Определение доз облучения: Определение и расчет эффективных доз облучения пациентов

Содержание

Определение и расчет эффективных доз облучения пациентов

Определение эффективных доз облучения пациентов необходимо медицинской организации для учета доз, получаемых пациентами во время проведения рентгенологических исследований. Учет доз помогает предотвратить переоблучение пациентов.

Учет доз является обязательным и регламентируется следующими документами:

Федеральный закон №3-ФЗ от 09.01.1996;
МУ 2.6.1.2944-11;
МУ 2.6.1.3584-19;
СанПиН 2.6.1.1192-03;
СанПиН 2.6.1.2523-09;
СП 2.6.1.2612-10.

Внимание! Гражданин (пациент) в праве требовать предоставление полной информации о получаемой им дозе облучения и о возможных последствиях.

Расчет доз проводится ежегодно по измерениям радиационного выхода, либо по показаниям поверяемого дозиметра, измеряющего дозу на площадь.
Услуга предоставляется по заявке. Заказчик предоставляет информацию по проводимым рентгенологическим исследованиям на конкретном рентгеновском аппарате (заполняются бланки) и протокол контроля эксплуатационных параметров (при его наличии; при отсутствии проводятся измерения).

Расчет доз может выполнить любой сотрудник в соответствии с методическими рекомендациями.
Для расчета доз также возможно использование дозиметров с проходными ионизационными камерами для измерения дозы на площадь. Данные дозиметры должны входить в Госреестр средств измерений и ежегодно поверяться (или другим указанным межповерочным интервалом).
В Центре диагностики и телемедицины проводится подробный детальный расчет доз под конкретный аппарат и используемые рабочие режимы.
Для всех медицинских организаций сотрудники Испытательной лаборатории Центра диагностики и телемедицины проводят консультации и готовы предоставить всю необходимую информацию.

Согласно пункту 4.16 СанПиН 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ-99/2010), доза, полученная пациентом при проведении рентгенологического исследования или процедуры лучевой терапии, подлежит регистрации. Дозы должны вноситься в персональный лист учета доз медицинского облучения, являющийся приложением к его амбулаторной карте.

Помимо этого, в рентгеновском кабинете должен быть журнал или база данных учета рентгенологических исследований, куда ежедневно должны вноситься данные об индивидуальных эффективных дозах всех пациентов. Затем, по итогам года, эти данные обобщаются в форме государственного статического отчета 3-ДОЗ и сдаются в территориальный орган управления здравоохранением.
В результате оценки заказчик получает протокол расчета эффективных доз облучения пациентов, в случае проведения измерений — протокол измерения радиационного выхода рентгеновского аппарата.

Испытательная лаборатория Центра укомплектована квалифицированным персоналом, который имеет большой опыт работы в проведении исследований, испытаний и измерений.

При проведении испытаний используются поверенные средства, что гарантирует высокое качество выполняемых работ и достоверность полученной информации.
Испытательная лаборатория имеет все необходимые разрешительные документы на работу с источником ионизирующего излучения.

Измерения проводятся квалифицированными специалистами в аккредитованных на данный вид деятельности лабораториях (например, в Испытательной лаборатории Центра).

Чтобы заказать услугу, необходимо:

Подать заявку на разработку таблиц эффективных доз облучения пациентов. К заявке прилагается заполненный бланк типовых режимов рентгеновских исследований, проводимых на аппарате. Заявку можно отправить по электронной почте: [email protected]
Согласовать дату и время проведения измерений.

Выдача результатов выполненных работ:

Результаты можно получить по адресу: г. Москва, ул. Петровка, д. 24, стр. 1, каб. 325.
Режим работы: понедельник – пятница с 10:00 до 17:00.

Лабораторная работа № 7 — Электронный учебно-методический комплекс по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности»

Цель работы:

Ознакомиться с определением условий работы на зараженной территории.

Определение возможных доз облучения при действиях на РЭМ

Экспозиционная доза радиации Д за время от t₁ до t₂ определяется зависимостью:

(1) с учетом (1) получим: (2)

Экспозиционная доза гамма излучения Д∞, полученная за промежуток времени от t₁ до времени полного распада радиоактивных веществ, когда Р₂ – 0, равна

(3)

На практике для вычисления часто используют упрощенные формулы:

(4)

где Р_ср – средний уровень радиации, определяемый как среднее арифметическое из измерений уровня радиации:

(5)

где Р_ср – уровень радиации в момент входа

Р₁, Р₂ –уровни радиации на различное время

Р_вых — уровень радиации при входе на РЭМ

п — число измерений

Т- время пребывания на РЭМ

К_осл – коэффициент ослабления радиации

Изменение уровня радиации на РЭМ определяется по формуле (1) задания 3:

Р_t=Р_о*К_t

Уровень радиации снижается в 10 раз при семикратном увеличении времени, т.

е. если через час после Р₃ Р_о=300р/ч, то через 7 ч уровень радиации Р=10р/ч.

Задача 1. На объекте через 1 час после Р₃ замерен уровень радиации 300 р/ч. Определить дозы, которые получат рабочие объекта в производственном одноэтажном здании за 4 часа, если известно, что облучение началось через 8 часов после Р₃.

Решение:

1. Определим Т_вх = 8 час, Т_вых = 8+4 =12 час

2. Найдем по формуле (1) задания 3 значение уровней радиации на время входа и выхода:

Р₈ = Р₁(t₈/t₁)^-1,2 = 300(8/1)^-1,2 = 24,7 р/ч

Р₁₂ = Р₁(t₁₂ /t₁)^-1,2 = 300(12/1)^-1,2 =15,2 р/ч

3. По формуле (2) вычислим экспозиционную дозу, которую получат рабочие за 4 часа, если для производственного одноэтажного здания

К_осл= 7: Д=(5*24,7*8-5*15,2*12)/7=10,9 р.

Задача 2. Определить дозу радиации, которую могут получить люди за 4 часа спасательных работ на открытой местности, если команда прибыла в район работ с уровнем радиации в момент входа Р_вх далее уровень радиации измеряли каждый час.

Решение:

Вычислить с использованием приведенных выше формул.

Таблица 1. Исходные данные к задачам 1,2

Продолжение табл. 1

Примечание. Работы начали производить через 8 час. после Р₃

Для решения этой задачи исходными данными являются:

Уровень радиации в момент входа Р_вх
;
Заданная доза облучения Д_зад;
Коэффициент ослабления дозы радиации К_осл;
Время начала обучения Т_вх.

При этом необходимым является условие, чтобы полученная доза радиации Д, определенная по формуле (2), не превышала заданную:

Д = (5Р_вх*t_вх-5 Р_вых*t_вых)/К_осл<Д_зад (6)

Согласно (1) задания 3

Р_вых = Р_вх (t_вых/t_вх)^-1,2

t_вых=t_вх+Т

где Т – продолжительность обучения.

Решив систему уравнений, получаем значение допустимой продолжительности облучения:

Т = t_вх⁶/(t_вх

-Д_зад*К_осл/5Р_вх)⁵-t_вх (7)

Допустимое время пребывания на РЭМ можно приближено определить по формуле (8), полученной на основании формулы (6):

Т = Д_зад*К_осл/Р_вх (8)

Задача 3. Определить допустимую продолжительность пребывания рабочих на зараженной территории завода, если работы начались через 3 часа после Р, а уровень радиации в это время составлял 100 р/ч. Установлена допустимая доза 20 р. Работы ведутся внутри каменных 3-х этажных зданий. (Исходные данные приведены в табл.2).

Решение.

По табл.4 (1) К_осл=6
По формуле (7) вычислим Т=1,6ч.
Можно решить задачу по формуле (8): Т=1,2ч.

Таблица 2. Исходные данные к задаче 3

Вариант	Р_вх, р/ч	Д_зад, р	t_вх, ч	Степень защиты
1	100	20	3	Взять из табл.2,задания 3
2	120	10	1
3	200	20	2
4	120	10	2
5	150	25	3
6	100	20	4
7	130	25	2
8	150	20	3
9	140	20	2
10	120	25	3

Определение допустимого времени начала преодоления зон Р

₃

Эта задача решается в целях исключения облучения людей сверх установленных доз при преодолении зон заражения.

Исходными данными являются данные радиационной разведки по уровням радиации на маршруте движения и заданная экспозиционная доза излучения.

Задача 4. Р₃ произошло в 7ч.00м. По условиям обстановки следует преодолеть участок РЭМ. Уровни радиации на 1 час. после Р на маршруте движения составили: в точке 1-80 р/ч, 2-290 р/ч, 3-375 р/ч, 4-280 р/ч, 5-50 р/ч, 6-5 р-ч.

Определить допустимое время начала преодоления участка РЭМ при условии, что доза облучения за время преодоления зон не превысит 10р. Преодоление участка будет осуществляться на автомобиле со скоростью 20 км/ч, длина маршрута 10 км.

Решение.

Определяем средний уровень радиации Р_ср на 1 час после Р₃ по формуле (5): Р_ср = 180 р/ч
Продолжительность движения через участок РЭМ: 10/20=0,5 ч.
К_осл=2
Доза облучения + на 1 час после РЗ, определенная по формуле (4): Д₁=(180*0,5)/2=45
Отношение дозы через 1 ч после РЗ к заданной: Д₁/Д_зад= 45/10= 4,5
Коэффициент для пересчета уровней радиации пропорционален изменению уровня радиации во времени после Р3, а следовательно, и изменению экспозиционной дозы излучения. Тогда К_t = 4,5. По формуле (2) задания 3 К_t = (t₁/t_зад )-1,2 = 4,5; t_зад = 3,5ч.

Преодоление участка можно начать через 3,5 ч, т.е. в 10ч.30мин.

Таблица 3. Исходные данные к задаче 4

индивидуальные дозы облучения

Из технического регламента Евразийского экономического союза

«О безопасности продукции, предназначенной для защиты населения при чрезвычайных ситуациях природного и техногенного характера»:

Приборы дозиметрические для контроля индивидуальных доз облучения предназначены для осуществления контроля за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и иными источниками ионизирующего излучения, а также для определения доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений.

По измеряемым параметрам:

Приборы дозиметрические для контроля индивидуальных доз облучения должны позволять регистрировать дозу внешнего бета-излучения, нейтронов, рентгеновского и гамма-излучений в диапазонах, устанавливаемых документами, включенными в Перечень международных, национальных (государственных) стандартов РФ;

Индивидуальный контроль рентгеновского и гамма-излучения должен осуществляться с помощью дозиметров на основе ионизационных камер, электронных (на основе газоразрядных счетчиков и кремниевых полупроводниковых детекторов) прямопоказывающих дозиметров (ЭПД). Индивидуальный контроль рентгеновского, гамма-излучения и нейтронного излучения должен осуществляться с помощью термолюминесцентных гамма-нейтронных дозиметров (ТЛД). Индивидуальный контроль гамма-излучения должен осуществляться с помощью радиолюминесцентных гамма-дозиметров (РЛД).

Приборы дозиметрические для контроля индивидуальных доз облучения (термолюминесцентные, радиолюминесцентные дозиметры, персональные прямопоказывающие дозиметры гамма, рентгеновского и нейтронного излучения, сигнализаторы)

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ ПАЦИЕНТОВ ПРИ КОМПЬЮТЕРНОЙ ТОМОГРАФИИ В ФЕДЕРАЛЬНОМ ЛЕЧЕБНОМ УЧРЕЖДЕНИИ | Маткевич

1. Morin R.L., Seibert J.A., Boone J.M. Radiation dose and safety: Informatics standards and tools. J. Am. Coll. Radiol. 2014; 11 (12 Pt B): 1286–97.

2. Государственный доклад Роспотребнадзора «О состоянии сани- тарно-эпидемиологического благополучия населения в Российской Федерации в 2011 году». М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора; 2012: 268–9.

3. МУ 2.6.1.2944-11. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований. Методические указания (утв. Роспотребнадзором 19.07.2011). М.; 2011.

4. Синицын В.Е., Глазкова М.А., Мер- шина Е.А., Архипова И.М. Возможности снижения лучевой на- грузки при проведении МСКТ- коронарографии: использование адаптивной статистической итеративной реконструкции. Ангио- логия и сосудистая хирургия. 2012; 18 (3): 44–9.

5. Вишневская А.В., Кондратьев Е.В. Снижение эффективной дозы об- лучения при МСКТ-перфузии головного мозга с использованием итеративных реконструкций. Медицинская визуализация. 2013; 3: 41–51.

6. Smith-Bindman R. Environmental causes of breast cancer and radiation from medical imaging: findings from the Institute of Medicine report. Arch. Intern. Med. 2012; 172 (13): 1023–7.

7. European guidelines on quality criteria for computed tomography. Report EUR 16262. Brussels, Belgium: European Commission; 1999.

8. Hayton A., Wallace A., Marks P. et al. Australian diagnostic reference levels for multi detector computed tomography. Australas Phys. Eng. Sci. Med. 2013; 36 (1): 19–26.

