OCENA DAWKI POCHŁONIĘTEJ W DIAGNOSTYCE MEDYCZNEJ RADIOIZOTOPOWEJ I RENTGENOWSKIEJ Marta Wasilewska-Radwańska 17, Artur Stępień 2 ' Wydział Fizyki i Techniki Jądrowej, Akademia Górniczo-Hutnicza, Kraków 5. Wojskowy Szpital Kliniczny SPZOZ, Kraków Abstract ESTIMATION OF ABSORBED DOSE IN MEDICAL DIAGNOSTICS WITH USE OF RADIOISOTOPE AND X-RAYS In this work we estimate the absorbed dose of the patients undergoing medical examination with use of the radioisotope Tc-99m and X-rays. The discussion has been presented for several examples of complementary diagnostics methods such as kidneys (renoscintigraphy, urography), bones (scintigraphy, spine X-ray examination) and breast (mammoscintigraphy, mammography). The medical internal radiation dose (MIRD) has been evaluated. 1. WPROWADZENIE PL0202049 Diagnostyka medyczna z użyciem radioizotopów [1] różni się od diagnostyki rentgenowskiej. Obrazy scyntygraficzne określają kształt, wielkość, położenie oraz makrostrukturę badanego narządu. Ponadto pozwalają one na badanie jego funkcji czynnościowych i dlatego stanowią cenne uzupełnienie badań radiologicznych (rentgenowskich). Wymaga to jednak, podania pacjentowi (np. dożylnie, doustnie) radiofarmaceutyku (związku chemicznego znakowanego radioizotopem) odpowiedniego dla badanego narządu. Najczęściej stosowanym radioizotopem jest Tc-99m ze względu na dostępność generatora molibdenowo-technetowego ( 99 Mo- 99m Tc). Wewnętrzne narażenie radiacyjne (MIRD - Medical Internal Radiation Dose) określane jest poprzez dawkę pochłoniętą [Gy] i dawkę efektywną [Sv], których wartości zależą między innymi od podanej aktywności radiofarmaceutyka, czasu jego przebywania w organizmie i biodystrybucji. Dawka efektywna zwana też skuteczną, obliczana ze znajomości dawki pochłoniętej, czynnika jakości promieniowania i odpowiednich czynników wagowych tkanek [2], pozwala na określenie napromienienia całego ciała lub wybranych jego części. W przypadku diagnostyki rentgenowskiej źródło promieniowania (lampa) znajduje się poza pacjentem i dawka pochłonięta spowodowana jest tłumieniem promieniowania przez prześwietlaną część organizmu. Zwykle dawka promieniowania wychodzącego" z pacjenta stanowi od 0,1 do 1% dawki na wejściu", tj. na powierzchni skóry pacjenta [3]. Obliczenie dawki efektywnej wymaga zmierzenia dawki pochłoniętej w standardowym dla danego badania fantomie, a następnie wyznaczenie współczyn- 315
ników pozwalających na przeliczenie dawki powierzchniowej na dawkę w narządzie np. przy użyciu kodu MCNP (Monte Carlo Neutron Photon code). W prezentowanej pracy przedstawiono omówienie sposobu szacowania wewnętrznego narażenia radiacyjnego pacjentów oraz porównanie dawek pochłoniętych uzyskiwanych przez pacjentów w przypadku badań z użyciem radioizotopu Tc-99m (Tj/2=6,02 godz., Ey=140 kev) oraz z użyciem promieniowania rentgenowskiego na przykładzie badań nerek, kości oraz sutka. 2. WEWNĘTRZNE NARAŻENIE RADIOLOGICZNE Obliczenie dawki MIRD [4] wymaga określenia źródła" promieniowania (narząd lub miejsce w organizmie, w którym znajduje się radiofarmaceutyk) oraz tarczy", tj. narządu lub miejsca w organizmie, dla którego dawka ma być wyznaczona. Następnie niezbędna jest znajomość następujących wielkości fizycznych: aktywności radiofarmaceutyku i czasu jego przebywania w źródle, całkowitej energii i rodzaju promieniowania emitowanego przez źródło", ułamka energii (dla każdego rodzaju promieniowania) emitowanej przez źródło i docierającej do tarczy". Aktywność preparatu promieniotwórczego z uwzględnieniem czasu jego przebywania w źródle" określa wielkość zwana aktywnością skumulowaną A [Bq-s], której definicję podano poniżej: A=$A(t)dt (1) o gdzie: A(f) - funkcja, określająca zależność aktywności [Bq] w źródle" od czasu,?