Радионуклидный метод исследования: Полезно знать

Содержание

Сцинтиграфия, радионуклидная диагностика в ЦКБ РАН (Москва) – Записаться на обследование


Сцинтиграфия (радионуклидная диагностика) — современный метод лучевой диагностики, который используется для оценки функционирования различных органов и тканей. Такие методы диагностики, как рентген, УЗИ, КТ или МРТ ориентированы на выявление структурных изменений в тканях организма, и не всегда способны различить болезнь на ранних её стадиях, когда отклонения проявились на уровне биохимических изменений в тканях. В это время приходит на помощь сцинтиграфия, которую поэтому и называют молекулярной диагностикой. Радионуклидные методы исследования показаны при болезнях сердца, головного мозга, заболеваниях почек и печени, а также являются незаменимым методом в выявлении и оценке распространённости онкологических процессов.

Преимущества и подготовка к сцинтиграфии:


Выгодным отличием сцинтиграфии от других методов диагностики является распознавание патологического процесса на ранних стадиях заболевания, т.е. до того момента, как болезнь успела себя проявить.


Информация о функции органа и получение количественных характеристик степени его поражения на самых ранних стадиях.


В большинстве случаев сцинтиграфия не требует специальной подготовки, а противопоказанием к проведению сцинтиграфии является только беременность.


Радиофармпрепарат, который вводится при исследовании, обычно не вызывает никаких побочных эффектов, а лучевая нагрузка при сцинтиграфии сопоставима с рентгенографическими исследованиями.

Как проводится сцинтиграфия в Москве?


Сцинтиграфия проводится по современным протоколам и клиническим рекомендациям Европейского общества ядерной медицины (EANM) и Общества ядерной медицины и молекулярной визуализации (SNMMI).


В кровь пациента вводится небольшое количество вещества с радиоактивной меткой, которое накапливается в поврежденных или здоровых тканях.


Накопление регистрируется специальным чувствительным прибором – гамма-камерой.


Гамма-камера создает «фотографическое» изображение органов человека, накопивших введённый препарат.


Вводимое вещество практически безопасно для пациента, не вызывает аллергические реакции и быстро выводится из организма после исследования, что обеспечивает минимальную лучевую нагрузку. Процедура сканирования костей скелета и других органов протекает комфортно и безболезненно.


Сама процедура от введения радиофарм препарата до начала сцинтиграфического исследования занимает от 30 минут до 3 часов, в зависимости от вида исследования. Это необходимо для того, чтобы введенное вещество распределилось в теле человека. Исследование анализируют квалифицированные специалисты, врачи – радиологи, которые работают с каждым пациентом индивидуально. При необходимости результаты исследования консультируются сотрудниками кафедры лучевой диагностики и терапии Российского Национального Исследовательского Медицинского Университета (РНИМУ) им. Н.И. Пирогова в Москве, которая располагается на базе отделения. Заключение по результатам сцинтиграфии выдается в день исследования.


Можно обследовать практически любой орган, включая кости скелета, причём сделать обследование можно несколькими способами. При четко поставленной задаче и непрерывной обратной связи между врачом-радиологом и врачами клинических отделений, возможности сцинтиграфии практически безграничны, а помощь в постановке сложных диагнозов – неоценима, при этом цена обследования доступна для каждого пациента.

Показания и противопоказания к проведению исследования


Сканирование костей скелета рекомендуется сделать в следующих случаях:

  • для выявления онкологических патологий с метастазированием в кости;
  • для диагностики переломов и опухолевых процессов в костях;
  • в качестве контролирующего метода за динамикой лечения;
  • для определения зон с измененной костной тканью при дистрофических процессах.


Также сканирование костей скелета незаменимо, если рентгенография не смогла выявить трещины, переломы и прочие травмы костей.

Преимущества проведения сцинтиграфии у нас:


Наше отделение оснащено однофотонным эмиссионным компьютерным томографом, совмещенным с рентгеновским компьютерным томографом, что позволяет проводить исследования практически всех органов и систем человека, включая сканирование скелета, получая посрезовые изображения органов для точной локализации патологического процесса.


Каждое заключение подготавливается двумя врачами отделения (метод «двойного прочтения»), при необходимости с привлечением сотрудников кафедры лучевой диагностики и терапии ведущего медицинского университета России — РНИМУ им. Н.И. Пирогова.


Заключение выдаётся в день исследования, как правило, в течение 40-60 минут после завершения исследования.


При необходимости, бесплатно выполняются снимки в дополнительных проекциях или ОФЭКТ.


Современное отделение, построенное по современным строительным и санитарным нормам, оборудованное комнатой ожидания перед исследованием, обеспечит комфорт проведения процедуры, будь то сканирование скелета или любого другого органа.


Скачать брошюру «Сцинтиграфия»

В ЦКБ РАН проводятся разные типы сцинтиграфии:

Что такое радионуклидная диагностика? — НЦЗД

Радионуклидная диагностика (сцинтиграфия) это раздел лучевой диагностики, в котором для получения информации о строении и функции органа используется специальное вещество – радиофармпрепарат. Радиофармпрепарат в очень маленькой дозе, чаще всего это десятые доли миллилитра, вводится внутривенно в организм ребенка. Данное исследование позволяет получить уникальную информацию о функции органа, которую нельзя получить никаким другим способом.