9. Van der Molen A.J., Schilham A., Stoop P. et al. National survey on radiation dose in CT in the Netherlands. Insights Imaging. 2013; 4 (3): 383–90.

10. Tsapaki V., Aldrich J.E., Sharma R. et al. Dose reduction in CT while maintaining diagnostic confidence: diagnostic reference levels at routine head, chest, and abdominal CT – IAEA-coordinated research project. Radiology. 2006; 240 (3): 828–34.

11. International Atomic Energy Agency. Radiological protection for medical exposure to ionizing radiation safety guide. IAEA safety Standarts Series No. RS-G-1.5, Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency; 2002.

12. МР 2. 6.1.0066-12. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Применение референтных диагностических уровней для оптимизации радиационной защиты пациента в рентгенологических исследованиях общего назначения: Методические рекомендации (утв. Роспотребнадзором 23.07.2012). М.; 2012.

13. Goldschmidt F., De Gelder P., Beraha D. An approach to knowledge management for EUROSAFE projects: EUROSAFE 2005 «Safety Improvements – Reasons, Strategies, Implementation». Brussels, November 7-8, 2005, Seminar 2. Available at http:// www.eurosafe-forum.org/sites/ default/files/pe_390_24_1_seminar2 _10_2005.pdf.

Специалисты отвечают на вопросы о рентгене

Вреден ли рентген в стоматологии?

Современный рентген зубов не наносит никакого вреда организму человека! Клиника COSMODENT оборудована рентген-аппаратами фирмы Gendex (Германия), у которых излучаемые дозы настолько снижены, что это никак не может отразиться на здоровье.

Какая допустимая доза радиации?

Согласно СанПиН 2.6.1.1192-03 государством установлены нормы для диагностических рентген-снимков или научных исследований. Там сказано, что человек не должен получать облучение свыше 1000 мкЗв (микрозивертов) в год.

1000 МКЗВ – это сколько?

Это равно в год:

четырём сотням прицельным снимкам с помощью визиографа;
или 80 панорамным снимкам;
или 20 снимкам КЛКТ.

Ни один стоматолог никогда не назначит в течение года такое количество снимков одному пациенту!

Вредно ли использовать рентген для диагностики беременных?

В СанПиН указано, что рентген беременным можно делать только по самым необходимым показаниям.

Кроме того, по рекомендациям СанПиН, рентгенологические исследования следует проводить во второй половине беременности. Если, конечно, речь не идёт об оказании скорой помощи или о прерывании беременности.

Сколько радиации получает человек в обычной жизни?

Ежедневно вместе с солнечной радиацией и космическим излучением, излучением земной коры, излучением от некоторых строительных материалов — на нас воздействуют различные потоки радиации.

А кроме того:

за 3 часа полёта в самолете вы получаете дозу облучения в 40 мкЗв;
за перелет из Москвы в Америку и обратно – доза облучения составит уже 200-240 мкЗв;
400 мкЗв – такую среднюю годовую дозу радиации человек получает с едой.

На медицинские рентген-процедуры, как диагностические, так и лечебные, приходится всего 11,5% среди всех источников излучения.

Какие виды рентген-исследований назначают в клинике COSMODENT?

Для диагностики или контроля проведённого лечения врачи-стоматологи нашей клиники обычно назначают:

1 прицельный снимок на визиографе, имеющий дозу излучения около 3 мкЗв;
1 снимок конусно-лучевой компьютерной 3D-томографии (КЛКТ), имеющий дозу излучения от 45 до 60 мкЗв.

Это составляют мизерную долю от допустимой дозы в 1000 мкЗв в год.

Зачем нужен прицельный снимок?

В клинике COSMODENT прицельные снимки выполняются при помощи визиографа с небольшой лучевой нагрузкой. Снимок назначается для исследования одного или нескольких рядом стоящих зубов.

Прицельные снимки нужны:

для выявления глубины кариозного поражения, пульпита, периодонтита;
для обнаружения скрытых полостей, не видимых при визуальном осмотре;
для контроля качества проведённых манипуляций в процессе лечения корневых каналов;
для более локального уточнения данных, полученных при КЛКТ.

Что такое КЛКТ?

Конусно-лучевая компьютерная томография (КЛКТ) – это 3D-снимок (трёхмерный снимок) — самый информативный и совершенный метод диагностики. В клинике COSMODENT томография КЛКТ выполняется на аппарате Gendex (Германия). Она показывает реальную 3-мерную картину всей ротовой полости – на снимке хорошо видно положение всех зубов и их состояние. При этом доза излучения будет гораздо меньше по сравнению с дозой, получаемой во время серии прицельных снимков.

Для чего нужна компьютерная томограмма?

При терапевтическом лечении – если много пораженных зубов.
При диагностике серьезных заболеваний зубов и десен – для более точной локализации воспалительных процессов в костной ткани и выбора правильного метода лечения.
Чтобы не пропустить наличие дополнительного канала в зубе при эндодонтическом лечении.
Во время имплантации — КЛКТ помогает более точно выбрать наилучший участок для вживления имплантата, минимизируя риск осложнений.
В дентальной хирургии – при подсадке костной ткани и синус-лифтинге.
Для диагностики у взрослых во время ортодонтического лечения.

Может ли врач назначить рентген просто так, на всякий случай?

Нет, это запрещено СанПиНом. Просто так назначать рентген нельзя, он должен выполняться только по клиническим показаниям и быть обоснованным.

Мы гарантируем безопасность и обоснованность любой рентген-диагностики, которая проводится в клинике COSMODENT!

Радиоактивное загрязнение местности

Радиоактивное загрязнение местности при авариях на АЭС и других радиационно опасных объектах. Понятие о дозах облучения, уровнях загрязнения различных поверхностей и объектов (тела человека, одежды, техники, местности, поверхности, животных), продуктов

Радиоактивность — совсем не новое явление, как до сих пор считают некоторые, связывая ее со строительством АЭС и появлением ядерных боеприпасов. И радиоактивность, и сопутствующие ей ионизирующие излучения существовали на Земле задолго до зарождения на ней жизни.

Однако радиацию, как явление, человечество открыло всего чуть более ста лет тому назад.

В 1896 г. французский ученый Анри Беккерель положил несколько фотопластинок на стол, а сверху накрыл их минералом, содержащим уран. Когда проявил — обнаружил на них следы какого-то излучения. Позже этим явлением заинтересовалась Мария Кюри, молодой ученый химик, которая и ввела в обиход слово «радиоактивность».

Чуть раньше, в 1895 г. немецкий физик Вильгельм Рентген открыл лучи, которые и были названы его именем «рентгеновскими».

Ученые устремили свои усилия на разгадку одной из самых волнующих загадок всех времен, стремясь проникнуть в тайны материи. К великому сожалению, последующие их работы привели к созданию в США атомной бомбы (1945 г.) и только потом в СССР—атомной электростанции (1954 г.). Через три года со стапелей сошло первое в мире судно с атомной энергетической установкой — ледокол «Ленин». На сегодня в мире действует большое количество объектов с ядерными установками, вырабатывающими электрическую и тепловую энергию, приводящие в движение надводные и подводные корабли, работающие в научных целях.

Чернобыльская катастрофа (26 апреля 1986 г.) представляет собой событие века, которое почувствовали не только в России, на Украине, в Белоруссии, но и в других странах. Одиннадцать областей, в которых проживало 17 млн. человек, из них 2,5 млн. детей до 5-летнего возраста, оказались в зоне заражения. В районах жесткого радиационного контроля — 1 млн. человек Гомельской, Могилевской, частично Брянской, Житомирской, Киевской и Черниговской областей. Пострадало много людей не только от того, что они начинали ощущать на себе пагубное воздействие радиации, но и оттого, что большому количеству жителей пришлось покинуть свои дома, свои населенные пункты. Нельзя забывать — через Чернобыль, участвуя в работах по ликвидации, прошло несколько сотен тысяч человек. Для значительного количества людей это не прошло бесследно.

Радиоактивное загрязнение (заражение) местности происходит в двух случаях: при взрывах ядерных боеприпасов (см. тему 8) или при аварии на объектах с ядерными энергетическими установками.

На АЭС реактор является мощным источником накопления радиоактивных веществ. В качестве ядерного топлива применяются, главным образом, двуокись урана-238, обогащенная ураном-235. Топливо размещается в тепловыделяющих элементах— ТВЭЛАХ, а точнее в металлических трубках диаметром 6 — 15 мм, длиной до 4 м.

В активной зоне реактора, где находятся ТВЭЛЫ, происходит реакция деления ядер урана-235. В результате торможения осколков деления их кинетическая энергия разогревает реактор. Это тепло затем используется для получения пара, вращения турбин и выработки электрической энергии.

Во время реакции в ТВЭЛАХ накапливаются радиоактивные продукты деления. Если в бомбе процесс деления идет мгновенно, то в ТВЭЛАХ длится несколько месяцев и более. За этот срок короткоживущие изотопы распадаются. Поэтому идет накопление радионуклидов с большим периодом полураспада.

На фоне тугоплавкости большинства радионуклидов такие как теллур, йод, цезий обладают высокой летучестью. Вот почему аварийные выбросы реакторов всегда обогащены этими радионуклидами, из которых йод и цезий имеют наиболее важное воздействие на организм человека и животный мир. Как видим, состав аварийного выброса продуктов деления существенно отличается от состава продуктов ядерного взрыва. При ядерном взрыве преобладают радионуклиды с коротким периодом полураспада. Поэтому на следе радиоактивного облака происходит быстрый спад мощности дозы излучения. При авариях на АЭС характерно, во-первых, радиоактивное заражение атмосферы и местности легколетучими радионуклидами (йод, цезий и стронций), а, во-вторых, цезий и стронций обладают длительными периодами полураспада — до 30 лет. Поэтому такого резкого уменьшения мощности дозы, как это имеет место на следе ядерного взрыва, не наблюдается.

И еще одна особенность. При ядерном взрыве и образовании следа для людей главную опасность представляет внешнее облучение (90-95% от общей дозы). При аварии на АЭС с выбросом активного материала картина иная. Значительная часть продуктов деления ядерного топлива находится в парообразном и аэрозольном состоянии. Вот почему доза внешнего облучения здесь составляет 15%, а внутреннего — 85%.

Загрязнение местности от чернобыльской катастрофы происходило в ближайшей зоне (80 км) в течение 4-5 суток, а в дальней зоне примерно 15 дней. Наиболее сложная и опасная радиационная обстановка сложилась в 30-км зоне от АЭС, в Припяти и Чернобыле. Из-за этого оттуда было эвакуировано все население. К началу 1990 г. во многих районах мощность дозы уменьшилась и приблизилась к фоновым значениям 12—18 мкР/ч. Припять и Чернобыль и на сегодня представляют опасность для жизни.

Дозы облучения. Лучевая болезнь

При радиоактивном загрязнении местности от ядерных взрывов или при авариях на ядерных энергетических установках трудно создать условия, которые бы полностью исключали облучение. Поэтому при действии на местности, загрязненной радиоактивными веществами, устанавливаются определенные допустимые дозы облучения на тот или иной промежуток времени. Все это направлено на то, чтобы исключить радиационные поражения людей. Давно известно, что степень лучевых (радиационных) поражений зависит от полученной дозы и времени, в течение которого человек подвергался облучению. Надо понимать: не всякая доза облучения опасна для человека. Вам делают флюорографию, рентген зуба, желудка, сломанной руки, вы смотрите телевизор, летите на самолете, проводите радиоизотопное исследование — во всех этих случаях подвергаетесь дополнительному облучению. Но дозы эти малы, а потому и не опасны. Если она не превышает 50 Р, то лучевая болезнь исключается. Доза в 200-300 Р, полученная за короткий промежуток времени, может вызвать тяжелые радиационные поражения. Но если эту дозу получить в течение нескольких месяцев — это не приведет к заболеванию. Организм человека способен вырабатывать новые клетки, и взамен погибших при облучении появляются свежие. Идет процесс восстановления. Доза облучения может быть однократной и многократной. Однократным считается облучение, полученное за первые четверо суток. Если оно превышает четверо суток — считается многократным. Однократное облучение человека дозой 100 Р и более называют острым облучением. Соблюдение правил поведения и пределов допустимых доз облучения позволит исключить массовые поражения в зонах радиоактивного заражения местности. Ниже в таблице приводятся возможные последствия острого, однократного и многократного облучения человека в зависимости от дозы.

Доза облучения	Признаки поражения
50	Признаков поражения нет
100	При многократном облучении (10 — 30 суток) внешних признаков нет. При остром (однократном) облучении у 10% тошнота, рвота, слабость
200	При многократном в течение 3 мес. внешних признаков нет. При остром (однократном) появляются признаки лучевой болезни I степени
300	При многократном — первые признаки лучевой болезни. При остром облучении — лучевая болезнь II степени. В большинстве случаев можно выздороветь
400 – 700	Лучевая болезнь III степени. Головная боль, температура, слабость, тошнота, рвота, понос, кровоизлияние внутрь, изменение состава крови. При отсутствии лечения – смерть
Более 700	В большинстве случаев смертельный исход
Более 1000	Молниеносная форма лучевой болезни, гибель в первые сутки

Основные поражающие факторы ядерного оружия и ядерных взрывов.