=0 czas podania radiofarmeceutyku, t= czas zniknięcia" promieniotwórczości ze źródła". Wartość aktywności skumulowanej zależy zarówno od szybkości wchłaniania radiofarmaceutyku przez organizm, jak i jego usuwania fizycznego" (poprzez rozpad promieniotwórczy) oraz biologicznego", wynikającego z fizjologicznych czynności organizmu. Uwzględnienie tych procesów wymaga wprowadzenia następujących pojęć: a) okres wchłaniania radiofarmaceutyka T w [s] jest to czas, po którym aktywność preparatu w źródle" osiągnie 63% wartości maksymalnej; b) okres półrozpadu izotopu promieniotwórczego 7/ [s], zwany też fizycznym" okresem półrozpadu; c) okres półrozpadu biologicznego (fizjologicznego) T/, [s] jest to czas, po którym połowa aktywności zostanie usunięta ze źródła" wskutek procesów fizjologicznych. Wykorzystując powyższe pojęcia definiuje się efektywny czas wchłaniania T we [s] radiofarmaceutyku jako równy: 316
T T T = " f T w +T f oraz efektywny czas wydalania T e [s] jako: TT T e = -^^ (3) T '' +T / gdzie TW, Tf i TI, są odpowiednio okresami wchłaniania, rozpadu fizycznego i usuwania biologicznego radiofarmaceutyku. Bardzo ważnym zagadnieniem dla określenia jaki procent podanej aktywności znalazł w wybranym źródle" jest znajomość biokinetyki preparatu promieniotwórczego oraz jego czasowej lokalizacji w organizmie. Istnieje szereg modeli matematycznych pozwalających na śledzenie biodystrybucji radiofarmaceutyku. Jednym z nich jest model kompartmentowy, w którym przyjmuje się, że organizm ludzki składa się z przedziałów (kompartmentów), połączonych ze sobą i wymieniających między sobą radiofarmaceutyk. Wymiana opisywana jest przy użyciu odpowiednich współczyników kinetycznych i transportu masy. Międzynarodowa Komisja Ochrony Radiologicznej (International Commission on Radiological Protection, ICRP) w publikacjach [5] oraz [6] między innymi wprowadza dla nowych radiofarmaceutyków modele biokinetyczne, dawki pochłonięte i dawki efektywne. Należy nadmienić, że SAAM Institute, Inc. (Seattle, WA, USA) [7] oferuje gotowe oprogramowania dla obliczeń z zakresu biokinetyki różnych radiofarmaceutyków. Dla ułatwienia obliczenia średniej dawki pochłoniętej D przez tarczę" od aktywności skumulowanej w wybranym źródle" (z uwzględnieniem całkowitej liczby przejść jądrowych, rodzaju promieniowania i energii) wprowadzono wielkość S podającą dawkę pochłoniętą przypadającą na jednostkę skumulowanej aktywności i wyrażaną w [mgy/gbq-godz.] lub w [rad/mci-godz.]. Wartości wielkości S dla większości stosowanych radioizotopów i różnych źródeł" oraz tarcz" można znaleźć w tablicach np. [3]. Średnią dawkę pochłoniętą przez wybraną tarczę" (narząd) oblicza się ze wzoru: D = A-S [Gy] _ (4) po uprzednim obliczeniu skumulowanej aktywności A. 3. PORÓWNANIE DAWEK POCHŁONIĘTYCH OTRZYMYWANYCH PRZEZ PACJENTÓW W DIAGNOSTYCE RADIOIZOTOPOWEJ I RENTGENOWSKIEJ Porównanie dawek pochłoniętych przeprowadzono dla badań nerek, kości oraz sutka. W badaniach radioizotopowych używano Tc-99m z następującymi preparatami: 317
a) dla nerek 99m Tc-MAG3 (merkaptoacetyloglicyna) - 150 MBq i 99m Tc-DTPA (dietylenotriaminopentooctan sodu) - 200 MBq, b) dla kości 99m Tc-MDP (metylenodifosfonian) - 600 MBq i 99m Tc-HMDP (hydroxymetanodifosfonian) - 600 MBq, c) dla sutka 99m Tc-MIBI (metoksyizobutyloizonitryl) - 550 MBq. Podane powyżej aktywności podane są dla standardowego dorosłego pacjenta. Aktywności te są korygowane w zależności od masy ciała i wieku badanego. Wartości dawek pochłoniętych oszacowane w oparciu o dane literaturowe [2, 3] były odpowiednio równe dla nerek (renoscyntygrafia) l i 1,1 mgy, dla kości ok. 6 mgy, natomiast dla sutka (mammoscyntygrafia) ok. 6,5 mgy. Odpowiednio wartości dla badań rentgenowskich standardowego pacjenta (masa ciała około 70 kg) [8, 9] przy pomiarze dawki w powietrzu na powierzchni ciała, łącznie z promieniowaniem rozproszonym i przy zastosowaniu folii wzmacniających o czułości około 200 są: miednica i układ moczowy 10 mgy, kręgosłup lędźwiowy 