. физика. - 2000. - №7. - С.83-92.

2. Наркевич Б.Я., Костылев В.А., Ширяев С.В. Дозиметрическое обеспечение радионуклидной терапии // III съезд МОО «Общество ядерной медицины», Всероссийская научно-практическая конференция «Актуальные вопросы ядерной медицины и радиофармацевтики». Школа «Избранные вопросы ядерной медицины»: Тезисы докладов. - Дубна, 2004. - С.64-71.

Способ верификации дозы при медицинском применении открытых радионуклидов путем измерения интенсивности излучения с учетом изменения активности источника излучения во времени, отличающийся тем, что измеряют через тканеэквивалентный фантом исходную интенсивность излучения открытого радионуклида непосредственно перед введением его в организм пациента и среднюю интенсивность излучения от очагов, поглотивших радионуклид, после чего вычисляют индивидуальную относительную дозу введенного в патологические очаги открытого радионуклида по формуле

где Д_n/0 - значение относительной дозы, %;

И₀ - исходная интенсивность излучения в момент введения радионуклида;

И_n - средняя интенсивность излучения от очагов в день или час измерения n;

Ф₀ и Ф_n - фоновые значения интенсивности излучения в момент введения

радионуклида и в день измерения соответственно;

k - коэффициент ежедневного или ежечасного распада радионуклида;

n - количество дней или часов, прошедших с момента введения радионуклида.