При ядерном взрыве в атмосфере возникают следующие поражающие факторы:

— воздушная ударная волна;

— световое излучение;

— проникающая радиация;

— электромагнитный импульс;

— радиоактивное заражение местности (только при наземном (подземном) взрыве).

Воздушная ударная волна – это область резкого сжатия воздуха, распространяющаяся во все стороны от центра взрыва со сверхзвуковой скоростью.

Источником возникновения ударной волны являются высокое давление в области взрыва (миллиарды атмосфер) и температура, достигающая миллионов градусов.

Защитой от ударной волны являются убежища. На открытой местности действие ударной волны снижается различными углублениями, препятствиями. Рекомендуется лечь на землю головой по направлению к взрыву, лучше в углубление или за складку местности.

Световое излучение – представляет собой поток лучистой энергии, включающий ультрафиолетовую, видимую и инфракрасную области спектра.

Защитой от светового излучения может служить любая непрозрачная преграда.

Проникающая радиация — представляет собой y- излучение и поток нейтронов, испускаемых из зоны ядерного взрыва.

Время действия проникающей радиации составляет 15-20 секунд. Поражающее действие ПР на материалы характеризуется поглощенной дозой, мощностью дозы и потоком нейтронов.

Радиоактивное заражение местности.

Его источником являются продукты деления ядерного горючего, радиоактивные изотопы, образующиеся в грунте и других материалах под воздействием нейтронов – наведенная активность, а также неразделившаяся часть ядерного заряда.

Самостоятельная защита от радиации | Information for Individuals with Limited English Proficiency

Радиоактивное излучение является частью нашей жизни. Вокруг нас постоянно присутствует фоновая радиация, излучаемая в основном природными минералами. К счастью, ситуации, в которых среднестатистический индивид подвергается воздействию неконтролируемых источников радиации, превышающей фоновую, очень редки. Тем не менее, целесообразно подготовиться и знать, как действовать в случае подобной ситуации.

Лучший способ подготовиться — это понять принципы защиты от радиации с помощью времени, расстояния и экранирования. Во время радиологической аварийной ситуации (большого выброса радиоактивных веществ в окружающую среду) мы можем воспользоваться этими принципами для самозащиты и защиты своих семей.

Содержание страницы:

Время, расстояние и экранирование

Время, расстояние и экранирование снижают воздействие радиации примерно так же, как они защищают вас от чрезмерного солнечного воздействия:

Время: для тех, кто подвергается дополнительному воздействию радиоактивного излучения помимо естественной фоновой радиации, ограничение или сокращение времени воздействия снижает дозу радиации.
Расстояние: точно так же, как тепло от огня ослабевает по мере того, как вы отдаляетесь от него, доза радиации значительно снижается по мере увеличения расстояния от источника излучения.
Экранирование: барьеры из свинца, бетона или воды обеспечивают защиту от проникающих гамма-лучей и рентгеновского излучения. По этой причине некоторые радиоактивные вещества хранятся под водой или в облицованных бетоном или свинцом помещениях, а стоматологи кладут свинцовое одеяло на пациентов, делая рентгеновские снимки зубов. Следовательно, установка надежного экрана между вами и источником радиоактивного излучения значительно снизит или устранит получаемую дозу облучения.

Верх страницы

Радиационные аварийные ситуации

На практике было подтверждено, что при крупномасштабном выбросе радиации, например, вследствие аварии на атомной электростанции или в результате террористического акта, нижеследующие рекомендации обеспечивают максимальную защиту.

В случае радиационной аварии, вы можете принять следующие меры для защиты себя, своих близких и ваших домашних животных: Зайди в укрытие, Оставайся в укрытии и Будь на связи. Выполняйте рекомендации аварийной бригады и представителей спасательных служб.

Зайди в укрытие

В случае радиационной опасности вас могут попросить войти в помещение и укрыться там на некоторое время.

Данное действие называется «Обеспечение локального убежища».
Находитесь в центре здания или подвала, подальше от дверей и окон.
Возьмите с собой в укрытие домашних животных.

Оставайся в укрытии

Здания способны обеспечить ощутимую защиту от радиоактивного излучения. Чем больше стен между вами и внешним миром, тем больше барьеров между вами и радиоактивным веществом снаружи. Своевременное укрытие в помещениях и пребывание в них после радиологического инцидента способно ограничить воздействие радиации и, возможно, спасет вам жизнь.

Закройте окна и двери.
Примите душ или протрите открытые части тела влажной тканью.
Пейте бутилированную воду и принимайте пищу из герметично закрывающейся тары.

Будь на связи

Сотрудники экстренных служб обучены реагировать на аварийные ситуации и будут принимать конкретные меры для обеспечения безопасности людей. Оповещение может осуществляться через социальные сети, системы экстренного оповещения, телевидение или радио.

Получайте оперативную информацию с помощью радио, телевидения, интернета, мобильных устройств и т. д.
Сотрудники экстренных служб предоставят информацию о том, куда следует обратиться для проверки на радиоактивное заражение.

Если вы обнаружили источник радиоактивного излучения или соприкасались с ним, свяжитесь с ближайшим к вам государственным управлением радиационного контроля [вы покидаете сайт EPA].

Верх страницы

Куда обращаться в случае радиационной аварийной ситуации

Переместитесь в подвальное помещение или в центр прочного здания. Радиоактивное вещество оседает снаружи зданий, поэтому лучше всего держаться как можно дальше от стен и крыши. Оставайтесь внутри здания по крайней мере в течение суток, пока сотрудники аварийно-спасательной службы не оповестят вас о том, что выходить наружу безопасно.

Верх страницы

Подготовка к радиационной аварийной ситуации

На случай любой чрезвычайной ситуации важно иметь действующий план, для того, чтобы вы и ваша семья знали, как реагировать при возникновении реальной чрезвычайной ситуации. Чтобы подготовить себя и свою семью, уже сейчас выполните следующие этапы:

Защитите себя: в случае возникновения радиационной аварийной ситуации, зайдите в укрытие, оставайтесь в укрытии и будьте на связи. Повторяйте эту рекомендацию членам вашей семьи в период отсутствия чрезвычайных ситуаций, чтобы они знали, как действовать в случае радиационной аварии.
Составьте семейный план связи в экстренных случаях: поделитесь семейным планом связи с вашими близкими и отрабатывайте его, чтобы ваша семья знала, как реагировать в чрезвычайной ситуации. Для получения дополнительной информации о создании плана, включая шаблоны, посетите раздел «Make a Plan» на сайте Ready.gov/plan (на английском языке).
Соберите комплект на случай чрезвычайных ситуаций: Данный комплект может использоваться в любой чрезвычайной ситуации и включает в себя нескоропортящиеся продукты питания, радио с питанием от батареек или генератора с ручным приводом, воду, фонарик, батарейки, средства первой медицинской помощи и копии важных для вас документов, если вам предстоит эвакуация. Для получения дополнительной информации о том, что входит в комплект, см. раздел «Basic Disaster Supplies Kit» на сайте Ready.gov/kit (на английском языке).
Ознакомьтесь с планом действий при радиационных чрезвычайных ситуациях в вашей общине: проконсультируйтесь с местными должностными лицами, со школой вашего ребенка, по месту вашей работы и т.д., чтобы выяснить, насколько они готовы к радиологической чрезвычайной ситуации.
Ознакомьтесь с Системой сигнализации и оповещения населения о возникновении аварийных ситуаций: Эта система будет использоваться для оповещения населения в случае возникновения радиологического инцидента. Во многих общинах для экстренных уведомлений есть системы оповещения текстовыми сообщениями или электронной почтой. Чтобы узнать, какие оповещения доступны в вашем регионе, введите в Интернете в строке поиска название вашего поселка, города или округа и слово «оповещение» (“alerts”).
Определите достоверные источники информации: уже сейчас определите для себя надежные источники информации и вернитесь к этим источникам в случае возникновения чрезвычайной ситуации для получения сообщений и инструкций. К сожалению, из прошлых бедствий и чрезвычайных ситуаций, мы знаем, что немногочисленные группы лиц могут воспользоваться возможностью распространять ложную информацию.

Верх страницы

Йодид калия (KI)

Не принимайте йодид калия (KI) и не давайте его другим, за исключением случаев, когда это специально рекомендовано отделом здравоохранения, сотрудниками спасательных служб или вашим врачом.

КI предписывается только в случаях попадания в окружающую среду радиоактивного йода и защищает только щитовидную железу. КI работает путем заполнения щитовидной железы человека стабильным йодом, тогда как вредный радиоактивный йод из выброса не поглощается, тем самым снижая риск развития рака щитовидной железы в будущем.

Ниже приведены вопросы и ответы со страницы Йодистый калий (KI) на веб-сайте Центров по контролю и профилактике заболеваний (CDC) (на английском).

Что такое йодид калия?

KI (йодид калия) не удерживает радиоактивный йод от попадания в организм и не способен устранить последствия для здоровья, вызванные радиоактивным йодом при повреждения щитовидной железы.

KI (йодид калия) защищает от радиоактивного йода только щитовидную железу, но не другие части тела.

KI (йодид калия) не способен защитить организм от других радиоактивных элементов, кроме радиоактивного йода— при отсутствии радиоактивного йода прием KI не обеспечивает защиту и может нанести вред.

Поваренная соль и продукты, богатые йодом, не содержат достаточного количества йода, необходимого для предотвращения попадания радиоактивного йода в щитовидную железу. Не используйте поваренную соль или продукты питания в качестве замены KI.

Как работает KI (йодид калия)?

Щитовидная железа не способна отличать стабильный йод от радиоактивного. Она абсорбирует оба вида йода.

KI (йодид калия) предотвращает попадание радиоактивного йода в щитовидную железу. Когда человек принимает KI, стабильный йод в препарате поглощается щитовидной железой. Поскольку KI содержит очень много стабильного йода, щитовидная железа «переполняется» и более не может абсорбировать йод—ни стабильный, ни радиоактивный— на ближайшие 24 часа.

KI (йодид калия) не может обеспечить 100% защиты от радиоактивного йода. Защищенность будет возрастать в зависимости от трех факторов.

Время после радиоактивного заражения: чем скорее человек примет KI, тем больше времени будет у щитовидной железы, чтобы «заправиться» стабильным йодом.
Абсорбция: количество стабильного йода, который попадает в щитовидную железу, зависит от того, как быстро KI всасывается в кровь.
Доза радиоактивного йода: сведение к минимуму общего количества радиоактивного йода, полученного человеком, снижает количество вредного радиоактивного йода, который поглощается щитовидной железой.

Как часто следует принимать KI (йодид калия)?

Прием более сильной дозы KI (йодида калия) или же прием KI чаще, чем рекомендуется, не обеспечивает большей защиты и может вызвать тяжелую болезнь или смерть.

Разовая доза KI (йодида калия) защищает щитовидную железу в течение 24 часов. Для защиты щитовидной железы, как правило, вполне достаточно одноразовой дозы в установленных размерах.

В некоторых случаях люди могут подвергаться воздействию радиоактивного йода более суток. Если это случится, сотрудники органов здравоохранения или спасательных служб могут порекомендовать вам принимать одну дозу KI (йодида калия) каждые 24 часа в течение нескольких дней.

Каковы побочные эффекты KI (йодида калия)?

Побочные эффекты KI (йодида калия) могут включать расстройство желудка или желудочно-кишечного тракта, аллергические реакции, сыпь и воспаление слюнных желез.

При приеме в соответствии с рекомендациями KI (йодид калия) изредка может оказать вредное воздействие на здоровье, связанное со щитовидной железой.

Эти редкие побочные эффекты более вероятны в тех случаях, если человек:

принимает дозу KI выше, чем рекомендуется
принимает препарат несколько дней подряд
уже имеет заболевание щитовидной железы

Новорожденные младенцы (в возрасте до 1 месяца), получающие более одной дозы KI (йодида калия), подвергаются риску развития состояния, известного как гипотиреоз (слишком низкий уровень гормонов щитовидной железы). при отсутствии лечения гипотиреоз может привести к повреждению головного мозга.

Младенцы, получающие более одной дозы KI, должны проходить проверку уровня гормонов щитовидной железы и находиться под наблюдением врача.
Избегайте повторного введения KI новорожденным.

Верх страницы

Что такое доза облучения?

Доза медицинского излучения не похожа на дозу лекарства. Что касается дозы облучения, то существуют разные типы и единицы измерения. Доза облучения — сложная тема.

Почему существуют разные способы измерения дозы радиации?

Когда вы думаете о дозе лекарства, вы думаете об абсолютном измерении количества, которое вы принимаете. Но радиация не измеряется количеством, которое вы принимаете.