10 mgy (AP) i 30 mgy (LAT), kręgosłup piersiowy 7 mgy (AP) i 20 mgy (LAT), zdjęcia mammograficzne bez kratki przeciw rozproszeniowej l mgy i z kratką 3 mgy dla zdjęć wykonywanych w projekcji osiowej mammografem z anodą molibdenową i takim też filtrem. Dawki pochłonięte w rentgenowskiej tomografii komputerowej dla badań kręgosłupa lędźwiowo-krzyżowego są równe 35 mgy w przeliczeniu na jeden skan (pomiar na fantomie). Należy podkreślić, że w rentgenodiagnostyce na wielkość dawki otrzymywanej przez pacjenta mają znaczący wpływ następujące czynniki: widmo energetyczne promieniowania (zależne od wysokiego napięcia i filtracji zestawu), natężenie promieniowania pierwotnego, rozmiary wiązki pierwotnej, jakość detektora (w rentgenografii rodzaj filmu i ekranu wzmacniającego) oraz prawidłowość procesu obróbki fotochemicznej zdjęć. Prawidłowy dobór wyżej wymienionych czynników może nawet o 2 rzędy wielkości zmniejszyć narażenie radiologiczne pacjenta [10]. 4. PODSUMOWANIE Powszechne stosowania promieniowania jonizującego w medycynie, zarówno w diagnostyce, jak i w terapii i wynikające stąd napromienienie pacjentów spowodowało przyjęcie przez Radę Unii Europejskiej Dyrektywy nr 97/43/EURATOM z dnia 30 czerwca 1997 roku [11] jako obowiązującej w krajach Unii. Dyrektywa ta dotyczy ochrony sanitarnej ludności przed ryzykiem związanym z promieniowaniem jonizującym przy naświetleniach do celów medycznych i stosuje się między innymi do naświetleń pacjenta w ramach diagnostyki lub leczenia indywidualnego. W stanowisku negocjacyjnym Polski bezpieczeństwo jądrowe i ochrona przed promieniowaniem 318
umieszczone zostały w obszarze Środowisko". Ze względu na to, że obecne polskie przepisy tylko częściowo odpowiadają wymaganiom Dyrektywy nr 97/43/EURATOM, a jej implementacja pociągnie za sobą działania organizacyjne, techniczne oraz ekonomiczne, Polska wniosła o 4-letni okres przejściowy w tym zakresie, który trwać będzie do 31 grudnia 2006 roku [12]. Powyższa Dyrektywa narzuca między innymi obowiązek optymalizacji i utrzymaniu na najniższym możliwym poziomie dawek, surowy nadzór nad urządzeniami radiologicznymi w zakresie ochrony przed promieniowaniem, wdrożenie stosownych programów gwarancji jakości, włącznie z kontrolą jakości oraz oceną dawek napromieniowania lub poziomu aktywności preparatów radioizotopowych. Dzięki wdrożeniu i w Polsce Dyrektywy nr 97/43/EURATOM nastąpi zmniejszenie narażenia radiologicznego pacjentów diagnozowanych przy użyciu promieniowania jonizującego. LITERATURA [1]. Królicki L.: Medycyna nuklearna. Fundacja im. L. Rydygiera, Warszawa 1996, 391 s. [2]. Międzynarodowe podstawowe normy ochrony przed promieniowaniem jonizującym i bezpieczeństwa źródeł promieniowania. Państwowa Agencja Atomistyki, Warszawa 1997, 353 s. (Tłumaczenie z angielskiego: Safety Series No. 115-1, IAEA, Vienna 1994). [3]. Dendy P.P., Heaton B.: Physics for Diagnostic Radiology. Second Edition. Institute of Physics Publishing, Bristol and Philadelphia 1999,446 s. [4]. Sorenson J.A., Phelps M.E.: Physics in Nuclear Medicine. Second Edition. W.B. Saunders Company, Philadelphia 1987, 590 s. [5]. ICRP Publication 53: Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals. 1987. [6]. ICRP Publication 80: Radiation Doses to Patients from Radiopharmaceuticals. Addendum 2 to ICRP Publication 53, 2002. [7]. http://www.saam.com. [8]. Sources and Effects of Ionizing Radiation, UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. United Nations, New York 1993, 922 s. [9]. Diagnostyka obrazowa - podstawy teoretyczne i metodyka badań. PZWL, Warszawa 2000, 576 s. [10]. Liniecki J.: Zasady systemu ochrony radiologicznej. W: Człowiek i promieniowanie. Red. A. Hrynkiewicz. PWN, Warszawa 2001, 225 s. [11]. Dziennik Urzędowy WE nr L 190 z dn. 9/7/1997 r. [12]. http://www.mos.gov.pl/integracja_europejska/stanowisko/uwagi_bj.html. 319