Излучение от медицинских осмотров похоже на солнечный свет.Воздействие солнечного света на кожу зависит от интенсивности света и от того, как долго человек находится в нем.

Факторы солнечного света:

Интенсивность
Длительность выдержки
Чувствительность кожи

Люди часто описывают уровень пребывания на солнце в зависимости от его воздействия на кожу. Друзья могут сказать: «У тебя много солнца». Или: «Ты красный, это должно быть больно». Они измеряют количество солнечного света, которому вы подверглись, по тому, что они видят.

Точно так же доза радиации расскажет нам о влиянии радиации на ткани. Дозу облучения можно измерить несколькими способами.

Дозы излучения

Что могут сказать нам эти разные дозы:

Поглощенная доза используется для оценки возможности биохимических изменений в определенных тканях.
Эквивалентная доза используется для оценки ожидаемого биологического ущерба от поглощенной дозы. (Различные виды излучения обладают разными повреждающими свойствами.)
Эффективная доза используется для оценки возможности долгосрочных эффектов, которые могут возникнуть в будущем.

Определения

Давайте начнем с того, что узнаем, что означают термины «дозы».

Определение 1

Поглощенная доза — это концентрация энергии, депонированной в ткани в результате воздействия ионизирующего излучения. Примечание: в данном случае это означает энергию, поглощаемую тканями человека.

Рентгеновские лучи, в отличие от солнечного света, могут проникать глубоко в тело и накапливать энергию во внутренних органах.Рентгеновские лучи могут проходить даже через тело человека.

Поглощенная доза описывает интенсивность энергии, вложенной в любое небольшое количество ткани, расположенной в любом месте тела.

Единицей измерения поглощенной дозы является миллигрей (мГр).

Если у вас есть компьютерная томография верхней части живота, поглощенная доза в грудную клетку очень мала, потому что она подверглась воздействию небольшого количества рассеянного излучения. Поглощенная доза для вашего желудка, поджелудочной железы, печени и других органов является наибольшей, потому что они подверглись прямому воздействию.

Определение 2

Эквивалентная доза — это величина, которая учитывает повреждающие свойства различных типов излучения. (Не все излучения одинаковы.)

Поглощенная доза в сравнении с эквивалентной дозой

Разница между дозой, поглощенной в ткани, и эквивалентной дозой:

Поглощенная доза показывает нам запас энергии в небольшом объеме ткани.
Эквивалентная доза относится к воздействию, которое тип излучения оказывает на ткань.

Поскольку все излучения, используемые в диагностической медицине, имеют одинаковый потенциал низкого вреда, поглощенная доза и эквивалентная доза численно одинаковы. Только единицы разные.

Для диагностического излучения: эквивалентная доза в миллизивертах (мЗв) = поглощенная доза в мГр.

Определение 3

Эффективная доза — это расчетное значение, измеренное в мЗв, которое учитывает три фактора:

поглощенная доза на все органы тела
— относительный уровень вреда от излучения,
чувствительность каждого органа к радиации.

Эффективная доза: Количество эффективной дозы помогает нам учитывать чувствительность.

Различные части тела имеют разную чувствительность к радиации. Например, голова менее чувствительна, чем грудь.

Эффективная доза относится к общему долгосрочному риску для человека от процедуры и полезна для сравнения рисков от различных процедур.

Эффективная доза не предназначена для применения конкретному пациенту.

Фактический риск для пациента может быть выше или ниже, в зависимости от размера пациента и типа процедуры.

Пример поглощенной дозы, эквивалентной дозы и эффективной дозы. Если у вас КТ брюшной полости, какова доза на брюшную полость?

Типичная поглощенная доза: 20 мГр
Типичная эквивалентная доза: 20 мЗв
Типичная эффективная доза: 15 мЗв

Какую дозу следует использовать для оценки потенциальных долгосрочных рисков от различных процедур?

Измерения поглощенной и эквивалентной дозы можно использовать для оценки краткосрочного риска для тканей.(Краткосрочный срок — от недель до месяцев.)

При правильно выполненных диагностических исследованиях не будет кратковременных эффектов радиационного воздействия, поэтому поглощенная доза и эквивалентная доза не очень полезны.

Для пациентов наиболее важной величиной дозы является эффективная доза, поскольку она позволяет просто сравнивать долгосрочные риски.

Итого

Доза облучения — это не лекарство. Доза радиации — это не то же самое, что доза лекарства.

Доза облучения имеет множество форм и включает поглощенную дозу, эквивалентную дозу и эффективную дозу.

Существует несколько величин, в которых измеряется доза (например, мГр, мЗв). Существуют и другие величины доз, которые не обсуждались.

Понятия о дозе облучения могут сбивать с толку. Вы и ваш радиолог или медицинский физик должны работать вместе, чтобы ответить на ваши вопросы о дозе облучения.

Для получения дополнительной информации см. Страницу «Доза излучения при КТ и рентгеновских исследованиях».

[Оценка радиационного облучения и радиационного риска для сотрудников лаборатории катетеризации сердца]

Персонал интервенционных радиологических процедур подвергается воздействию высоких уровней ионизирующего излучения.Это особенно относится к мерам в лабораториях катетеризации сердца. В этом исследовании годовое облучение персонала оценивалось путем измерения мощности дозы в характерных условиях. Можно показать, что результирующее радиационное облучение сильно зависит от мер радиационной защиты, а также от условий эксплуатации рентгеновской трубки. Эффективная доза для врача, носящего свинцовый фартук и щит для щитовидной железы, составила около 1,7 мЗв / год.Без щитовидной железы эффективная доза составила около 3,5 мЗв / год. Это примерно соответствует естественному фоновому излучению около 2,4 мЗв / год в Федеративной Республике Германии. По количеству выполненных процедур мы можем получить эффективную дозу примерно 1-2 мкЗв на каждое приложение для врача, усредненную по всем типам процедур. Кроме того, можно было показать, что показания значков пленки, которые обычно носят персонал, занижают эффективную дозу примерно в два раза.Это связано с тем, что на пленочных значках не учитывается вклад незащищенных частей тела в эффективную дозу. Исходя из расчетной годовой эффективной дозы, пожизненная доза составила 68 мЗв за 40-летнюю трудовую карьеру. Соответствующий пожизненный риск индуцированного смертельного рака из-за радиационного воздействия был определен как 0,3% с применением фактора риска МКРЗ 4 x 10 (-2) Зв-1. Принимая во внимание рекомендации NCRP по безопасному занятию, работа в лаборатории катетеризации сердца может считаться безопасной при применении всех мер радиационной защиты.Однако изменение мер защиты и изменение параметров рентгеновской трубки может привести к сильным изменениям радиационного облучения и, как следствие, оценке риска.

Определение дозы облучения в результате проглатывания и вдыхания радона

Али Н., Хан ЕС, Ахтер П., Хан Ф., Вахид А. (2010) Оценка средней годовой эффективной дозы через концентрацию радона в воде и воздухе помещений Исламабада и Мюрри. Дозиметрия Radiat Prot 141 (2): 183–191

CAS Статья Google Scholar

Аль-Казвини А.Т., Хасан М.А. (2003) Концентрация радона в питьевой воде и горячих источниках Иордании.J Radiol Prot 23: 439–448

CAS Статья Google Scholar

Арора В., Баджва Б.С., Сингх С. (2011) Измерения концентраций радона в пробах грунтовых вод тектонически активных районов штата Химачал-Прадеш, Северо-Западные Гималаи, Индия. Radiat Prot Environ 34: 50–54

Google Scholar

Barnett JM, Holbert KE, Stewart BD, Hood WK (1995) Оценки дозы в легких по ²²² Rn в подземных водах Аризоны на основе измерений жидкостной сцинтилляции.Health Phys 68: 699–703

CAS Статья Google Scholar

Бинеш А., Мохаммади С., Мовлави А.А., Парвареш П. (2010) Оценка дозы облучения от приема внутрь и вдыхания радона в питьевую воду. Int J Water Resour Environ Eng 2 (7): 174–178

Google Scholar

Бойс Дж. Д., Мумма М., Швейцер С., Блот В. Дж. (2003) Смертность от рака в графстве Техас с предшествующими работами по добыче и переработке урана, 1950–2001 годы.J Radiol Prot 23 (3): 247–262

Статья Google Scholar

Бураи А.А., Гусейн Г.С., Раутела Б.С., Джоши В., Прасад Г., Рамола Р.К. (2012) Вариации концентрации радона в грунтовых водах Кумаон Гималаи, Индия. Radiat Prot Dosimetry. DOI: 10.1093 / rpd / ncs186

Google Scholar

Чевик У., Дамла Н., Карахан Г., Челеби Н., Кобя А.И. (2006) Естественная радиоактивность в водопроводных водах восточного черноморского региона Турции.Radiat Prot Dosimetry 118: 88–92

CAS Статья Google Scholar

Чандрашекара М.С., Веда С.М., Парамеш Л. (2012) Исследования доз облучения от радиоактивных элементов, присутствующих в пробах грунтовых вод и почвы вокруг города Майсур, Индия. Дозиметрия Radiat Prot 149 (3): 315–320. DOI: 10.1093 / rpd / ncr231

CAS Статья Google Scholar

Chen Jing (2010) Дозы для детей от приема внутрь.Дозиметрия Radiat Prot 142 (1): 46–50

CAS Статья Google Scholar

Чуби В.М., Рамола Р.К. (1997) Корреляция между геологией и уровнями радона в грунтовых водах, почве и воздухе помещений в долине Билангана, Гарвал, Гималаи, Индия. J Environ Geol 32: 258–262

CAS Статья Google Scholar

Чуби В.М., Рамола Р.К., Шарма К.К. (1994) Исследования почвенного газа и радона в помещениях в Дун-Вэлли, Индия.Nucl Geophys 8: 49–54

CAS Google Scholar

Чубей В.М., Рамачандран Т.В., Неги М.С., Рамола Р.Ц. (2000) Калибровка радонового эманометра. Ind J Environ Prot 20: 329–331

CAS Google Scholar

Duenas C, Fernandez MC, Carretero J, Liger E, Canete S (1999) ²²⁶ Ra и ²²² Концентрации и дозы Rn в бутилированной воде в Испании.J Environ Radioact 45: 283–290

CAS Статья Google Scholar

Durridge Company Inc (2009) RAD7 RAD H ₂ O — руководство по эксплуатации принадлежностей для радона в воде. [http://www.durridge.com/documentation/RADh3OManual.pdf]

Эндерле Г.Дж., Фридрих К. (1995) Восточногерманские уранодобывающие предприятия (Висмут) — условия воздействия и последствия для здоровья. Стволовые клетки 13 (Приложение 1): 78–89

Google Scholar

ЕС (1998) Директива Комиссии Европейского Союза об определении требований к параметрам радиоактивности для мониторинга качества воды для Директивы Совета 98/83 от 3 ноября 1998 г. о качестве воды, предназначенной для потребления человеком, Проект v3.0 29/11/2005

ЕС (2001a) Рекомендация Комиссии Европейского Союза от 20 декабря 2001 г. о защите населения от воздействия радона в питьевой воде, 2001/982 / Евратом (уведомление под номером C (2001) 4580) (http://eurpa.eu.int/comm/energy/nuclear/radioprotection/ doc.legislation / 019280_en.pdf)

ЕС (2001b) Рекомендация Комиссии Европейского Союза по защите населения от воздействия радон в системах питьевого водоснабжения.Офис J Eur Community L 344: 85–88

Google Scholar

Folger PF, Nyberg P, Wanty RB, Poeter E (1994) Взаимосвязь между ²²² Rn, растворенным в запасах грунтовых вод и внутри помещений ²²² Rn концентрации в некоторых домах Colorado Front Range. Health Phys 67: 244–252

Статья Google Scholar

Gillmore GK, Grattan J, Pyatt FB, Phillips PS, Pearce G (2002) Радон, вода и заброшенные металлургические рудники в Великобритании: последствия для окружающей среды и здоровья человека.В: Меркель Б.Дж., Планер-Фридрих Б., Волькерсдорфер (ред.) Ч .: Уран в водной среде, стр. 65–76.

Годиш Т. (2001) Качество внутренней среды. CRC Press LLC, Бока-Ратон

Google Scholar

Gruber V, Maringer FJ, Landstetter C (2009) Радон и другие природные радионуклиды в питьевой воде в Австрии; измерение и оценка. Appl Radiat Isot 67: 913–917

CAS Статья Google Scholar

HO W (2008) Всемирная организация здравоохранения — Руководство по качеству питьевой воды, том 1.Публикация Всемирной организации здравоохранения, Нью-Йорк, стр. 197–209

Google Scholar

Hunse TM, Najeeb KMd, Rajarajan K, Muthukkannan M (2010) Присутствие радона в грунтовых водах в некоторых частях Бангалора. J Geol Soc India 75: 704–708

CAS Статья Google Scholar

МАГАТЭ (1996) Международное агентство по атомной энергии — международные основные стандарты безопасности для защиты от ионизирующего излучения и безопасности источников излучения.Вена, Серия безопасности 115

ICRP (1994) Международная комиссия по радиологической защите — защита от ²²² Rn дома и на работе. Pergamon Press, Публикация МКРЗ № 65, Оксфорд

Google Scholar

ICRP (1996) Международная комиссия по радиологической защите — Зависимые от возраста дозы для населения от поступления радионуклидов: часть 5, компиляция коэффициентов дозы при проглатывании и ингаляции.Публикация ICRP 72. Ann ICRP 26 (1)

Kearfott KJ (1989) Предварительные опыты с домами в Аризоне, работающими на газе 222Rn. Health Phys 56: 169–179

CAS Статья Google Scholar

Кендал Г.М., Смит Т.Дж. (2002) Доза для органов и тканей от радона и продуктов его распада. J Radiol Prot 22: 389–406

Статья Google Scholar

Хан А.Дж. (2000) Исследование уровней радона в жилых домах Индии, влияющих факторов и рисков рака легких.Radiat Meas 32: 87–92

CAS Статья Google Scholar

Хан Ф., Али Н., Хан ЕС, Хаттак Н.Ю., Хан К. (2010) Радоновый мониторинг в водных источниках городов Балакот и Мансехра, расположенных на линии геологического разлома. Дозиметрия Radiat Prot 138 (2): 174–179

CAS Статья Google Scholar

Хаттак Н.У., Хан М.А., Шах М.Т., Джавед М.В. (2011) Концентрация радона в источниках питьевой воды в главном кампусе Университета Пешавара и прилегающих районах, Хайбер-Пахтунхва, Пакистан.J. Radioanal Nucl Chem. 290: 493–505. DOI: 10.1007 / s10967-011-1297-2

CAS Статья Google Scholar

Кусик М., Цесла К.М. (2002) Уровни радона в бытовых водах на юге Польши. Нуклеоника 47: 65–68

CAS Google Scholar

Ли Дж. М., Ким Дж. (2006) Простой и быстрый метод анализа радона в прибрежных и грунтовых водах с использованием монитора радона в воздухе.J Environ Radioact 89: 219–228

CAS Статья Google Scholar

Li X, Zheng B, Wang Y, Wang X (2006) Исследование суточных и сезонных колебаний концентраций радона в подземных зданиях. J Environ Radioact 87: 101–106

CAS Статья Google Scholar

Mose DG, Mushrush GW, Chrosniak C (1990) Радон внутри помещений и радон из колодезной воды в Вирджинии и Мэриленде.Arch Environ Contam Toxicol 19 (6): 952–956

CAS Статья Google Scholar

Mowlavi AA, Fornasier MR, de Denaro M, Binesh A (2012) Измерение радона внутри помещений и оценка эффективной дозы 150 квартир в Мешхеде, Иран. Оценка окружающей среды 184: 1085–1088. DOI: 10.1007 / s10661-011-2022-x

CAS Статья Google Scholar

Muhammad BG, Jaafar MS, Azhar AR, Akpa TC (2012) Измерения концентрации активности ²²² Rn в домашних источниках воды в Пенанге, Северный полуостров Малайзии.Дозиметрия радиационной защиты 149 (3): 340–346. DOI: 10.1093 / rpd / ncr230

CAS Статья Google Scholar

Németh Cs, Tokonami S, Ishikawa T., Takahashi H, Zhuo W., Shimo M (2006) Измерения радона, торона и их дочерних продуктов в префектуре Гифу, Япония. J Radioanal Nuclear Chem 267 (1): 9–12

Статья Google Scholar

Николов Дж., Тодорович Н., Форкапич С., Бикит I, Мрджа Д. (2011) Радон в питьевой воде в Нови-Саде.World Acad Sci Eng Technol 76: 307–310

Google Scholar

Онер Ф., Ялим Х.А., Аккурт А., Орбай М. (2009) Измерения концентраций радона в питьевой воде и воде реки Ешилирмак в районе Амасья в Турции. Дозиметрия Radiat Prot 133 (4): 223–226

CAS Статья Google Scholar

Paulus LR (1995) Оценка концентраций радона в грунтовых водах из колодцев и источников в штате Айдахо.Диссертация на соискание ученой степени магистра, Государственный университет Айдахо, Покателло, Айдахо

Порчелли Д., Сварценски П.В. (2003) Поведение нуклидов серий U и Th в подземных водах. Обзоры по минералогии и геохимии. Geochem Soc Mineral Soc Am 52: 317–356

CAS Статья Google Scholar

Пурхабиб З., Бинеш А., Арабшахи Х. (2011) Оценка дозы радиации от проглатывания и вдыхания радона в системах водоснабжения Садатшехра и Джавахерде в Иране.Environ Res J 5 (4): 170–172. DOI: 10.3923 / erj.2011.170.172

Артикул Google Scholar

Причард Х.М. (1987) Перенос радона из бытовой воды в воздух помещений. J AWWA 79 (4): 159–161

CAS Google Scholar

Рамола Р.К., Сингх С., Вирк Х.С. (1988) Исследования радона над основным пограничным надвигом около Дехрадуна, Индия. Nucl Tracks Radiat Meas 15: 617–619

CAS Статья Google Scholar

Рамола Р.К., Сандху А.С., Сингх М., Вирк Х.С. (1989) Геохимические исследования урана с использованием методов измерения радона.Nucl Geophy 3: 57–69

CAS Google Scholar

Рамола Р.К., Сингх М., Сандху А.С., Сингх С., Вирк Х.С. (1990) Использование радона в качестве предвестника землетрясений. Nucl Geophys 4: 275–287

Google Scholar

Рамола Р.К., Чубей В.М., Прасад Й., Прасад Г., Бартарья С.К. (2006) Изменение концентрации радона и мощности дозы наземного гамма-излучения в зависимости от литологии в южной части Гималаев Кумаон, Индия.Radiat Meas 41: 714–720

CAS Статья Google Scholar

Рускони Р., Форте М., Бадаламенти П., Беллинцона С., Галлини Р., Мальтезе С., Ромео С., Сгорбати Г. (2004) Мониторинг водопроводной воды в Милане: планирование, методы и результаты. Дозиметрия радиационной защиты 111 (4): 373–376. DOI: 10.1093 / rpd / nch057

CAS Статья Google Scholar

Савиду А., Сидерис Г., Зоуридакис Н. (2001) Радон в системе водоснабжения в бассейне реки Мигдония, центральная Македония, северная Греция.Health Phys 80: 170–174

CAS Статья Google Scholar

Sohrabi M (1998) Состояние дел в мировых исследованиях некоторых сред с повышенным содержанием естественных радиоактивных материалов (NORM). Appl Radiat Isot 49: 169–188

CAS Статья Google Scholar

Сомашекар Р.К., Равикумар П. (2010) Концентрация радона в подземных водах бассейнов рек Варахи и Маркандейя, штат Карнатака, Индия.J. Radioanal Nucl Chem. 285: 343–351. DOI: 10.1007 / s10967-010-0573-x

CAS Статья Google Scholar

Somlai K, Tokonami S, Ishikawa T., Vancsura P, Gáspár M, Jobbágy V, Somlai J, Kovács T. (2007) ²²² Rn концентрация воды в высокогорье Балатона и в южной части Венгрии, и оценка полученной дозы. Radiat Meas 42: 491–495

CAS Статья Google Scholar

Stringer C, Burnett WC (2004) Усовершенствования конструкции бутылей для проб для анализа излучения радона в природных водах.Health Phys 87: 642–646

CAS Google Scholar

Tanner AB (1986) Геологические факторы, влияющие на доступность радона. Уровни радона внутри помещений, Publ. SP-54, Ассоциация по контролю за загрязнением воздуха, Питтсбург, Пенсильвания, стр. 1–12

Тайеб З.А., Кинсара А.Р., Фарид С.М. (1998) Исследование концентраций радона в воде в Джидде (Саудовская Аравия) и связанных последствия для здоровья. J Environ Radioact 38 (1): 97–104

CAS Статья Google Scholar

НКДАР ООН (1993) Научный комитет Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации — источники и эффекты ионизирующего излучения, отчет 1993 г. Генеральной Ассамблее с научными приложениями.Публикация США по продажам E.94.IX.2. Организация Объединенных Наций, Нью-Йорк

НКДАР ООН (2000) Научный комитет Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации — облучение от естественных источников радиации, проект отчета за январь 2000 года. Организация Объединенных Наций, Нью-Йорк

Google Scholar

USEPA (1991) Агентство по охране окружающей среды США — Национальные правила первичной питьевой воды для радионуклидов: уведомление о предлагаемых нормах.Fed Reg 56: 33050–33127

Google Scholar

Vitz E (1991) К стандартному методу определения содержания радона в воде. Health Phys 60: 817–829

CAS Статья Google Scholar

ВОЗ (Всемирная организация здравоохранения) (1993) Руководство по качеству питьевой воды, том 1, 2-е изд. Рекомендации ВОЗ, Женева

ВОЗ (2004) Всемирная организация здравоохранения. Рекомендации по качеству питьевой воды, 2-е изд.ВОЗ, Женева

Google Scholar

Wong CS, Chin Y, Gschwend PM (1992) Сорбция радона-222 в естественных отложениях. Geochim Cosmochim Acta 56: 3923–3932

CAS Статья Google Scholar

Xinwei L (2006) Анализ концентрации радона в питьевой воде в Баоцзи (Китай) и связанных с этим последствий для здоровья. Radiat Prot Dosimetry 121 (4): 452–455

CAS Статья Google Scholar

Xinwei L, Xiaolan Z (2004) Исследование концентраций радона в питьевой воде в трех основных городах провинции Шэньси, Китай.Environ Geol 45: 1082–1086

Статья Google Scholar

Yamada Y, Sun Q, Tokonami S, Akiba S, Zhuo W., Hou C, Zhang S, Ishikawa T., Furukawa M, Fukutsu K, Yonehara H (2006) Радон-тороновые дискриминационные измерения в провинции Ганьсу, Китай, и их значение для оценки доз. J Toxicol Environ Health, Часть A 69: 723–734. DOI: 10.1080 / 152873

261265

CAS Статья Google Scholar

Йогеш П.Г., Чубей П., Рамола В.К. (2009) Геогидрологический контроль наличия радона в подземных водах.Radiat Meas 44 (1): 122–126

Статья Google Scholar

Yu KN, Guan ZJ, Stokes MJ, Young ECM (1994) Предварительное исследование концентраций радона в воде в Гонконге и связанных с этим последствий для здоровья. Appl Radiat Isot 45: 809–810

Google Scholar

Zhuo W, Iida T, Yang X (2001) Возникновение ²²² Rn, ²²⁶ Ra, ²²⁸ Ra и U в подземных водах в провинции Фуджайн.Chin J Environ Radioact 53: 111–120

CAS Статья Google Scholar

Границы | Определение дозы излучения, поглощенной первичными опухолями печени и нормальной тканью печени, с помощью пострадиоэмболизационного 90Y PET

Введение

Гепатоцеллюлярная карцинома

Гепатоцеллюлярная карцинома (ГЦК) поражает примерно 500 000 человек во всем мире, что является третьей по значимости причиной смертей, связанных с раком, и шестым по распространенности раком (1, 2).Axelrod и von Leeuwen сообщили, что заболеваемость ГЦК «увеличилась более чем вдвое, с 2,6 до 5,2 на 100 000 населения» за последние 20 лет, с увеличением смертности с 2,8 до 4,7 на 100 000 (1). Из-за этого рост заболеваемости является более ранним заражением гепатитом B и C в сочетании с поведением высокого риска (1). Кроме того, эпидемия ожирения способствовала росту неалкогольного стеатогепатита (НАСГ), который в конечном итоге может прогрессировать до фиброза, цирроза и ГЦК (1).

Текущее лечение

Лечение ГЦК было проблематичным, так как большинство пациентов поступают на продвинутую стадию (3). На ранних стадиях заболевания хирургическое лечение — в первую очередь резекция и трансплантация — обеспечивает наилучшие лечебные результаты. Идеальными кандидатами на резекцию являются пациенты с небольшими одиночными опухолями и сохраненной функцией печени, тогда как пациенты, которые соответствуют критериям Милана и не являются хорошими кандидатами на резекцию, часто получают пользу от трансплантации печени (2).Однако недостатком резекции является то, что остаточная печень пациента может быть не в состоянии поддерживать необходимые функциональные потребности печени, и существует высокая вероятность рецидива заболевания (4).

Другие методы лечения включают трансартериальную химиоэмболизацию (ТАХЭ), сорафениб, внешнее лучевое облучение и радиочастотную абляцию. По сравнению с сорафенибом и внешним лучевым излучением, более местные методы лечения, такие как радиочастотная абляция, радиоэмболизация и ТАСЕ, способны доставить желаемую дозу к цели с минимальной токсичностью для системы (5).Поддерживая это утверждение, Dezarn et al. отметили, что максимально допустимая доза внешнего луча для всей печени в 35 Гр, доставляемая фракциями по 1,8 Гр / день, намного ниже 70 Гр, обычно необходимых для разрушения солидных опухолевых образований (6). Чувствительность нормальной ткани печени к внешнему лучевому излучению уступила место более эффективным местным методам. Поэтому стереотаксическая лучевая терапия тела (SBRT) обычно предназначена для тех пациентов, у которых есть четко определенные опухоли на МРТ или КТ, а возможность безопасного лечения ограничена количеством, распределением и местоположением поражения (6).

Возникающей и инновационной практикой в лечении ГЦК является транскатетерная ангиографическая доставка микросфер иттрия-90 (⁹⁰ Y), которая показана при метастатической колоректальной карциноме (CRC), а также при HCC (5). Как правило, под рентгеноскопическим контролем артериальный катетер размещается оптимально, а радиоактивно меченные частицы вводятся в сосудистое пространство опухоли. Инъекция через печеночную артерию обеспечивает лечение ⁹⁰ Y с преимуществом по сравнению с другими методами, поскольку злокачественные новообразования печени получают примерно 70–80% кровоснабжения через печеночную артерию (6).Затем введенные частицы захватываются на прекапиллярном уровне и испускают внутреннее [β] -излучение, обеспечивая более локализованную доставку более высокой дозы по сравнению с излучением внешним пучком (5). В то же время окружающая нормальная ткань печени, которая перфузируется в основном за счет циркуляции воротной вены, относительно сохранена.

Консорциум онкологов по радиоэмболизации и брахитерапии (REBOC) рекомендует адаптировать терапию к заболеванию, поскольку природа первичных и вторичных злокачественных новообразований печени различается (7).Например, согласно одному исследованию, многоузловой ГЦК без сосудистой инвазии необходимо лечить трансартериальной химиоэмболизацией, тогда как ГЦК с сосудистой инвазией или отдаленными метастазами подходит для лечения сорафенибом, целевым ингибитором мультикиназы, вводимым перорально (8). Кроме того, согласно REBOC, пациентам с метастазами в печени из других первичных локализаций следует предлагать системную терапию до лечения ⁹⁰ Y, а в случае первичных опухолей печени пациенты должны пройти гепатологическое обследование и оценку трансплантата для определения оптимальной стратегии лечения (7 ).Исследование Gulec et al. продемонстрировали, что лечение селективным внутренним облучением микросфер ⁹⁰ Y эффективно контролирует рост опухоли с возможной индукцией гипертрофии контралатеральной доли (4).

Иттрий-90

Внутрисосудистая доставка радиоактивного изотопа иттрия-90 практикуется с середины 1960-х годов (9). Использование микросфер, содержащих β-излучающий радионуклид, например иттрий-90, стало доступно исследователям в США с 2000 г. (6, 7).

⁹⁰ Y получается нейтронной бомбардировкой Y-89 в промышленном реакторе. ⁹⁰ Y — излучатель бета-излучения со средней энергией 0,94 МэВ, средним проникновением в ткань 2,5 мм и максимальным радиусом действия 1,1 см. Один гигабеккерель ⁹⁰ Y доставляет в ткань примерно 49,38 Гр / кг. Период полураспада ⁹⁰ Y составляет 2,67 дня или 64,2 часа (7).

⁹⁰ Y Позитронно-эмиссионная томография / компьютерная томография

Хотя многие исследования подтвердили преимущества и преимущества лечения ГЦК препаратом ⁹⁰ Y, необходимо учитывать множество факторов.В обзоре соответствующей литературы Pasciak et al. отметили, что позитронно-эмиссионная томография / компьютерная томография (ПЭТ / КТ) ⁹⁰ Y способна предоставить точную информацию о распределении микросфер в поражении. Они также отметили, что концентрация активности для ⁹⁰ Y может быть определена количественно с учетом времени пролета или без него. Однако, несмотря на известные методы расчета дозы, стандартизованного метода дозиметрических измерений не существует (10).

В ранних клинических испытаниях предполагалось, что активность и распределение ⁹⁰ частиц Y были однородными по всей печени.Тем не менее, недавний анализ печени, которая была визуализирована или эксплантирована, продемонстрировала, что равномерное распределение не соответствует действительности (11). Из-за радиопрозрачности микросфер ⁹⁰ Y мониторинг обработки и распределения в реальном времени во время процесса инфузии невозможен (12). Для решения этой проблемы были разработаны методы мониторинга распределения ⁹⁰ Y.

Kao et al. Обратите внимание, что распределение микросферной терапии в пределах целевой артериальной территории зависит от локорегиональной среды потока дистальнее точки инъекции, скорости инъекции, временного интервала, близости к разветвляющимся дочерним сосудам, степени легочного шунтирования, сердечно-сосудистого статуса и количества частиц. (13).Их исследование сравнивало ранее проводившийся золотой стандарт для визуализации после радиоэмболизации микросфер ⁹⁰ Y, ОФЭКТ / КТ тормозного излучения Y, с ПЭТ / КТ ⁹⁰ Y. Вывод исследования заключался в том, что ⁹⁰ Y ПЭТ / КТ превосходит ⁹⁰ Y тормозного излучения ОФЭКТ / КТ для оценки целевой и нецелевой активности (13).

Zade et al. продемонстрировали превосходство ⁹⁰ Y ПЭТ / КТ над ⁹⁰ Y тормозного излучения ОФЭКТ / КТ.В то время как β-излучение, испускаемое ⁹⁰ Y, взаимодействует с тканями тела, вызывая тормозное излучение, которое традиционно используется для визуализации биораспределения этого изотопа, широкий диапазон энергии тормозного излучения делает визуализацию с использованием ⁹⁰ Y технически сложной задачей (12) . Elschot et al. также продемонстрировали, что ПЭТ / КТ ⁹⁰ Y превосходит ОФЭКТ / КТ тормозного излучения из-за своего превосходного разрешения и отсутствия специализированных методов количественной оценки изображений при использовании сопоставимого времени получения изображений (14).

Благодаря успеху ⁹⁰ Y ПЭТ / КТ, другие исследователи использовали этот ценный инструмент в качестве средства разработки методики расчета дозы, основанной на наблюдаемом распределении микросфер после инфузии (15, 16). Другие сообщили об увеличении поглощенной дозы на опухоль на 40 Гр и полном излечении заболевания в обработанной области в течение 3 месяцев за счет оптимизации лечения на основе наблюдаемой активности ПЭТ / КТ ⁹⁰ Y (17, 18).

Целью данного исследования является использование ПЭТ / КТ ⁹⁰ Y для определения дозиметрии опухолей и нормального лечения печени после радиоэмболизации, а также зависимости дозы от результата.

Материалы и методы

Фантомный эксперимент

Эксперимент с фантомом тела IEC был проведен для количественной оценки способности ПЭТ-камеры отображать ⁹⁰ Y. Сканирование проводилось в день 0, день 3, день 5 и день 7 после загрузки фантома жидким раствором хлорида ⁹⁰ Y с использованием камеры ПЭТ / КТ (Siemens Biograph mCT) с осевым полем зрения ПЭТ 22 см и способной времяпролетного ПЭТ. КТ-изображения были получены непосредственно перед ПЭТ-сканированием с целью коррекции ослабления и коррекции рассеяния.Перед визуализацией фантом был приготовлен с использованием раствора хлорида ⁹⁰ Y с активностью (3,15 ГБк), откалиброванной поставщиком (Perkin-Elmer, Waltham, MA, USA). Контейнер в форме брюшка был заполнен до предела 9,717 мл стерильной воды в фоновом отделении, смешанном с 10 г DTPA. Шесть сфер (диаметром 37, 28, 22, 17, 13 и 10 мм), расположенные на центральной пластине контейнера, были заполнены раствором ⁹⁰ Y примерно в соотношении 8: 1, а также был проведен протокол трехмерного сбора и реконструкции фантом был создан.Протокол включал две позиции кровати продолжительностью 20 минут на позицию. Поскольку ⁹⁰ Y ПЭТ является довольно новой процедурой сканирования, программное обеспечение сканера не позволило выбрать ⁹⁰ Y, поэтому вместо него был выбран Ge-68 с поправкой на относительные доли разветвления позитронов, сделанные позже (см. Ниже). В протоколе реконструкции PET использовался алгоритм 3D OSEM, включая информацию о времени пролета и моделирование функции рассеяния точки с 2 итерациями, 21 подмножеством, 8-миллиметровым фильтром Гаусса и коэффициентом масштабирования 1.0. Реконструкция включала поправки на затухание, разброс, случайные совпадения, нормализацию детектора и мертвое время.

Результат фантомного эксперимента показал, что наш ПЭТ-сканер Biograph mCT смог оценить известную активность ⁹⁰ Y, заполненных сферами, со средней точностью -4,8% [диапазон -15–2,2%] для сфер 37 и диаметром 28 мм.

Обзор пролеченных пациентов и расчет нормальной активности печени

В рамках данного институционального контрольного совета и ретроспективного исследования, соответствующего Закону о переносимости и подотчетности медицинского страхования, в период с 7 декабря 2010 г. по 22 мая 2013 г. изучались 56 пациентов с ГЦК, получавших TheraSpheres ^® (BTG, Лондон, Великобритания).Основная цель заключалась в оценке дозы излучения, поглощенной опухолями, и дозы излучения, поглощенной областью нормальной доброкачественной ткани печени, которая случайно подвергалась терапии микросферой ⁹⁰ Y. В нашем центре используются как стеклянные, так и полимерные микросферы, но в это исследование были включены только стеклянные микросферы (TheraSpheres ^®). Активность ⁹⁰ Y была прописана в соответствии с рекомендациями производителя с использованием стандартной формулы на основе MIRD [Доза = 49.38 (Активность / масса)]. (7) Наша институциональная практика заключается в том, чтобы задать активность ⁹⁰ Y, в результате чего каждая доля печени получит ~ 120 Гр. Используя специализированную программу визуализации из программного обеспечения MIM (Кливленд, Огайо, США), на КТ-изображениях были нарисованы контуры, чтобы выделить и выделить объемы опухоли, а также объемы печени, обработанные микросферами Y ⁹⁰. Программное обеспечение использовалось для определения объема контурной области, а также концентрации активности контурной области в Бк / мл с использованием инструмента контурной статистики.Программное обеспечение MIM позволило нам определить объемы и концентрацию активности для всей обработанной области печени и областей опухоли, но подразделение, описанное ниже, немного измененное по сравнению с тем, что было представлено в литературе (19), необходимо было использовать для оценки активности. концентрация нормальной доброкачественной ткани печени, которая также содержалась в обработанной области.

Предполагается следующее подразделение, где A _x представляет общую активность региона x в Бк:

Обработанная печень = АТопухоль + АНормальная печень (1)

Так как A _x = ( C _x) ( V _x), где C _x — это концентрация активности области x в Бк / мл и V _x — объем области x в мл, уравнение.1 можно переписать как:

ЖТ-обработанная печень CT-обработанная печень = VT-опухоль CT-опухоль + V Нормальная печеньC Нормальная печень (2)

Алгебраическая перестановка уравнения. 2 с использованием идентификатора ( V _{Нормальная печень}) = ( V _{Обработанная печень}) — ( V _{Опухоль}) дает нам концентрацию активности нормальной печени:

C Нормальная печень = обработанная ЖТ печень CT Обработанная печень — VTumor CTumorV Обработанная печень — VT опухоль (3)

Если присутствовали множественные опухоли, то ( V _Tumor) ( C _Tumor) в уравнении.3 был заменен следующим уравнением:

VTumorCTumor = VTumor 1CTumor 1 + VTumor 2CTumor 2 + VTumor 3CTumor 3 … (4)

После определения концентрации активности концентрация активности (Бк / мл) для опухоли и нормальной печени была преобразована в поглощенную дозу (Гр) с использованием коэффициента поглощенной дозы, который будет обсуждаться позже в разделе «Расчет поглощенной дозы ⁹⁰ Y» .

Определение объема и активности обработанной печени

КТ с коррекцией ослабления (AC CT), полученная с помощью ПЭТ-сканирования после радиоэмболизации ⁹⁰ Y, использовалась для контурирования объема обработанной печени (т.е.е., правая доля или левая доля). ПЭТ-сканирование ⁹⁰ Y и сопутствующая КТ переменного тока были проанализированы с использованием программного обеспечения MIM. Слияние ПЭТ и AC CT было просмотрено, чтобы визуализировать, какие области печени были нацелены и содержали наибольшую активность. Объем обработанной доли был очерчен на AC CT с помощью контурного инструмента в MIM. Контуры были индивидуально нарисованы в осевом виде AC CT. На каждой плоскости были нарисованы контуры, чтобы гарантировать охват всей обрабатываемой области. Область лечения определялась путем изучения распределения активности ПЭТ ⁹⁰ Y на изображении слияния, а также путем просмотра медицинских записей процедуры терапии микросферой ⁹⁰ Y, которая указывала на целевые доли печени, предназначенные для терапии.После построения контуров инструмент контурной статистики в MIM использовался для отображения объема контурной области в мл и концентрации активности контурной области в Бк / мл (см. Рисунок 1). Трое стажеров изучали объемы печени и опухоли под наблюдением сертифицированного врача ядерной медицины.

Рис. 1. На этом изображении показан контур розового цвета, проведенный вокруг обработанной области в аксиальном срезе изображения слияния КТ / ПЭТ с переменным током, которое было получено после лечения правой доли ⁹⁰ Y микросферой .

Характеристика и деформация опухоли

Трехфазная компьютерная томография брюшной полости, полученная совсем недавно, до терапии микросферой ⁹⁰ Y, использовалась для контурирования объемов опухоли. Объем опухоли визуализировали на КТ артериальной или венозной фазы, и опухоль формировалась по контуру. Контуры были индивидуально нарисованы на осевом виде либо артериальной фазы, полученной через 30 секунд после инъекции, либо венозной фазы, полученной через 60 секунд после инъекции. При наличии множественных опухолей использовали множественные контуры.Опухоли, которые присутствовали в печени, но не в предполагаемой области терапии, не контурировались. Области опухоли были определены путем исследования КТ-сканирований артериальной и венозной фазы и были подтверждены чтением отчетов КТ-изображений в отношении конкретной информации о морфологии печени и локализации опухоли.

ПЭТ / КТ-сканирование ⁹⁰ Y, которое требовалось для определения радиоактивности опухоли, обычно показывало плохое перекрытие с КТ-сканированием артериальной и венозной фазы из-за различий в положении пациента, свободного дыхания или КТ.задержка дыхания и временной интервал между двумя измерениями (см. рисунок 2). По этой причине компьютерная томография брюшной полости, на которой были нарисованы контуры опухоли, была деформирована в соответствии с компьютерной томографией переменного тока, соответствующей ПЭТ-сканированию, с использованием инструментов деформации в MIM. Инструмент «регенерация» в MIM позволил нам исправить точки интереса, которые следует сохранить в процессе деформации. Эти точки в основном фиксировались по краям печени, так как это был наш интересующий орган. Около 60 точек были зафиксированы вокруг печени в нескольких плоскостях, а затем локальные выравнивания были преобразованы в деформируемую регистрацию с помощью инструмента деформации MIM.При этом деформировались и контуры опухоли, нарисованные на КТ брюшной полости.

Рис. 2. (A) показывает розовый контур, обведенный вокруг опухоли в аксиальном срезе компьютерной томографии брюшной полости в артериальной фазе. (B) показывает тот же контур опухоли, наложенный на изображение слияния AC CT / PET, которое было получено после терапии левой доли микросферой ⁹⁰ Y. (B) показывает, что контуры, нарисованные на КТ артерии, плохо перекрываются с соответствующей областью на изображении слияния КТ / ПЭТ на переменном токе.Это может привести к неточному определению концентрации активности и вызвать необходимость деформировать компьютерную томографию артерии для более точных статистических расчетов контура.

В ходе этого процесса была проведена компьютерная томография деформированной брюшной полости, которая показала повышенное сходство морфологии печени со сканированием слияния КТ / ПЭТ на переменном токе, что обеспечило более точное определение объемов опухоли и радиоактивности по сравнению с недеформированным сканированием (см. Рисунок 3). Инструмент вычисления «контурной статистики» оценил контурную область опухоли и отобразил объем контурной области в мл и среднюю концентрацию активности в Бк / мл.Множественные наборы значений были получены, если присутствовали множественные опухоли. Среднюю концентрацию активности (Бк / мл) опухоли можно преобразовать в поглощенную дозу (Гр) опухоли, используя коэффициенты поглощенной дозы, которые были определены из коэффициентов ветвления, как объясняется в следующем разделе.

Рис. 3. (A) показывает розовый контур, обведенный вокруг опухоли на аксиальном срезе деформированной версии компьютерной томографии в артериальной фазе, показанной на рисунке 2A. (B) показывает тот же контур опухоли, наложенный на то же сканирование слияния AC CT / PET, показанное на фиг. 2B, которое было получено после терапии микросферой Y в левой доле ⁹⁰. (B) показывает, что контуры, нарисованные на КТ деформированной артерии, хорошо перекрываются с соответствующей интересующей областью на изображении слияния КТ / ПЭТ на переменном токе. Поскольку это позволяет проводить более точные статистические расчеты контура, были использованы инструменты деформации в MIM.

⁹⁰ Расчет поглощенной дозы Y

В наших расчетах использовалась дозиметрия, основанная на модификации модели локального осаждения с использованием дозы ⁹⁰ Y после радиоэмболизации (11, 20, 21) в отличие от изображений SPECT макроагрегированного альбумина с технецием-99m (18, 22).После определения средней концентрации активности опухолей и нормальной печени концентрацию активности в Бк / мл необходимо было преобразовать в поглощенные дозы ⁹⁰ Y в единицах Гр. На рабочей станции сбора данных ПЭТ был выбран радионуклид Ge-68, поскольку ⁹⁰ Y не было доступно для выбора. Ge-68 является долгоживущим (период полураспада 270,8 дней) и распадается до Ga-68, который является короткоживущим (период полураспада 68 минут) и имеет высокое разветвление позитронов (0,891). Концентрация радиоактивности, измеренная с помощью ПЭТ-сканера ( C _Ge), выражается в позитронных событиях Ge-68 / Ga-68 и имеет единицы Бк / мл.Первым шагом было преобразование концентрации радиоактивности с точки зрения позитронных событий Ge-68 / Ga-68 в концентрацию радиоактивности с точки зрения ⁹⁰ событий позитронов Y ( C _Y), которая также выражается в единицах Бк / мл. Это было сделано с использованием отношения коэффициентов ветвления для Ge-68 / Ga-68 и ⁹⁰ Y (23).

CGe0,891 β + ∕ Распад Ge-68 0,0000316 β + ∕ 90Y распад = CY (5)

Затем C _Y был разделен на коэффициент 10 ⁶ и умножен на коэффициент поглощенной дозы 49.38, чтобы перевести Бк / мл в Гр (6). Распад учитывали между временем введения ⁹⁰ Y и временем сканирования ПЭТ. Общее преобразование концентрации радиоактивности с точки зрения распада Ge-68 / Ga-68 ( C _Ge), которое определено сканером, в дозу поглощенного ⁹⁰ Y (D ⁹⁰ _Y ) можно представить следующим уравнением:

CGe0.891 β + ∕ Распад Ge 49.38etln2 ∕ 64.10.0000316 β + ∕ Распад Y106 = D90Y (6)

Эта формула почти идентична коэффициенту пересчета, используемому Pasciak et al.(21), использовалась для всех расчетов доз облучения как для опухолей, так и для нормальной печени.

Статистические методы

Был проведен дополнительный анализ для изучения возможной корреляции между дозой облучения нормальной ткани печени и осложнениями, перенесенными в течение 2 месяцев после радиоэмболизации ⁹⁰ Y. Осложнения включали аномальные тесты функции печени, боль в правом верхнем квадранте, асцит, холецистит или записи врача, указывающие на плохую реакцию и функциональное состояние пациента после терапии. Пациенты, у которых наблюдалась лишь небольшая утомляемость и небольшая боль в животе, были сгруппированы с пациентами, у которых не было осложнений.Остальные осложнения были признаны серьезными. Модели логистической регрессии были построены для прогнозирования тяжелых осложнений в зависимости от Гр, доставленного в нормальную ткань печени. Зависимой переменной было наличие / отсутствие тяжелых осложнений; независимой переменной был Гр для нормальной печени. Уровень значимости 0,05 применялся для проверки эффекта дозы.

Результаты

Анализ нашей когорты показывает, что средняя доза, полученная среди 98 изученных опухолей, составила 169 Гр с режимом 90–120 Гр и диапазоном лечебных доз 0–570 Гр.Общее распределение доз, доставленных в опухоль, показано на рисунке 4. Кроме того, на рисунке 5 показана взаимосвязь между дозой опухоли и объемом опухоли. Этот график разброса показывает сложность, присущую достижению значительного Гр в опухоли большого объема. Если рассматривать цель лечения> 100 Гр (6), то очевидно, что большинство опухолей, в которых это было достигнуто, имели объем менее 100 мл.

Рисунок 4.На приведенной выше диаграмме показаны частоты доз облучения, доставленных в опухолевую ткань в 56 случаях радиоэмболизационной терапии ⁹⁰ Y для гепатоцеллюлярного рака, которые были проанализированы .

Рис. 5. На этом рисунке показан график разброса дозы опухоли (Гр) по отношению к объему опухоли (мл) .

Модифицированные критерии оценки ответа солидных опухолей были использованы для оценки общего ответа опухоли на радиоэмболизирующую терапию.В руководствах mRECIST указано, что поражения подходят для критериев mRECIST, если они могут быть классифицированы как поражение, измеримое по RECIST, поражение подходит для повторного измерения или поражение показывает внутриопухолевое усиление на КТ или МРТ с контрастированием. Ответы на целевые поражения на терапию были классифицированы как полные (CR), частичные (PR), стабильные (SD) или прогрессирующие заболевания (PD) на основе их соответствующих изменений в размере и непрерывного внутриопухолевого усиления на КТ или МРТ артериальной фазы. Измерения изменения размера основывались на самом большом увеличивающемся диаметре опухоли в соответствии с рекомендациями mRECIST.Анализ mRECIST был проведен студентом-медиком под контролем абдоминального радиолога. Поражения квалифицируются как CR, если исчезло усиление внутриопухолевых артерий (по сравнению с полным некрозом). PR включал 30% уменьшение диаметра жизнеспособных поражений-мишеней, тогда как прогрессирующее заболевание демонстрировало увеличение диаметра жизнеспособных поражений не менее 20%. SD не соответствовал критериям PR или PD (24).

Пятьдесят семь из 98 опухолей, которые оценивались по дозировке, были сочтены приемлемыми для оценки ответа опухоли.Они соответствовали следующим характеристикам: гиперусиление на артериальной фазе КТ или МРТ, гипоусиление на венозной фазе КТ или МРТ и размер больше или равный 2 см. Если <2 см, они должны были показать критерии сети закупок и трансплантации органов (OPTN) 5A, чтобы обеспечить точный анализ, а также уменьшить количественные ошибки, которые могут возникнуть из-за меньших размеров поражения, как показано Willowson et al. (25).

Опухоли реципиента трансплантата ( n = 2, среднее значение 142 Гр) и опухоли умерших пациентов ( n = 7, среднее значение 221 Гр) не могли быть оценены с помощью mRECIST из-за отсутствия изображений после лечения.Таким образом, анализ данных был проведен на 48 опухолях у 33 пациентов, которые смогли быть стратифицированы по шкале mRECIST, выявив 21 респондера и 27 не ответивших со средней опухолью (Гр) 215 и 167 соответственно (см. Таблицы 1 и 2). Связь между средней опухолью (Гр) и ответом не была статистически значимой ( p = 0,099) (таблица 3), но наводила на мысль о тенденции к большей вероятности ответа по мере увеличения опухоли (Гр).

Таблица 1 . В приведенной ниже таблице показаны ответы 23 отдельных опухолей, которые считаются «ответчиками» после того, как лечение радиоэмболизацией ⁹⁰ Y привело к полному или частичному ответу или достаточному переносу опухолевой нагрузки для трансплантации печени .

Таблица 2 . В приведенной ниже таблице показаны ответы 34 отдельных опухолей, считающихся «неответчиками» после радиоэмболизации ⁹⁰ Y .

Таблица 3 . Статистический анализ 48 опухолей, оцениваемых по критериям mRECIST, для которых было доступно последующее сканирование .

Ответ опухоли был разделен на две категории для анализа: ответившие на лечение и не отвечающие на лечение. Респондеры определялись как полный ответ, частичный ответ или достаточный перенос опухолевой нагрузки для трансплантации печени. Было обнаружено, что 23 опухоли ответили на это определение (см. Таблицу 1). Не реагирующие на лечение определялись как стабильное заболевание, прогрессирующее заболевание или смерть пациента до того, как можно было оценить реакцию на лечение.Тридцать четыре опухоли оказались не отвечающими на лечение в соответствии с этим определением (см. Таблицу 2). Анализ данных, проведенный на 48 опухолях у 33 пациентов, которые смогли быть разделены по шкале mRECIST, выявил 21 респондера и 27 не ответивших со средней поглощенной дозой 215 и 167 Гр, соответственно. Модель логистической регрессии была построена на уровне сегмента печени. Зависимой переменной был результат mRECIST, дихотомизированный как CR и PR как респондеры, а SD и PD как неответчики. Независимой переменной была опухоль (Гр) в сегменте печени.GEE использовались для учета корреляции в нескольких сегментах от одного и того же пациента. Уровень значимости 0,05 использовался для оценки влияния дозировки опухоли на исход. Связь между средней поглощенной дозой опухоли и ответом не достигла статистической значимости из-за значения p , равного 0,099 (см. Таблицу 3). Опухоли реципиента трансплантата ( n = 2, среднее 142 Гр) и опухоли умерших пациентов ( n = 7, среднее 221 Гр) не могли быть оценены с помощью mRECIST из-за отсутствия изображений после лечения.

Нормальная ткань печени в 56 исследованных случаях получила среднюю поглощенную дозу 67 Гр с режимом 60–70 Гр и диапазоном 10–120 Гр. Общее распределение доз, доставленных в нормальную обработанную долю печени, показано на рисунке 6.

Рис. 6. На приведенной выше диаграмме показаны частоты доз облучения, доставленных в нормальную ткань печени в 56 случаях радиоэмболизационной терапии ⁹⁰ Y для гепатоцеллюлярного рака, которые были проанализированы .

Дополнительный анализ 56 случаев в этом исследовании был проведен с целью изучения возможной корреляции между дозой облучения нормальной ткани печени и осложнениями, перенесенными в течение 2 месяцев после радиоэмболизации ⁹⁰ Y (см. Рисунок 7). График показывает, что в 23 из 56 случаев в течение 2 месяцев после процедуры не наблюдалось никаких осложнений. В оставшихся 33 случаях, в которых возникли осложнения, наиболее частым осложнением была легкая утомляемость, которая наблюдалась в 14 случаях.Следующими наиболее частыми осложнениями были асцит и утомляемость от умеренной до тяжелой, которые наблюдались в семи и шести случаях соответственно. Желтуха и сильная боль в груди были наименее частыми осложнениями, каждое из которых наблюдалось в одном случае. У 37 были легкие осложнения или их отсутствие (то есть легкая утомляемость, легкая боль в животе и отсутствие симптомов), у 15 было одно тяжелое осложнение, а у 6 было два или более серьезных осложнения.

Рисунок 7.На приведенном выше рисунке показаны симптомы, возникшие после радиоэмболизации ⁹⁰ Y в 56 случаях, оцениваемых в этом исследовании . У пациентов в некоторых случаях возникали множественные осложнения. Сообщалось об осложнениях, которые возникли в течение 2 месяцев после процедуры.

Поглощенная доза в нормальной печени варьировала от 15 до 115 Гр со средним и средним значением 67. Среди 37 пациентов с незначительными или легкими осложнениями средняя поглощенная доза составила 65.2 Гр; среди 15 пациентов с одним тяжелым осложнением средняя поглощенная доза составила 64,0 Гр, а среди 6 пациентов с двумя или более тяжелыми осложнениями средняя поглощенная доза составила 87,2 Гр. Обнаружена статистически значимая связь между дозой, поглощенной печенью, и наличием / отсутствием двух или более тяжелых осложнений ( p = 0,036). Для пациентов с поглощенными дозами <75 Гр вероятность двух или более тяжелых осложнений составляла 5% (2/40) с вероятностью 2/38; для пациентов с поглощенными дозами 75–95 Гр вероятность составила 20% (2/10), вероятность - 2/8; а для пациентов с поглощенными дозами> 95 Гр вероятность составила 25% (2/8), а вероятность — 2/6.Для пациентов с дозами 55–75 Гр мы наблюдали, что вероятность двух или более тяжелых осложнений составляла 0,087 (2 из 23 пациентов), вероятность — 2/21. Следовательно, при увеличении Гр с 55–75 до 75–95 риск двух и более тяжелых осложнений увеличивается в 2,6 раза (2/21: 2/8). Исходя из подобранной модели, отношение шансов для увеличения поглощенной дозы на одну единицу составило 1,049 с 95% доверительным интервалом [1,003, 1,096] для пациентов в этом исследовании с диапазоном доз 20–115 Гр. Статистическое моделирование для нашей когорты предполагает, что на каждые 10 Гр увеличение объема печени, по оценкам, на 61% увеличивается вероятность того, что у пациента будут два или более серьезных осложнения.

Обсуждение

Радиоэмболизация — это действительно форма брахитерапии. Онкологи-радиологи, которые регулярно проводят брахитерапию простаты с использованием семенных имплантатов или шейную / эндометриальную брахитерапию с использованием тандема и овоидов, имеют представление о дозе по Грею (Гр), доставляемой к опухолям, а также дозе, доставляемой к нормальным структурам таза. Это базовое понимание важно, если нужно максимизировать доставку к опухоли и минимизировать побочные повреждения нормальной ткани. До сих пор радиоэмболизация в основном практиковалась без четкого определения количества радиационного воздействия на опухоли печени по сравнению снормальная печень.

Lhommel в 2009 году открыл новую эру, продемонстрировав, что можно получить изображение позитрона образования пар из ⁹⁰ Y с помощью ПЭТ / КТ (26). Хотя карта биораспределения, полученная при сканировании ПЭТ / КТ ⁹⁰ Y, сама по себе очень полезна для определения степени охвата лечением, количественный аспект ПЭТ все еще в значительной степени не исследован. Теперь, имея возможность количественно определить количество ⁹⁰ Y, депонированных в опухолевых и нормальных областях ткани печени, мы можем начать понимать, какое влияние мы оказываем на пациента.Одна из целей состоит в том, чтобы в конечном итоге отразить то, что делается в традиционной брахитерапии, путем лечения опухолей до определенного уровня Гр или путем обязательного установления того, что нормальная печень не превышает определенного порогового значения. Но еще важнее понять, какая поглощенная доза действительно считается опухолевой и какая поглощенная доза может быть безопасно введена в нормальную ткань печени с приемлемым профилем побочных эффектов. С появлением количественной ПЭТ / КТ-технологии ⁹⁰ Y и дозиметрии на основе изображений мы можем приступить к решению этих более серьезных вопросов.

Хотя результаты анализа ответивших на лечение и не ответивших на лечение лиц не оказались статистически значимыми ( p = 0,099), данные предполагают возможную тенденцию, что более высокая доза ⁹⁰ Y приводила к лучшему ответу в тех опухолях, которые способны к быть окончательно проанализированы. Чтобы, возможно, подкрепить это предположение, требуется больший размер выборки. Принимая во внимание вышеупомянутую возможность, данные анализа предполагают, что минимальная поглощенная опухоль доза составляет около 150 Гр, чтобы получить достаточный ответ, по крайней мере, для стабилизации целевой опухоли.На это указывало то, насколько стабильной была реакция болезни при средней поглощенной дозе опухоли 154 Гр. Опухоли, которые демонстрировали прогрессирующее заболевание со средней поглощенной дозой 277 Гр, могли быть статистической аномалией с n = 3, в том смысле, что высокая доза могла быть просто случайным явлением. Если бы размер выборки был больше и была достигнута статистическая значимость, можно было бы прийти к выводу, что поглощенная доза> 200 Гр приведет к тому, что пациент будет реагировать. Альтернативно, если не может быть продемонстрировано никакой тенденции, можно сделать вывод, что поглощенная доза> 150 Гр может быть достаточной, по крайней мере, для лечения опухоли, приводящего к SD.Вероятно, все четыре исхода имели средние дозы (Гр) в терапевтическом диапазоне с просто агрессивными опухолями в группе PD. Анализ с большими числами поможет в выяснении пороговых значений опухолевой активности и опухоли. Интересно, что наше распределение ответов с использованием критериев mRECIST поразительно похоже на то, что наблюдается в работе Strigari et al. (27).

Осложнения, связанные с гепатотоксичностью, показывают, что доза, доставленная в нормальную печень, является важным параметром, который следует учитывать при лечении пациентов с радиоэмболизацией.Глядя на рисунок 7, можно оценить широкий диапазон доз, которые получают пациенты. Кроме того, осложнения могут быть самыми разными: от отсутствия симптомов до серьезных побочных эффектов. Идея о том, что нельзя превышать пороговую активность нормальной печени, может помочь снизить частоту таких событий. Как указано в Strigari et al., Ее переносимая доза печени, приводящая к 50% вероятности осложнений (TD ₅₀), составляла 52 Гр (27). В нашей когорте 93% пациентов получили дозу 30 Гр или больше для нормальной печени, при этом 13% из этих пациентов испытали какие-либо осложнения, а 11% — два или более серьезных осложнения.Только у одного пациента из четырех, получавших дозу <30 Гр, возникли какие-либо осложнения, хотя и серьезные. Вероятно, что порог в 30 Гр для нормальной печени значительно снизил бы частоту осложнений.

Множественные исследования выявили ограничение использования критериев ответа на основе размера, таких как RECIST, с использованием биологической таргетной терапии и транскатетерной терапии. В исследовании SHARP, в котором изучалось использование сорафениба для лечения прогрессирующего ГЦК, до 70% пациентов, у которых был положительный ответ и имели более длительную выживаемость без прогрессирования, имели стабильное заболевание по размеру, но демонстрировали морфологические изменения, такие как некроз (28).В 2000 г. группа экспертов по ГЦК, созванная Европейской ассоциацией по изучению печени (EASL), внесла поправки в критерии ответа, чтобы учесть некроз опухоли, вызванный лечением (24). Позже, Lencioni и Llovet на основе консенсуса Американской ассоциации по изучению заболеваний печени и журнала Национального института рака, члены изменили существующие критерии, основанные на размере, и обнаружили, что модифицированный RECIST лучше подходит для оценки ответа на лечение локально-регионарного лечения HCC. mRECIST основан на измерении диаметра по длинной оси усиливающих частей целевых поражений, которые выбираются с использованием аналогичных рекомендаций, что и RECIST.Аналогичным образом, категории оценки ответа или PD, PR, SD и CR с процентным изменением измеренной длинной оси целевого поражения также аналогичны RECIST (29). Было показано, что модифицированный RECIST превосходит RECIST по точности и способности прогнозировать исходы у пациентов с ГЦК, получавших транскатетерную терапию.

Очевидным ограничением методов, представленных в этой статье, является тот факт, что активность нормальной печени не рассчитывается явно из представляющего интерес объема. Поскольку нормальный объем или контур печени иногда бывает сложно или трудоемко определить, мы использовали подразделение, описанное в разделе «Материалы и методы».«Эффект от этой методологии заключается в том, что активность в этом регионе усредняется по всему объему. Таким образом, любые статистические «горячие точки» или «холодные точки» не будут оценены. Конечно, это приблизительное значение, поскольку весьма вероятно, что распределение ⁹⁰ Y микросфер в нормальной печени будет неоднородным и неоднородным. Если побочные эффекты возникают у пациентов, у которых наблюдается интенсивная локальная доставка в нормальную печень, в отличие от некоторого порогового значения Гр, мы не будем фиксировать эти события, поскольку наша модель распределяет эту фокусную активность равномерно по нормальному объему печени.

Еще одно ограничение заключается в том, что ГЦК был единственным исследованным диагнозом. Возможно, что другие типы опухолей, такие как холангиокарцинома или метастазы колоректального рака, нейроэндокринные опухоли, рак груди, увеальная меланома, рак простаты и т. Д., Могут реагировать иначе. Аналогичные типы анализов необходимо провести с другими опухолями и метастазами, чтобы увидеть, являются ли наши результаты специфическими для болезни или могут быть обобщены для различных патологий.

Заключение

В данном исследовании представлена простая и систематическая методика расчета поглощенной дозы радиации как для опухолей, так и для нормальной печени при радиоэмболизации ⁹⁰ Y.Авторы считают, что количественная дозиметрия на основе ПЭТ / КТ-изображений ⁹⁰ Y обеспечивает лучшее понимание ответа опухоли и последующих клинических исходов. Наша когорта пациентов показала возможную тенденцию доза-ответ для опухолей и осложнения, вызванные дозой для нормальной печени. Эти методы в будущем могут предоставить инструменты, которые помогут понять, могут ли побочные эффекты пациента, успех или неудача лечения быть отнесены на счет дозы, полученной опухолью или нормальной печенью.

Заявление о конфликте интересов

Авторы заявляют, что исследование проводилось при отсутствии каких-либо коммерческих или финансовых отношений, которые могут быть истолкованы как потенциальный конфликт интересов.

Список литературы

2. Форнер А., Лловет Дж. М., Брюикс Дж. Гепатоцеллюлярная карцинома. Ланцет (2012) 379 (9822): 1245–55. DOI: 10.1016 / S0140-6736 (11) 61347-0

CrossRef Полный текст | Google Scholar

3.Салем Р., Левандовски Р.Дж., Кулик Л., Ван Э., Риаз А., Рю Р.К. и др. Радиоэмболизация приводит к увеличению времени до прогрессирования и снижению токсичности по сравнению с химиоэмболизацией у пациентов с гепатоцеллюлярной карциномой. Гастроэнтерология (2011) 140 (2): 497–507.e2. DOI: 10.1053 / j.gastro.2010.10.049