Для проведения исследования применяется специальный аппарат – гамма-камера, которая имеет, так называемые, головки. Головки размещены на круглом основании – гентри гамма-камеры. Сама гамма-камера во время исследования не излучает никакой энергии и не шумит. В ее головки вмонтированы специальные приемники – детекторы, которые улавливают энергию от радиофармпрепарата. Специальное программное обеспечение преобразовывает эти импульсы в изображения.

Во время исследования ребенок лежит на столе гамма-камеры. Головки гамма-камеры могут располагаться под разными углами по отношению к ребенку (например, при нефросцинтиграфии они расположены сверху и снизу) или вращаться вокруг (при выполнении однофотонной эмиссионной компьютерной томографии, например, при сцинтиграфии миокарда). Само исследование, как и введение радиофармпрепарата, не сопровождается никакими субъективными ощущениями. Важно, чтобы ребенок сохранял неподвижность. Мы не используем наркоз для своих исследований. Самым маленьким пациентам исследования проводятся в состоянии сна.


ЭКГ — синхронизированная перфузионная ОФЭКТ миокарда в покое (перфузионная сцинтиграфия миокарда).

ЭКГ- синхронизированная перфузионная ОФЭКТ миокарда в покое малоинвазивный метод исследования, позволяющий оценить миокардиальную перфузию и сократимость в рамках одного исследования. Для проведения перфузионной сцинтиграфии миокарда мы применяем технециевый комплекс — 99mTc – метилизобутил изонитрила (99mТс – МИБИ). Данный препарат включается в миокард и печень, но из печени он быстро выводится, при этом уровень его захвата миокардом сохраняется неизменным в течение трех часов. Длительная фиксация препарата в миокарде связана с тем, что он включается в митохондрии кардиомиоцитов, пропорционально функциональной активности мышечной ткани. Оптимальные сцинтиграфические изображения получают через 60-90 минут после внутривенного введения препарата. Время записи томографического изображения на нашем аппарате составляет 33 минуты.

Показания к проведению перфузионной сцинтиграфии миокарда: кардиомиопатии различных фенотипов, некомпактный миокард, врожденные пороки сердца, воспалительные заболевания миокарда, состояния после оперативных вмешательств на сердце.

Диагностические возможности ЭКГ — синхронизированной перфузионной ОФЭКТ миокарда в покое: оценка перфузии миокарда на клеточном уровне, определение конечного систолического и диастолического объемов, определение фракции выброса левого желудочка, оценка подвижности сердечной стенки, выявление зон гипо-, акинеза и дискинеза, определение систоло-диастолического утолщения миокарда. Таким образом, данное исследование применяется для: оценки жизнеспособности миокарда, выявления признаков воспалительных изменений, определения характера и степени нарушения перфузии миокарда левого желудочка, выявление очагов фиброза, наблюдение в динамике для оценки эффективности терапии и определения прогноза заболевания.

Мы проводим исследование без наркоза, что накладывает ограничение по минимальному возрасту детей – целесообразно проводить данное исследование, начиная с пятилетнего возраста. В ряде случаев можно сделать исключение, тогда исследование выполняется в состоянии естественного сна.


Статическая нефросцинтиграфия

Статическая нефросцинтиграфия применяется для оценки размера, формы и расположения почек. В результате данного исследования оценивается количество функционирующей паренхимы как для обеих почек, так и для каждой отдельно. По равномерному или неравномерному включению радиофармпрепарата можно определить наличие очаговых изменений, которые могут быть связаны с рубцовыми изменениями почечной паренхимы. Проводится оценка жизнеспособности почки, наличия признаков ее функционирования. Показанием к проведению статической нефросцинтиграфии является: воспалительные заболевания почек, повреждение почек при нарушении уродинамики (пузырно-мочеточниковый рефлюкс и связанная с ним нефропатия), хронические инфекции мочевыделительной системы, аномалии развития мочевыделительной системы (гипоплазия почки, подковообразная почка, дистопированная почка и др.).

Для проведения исследования внутривенно вводится радиофармпрепарат 99мТс ДМСА (2,3-димеркаптоянтарная кислота). Особенностью этого препарата является его длительная фиксация в функционирующей почечной ткани. Исследование проводится через два-три часа после внутривенной инъекции радиофармпрепарата. Это время необходимо, чтобы препарат накопился в ткани почек. Длительность самого исследования составляет 20 минут. В результате мы получаем изображение почек в трех проекциях.

Мы проводим исследование без наркоза. Самым маленьким пациентам исследование выполняется в состоянии естественного сна.


Динамическая гепатобилисцинтиграфия

(динамическая сцинтиграфия печени с определением функции желчевыводящих путей)

Гепатобилисцинтиграфия проводится натощак, с пробным желчегонным завтраком на 30-й минуте (сливки 20%, для грудных детей — сцеженное молоко или смесь). Исследование начинается сразу в момент введения радиофармпрепарата (в количестве менее одного миллилитра). Внутривенно вводится радиофармпрепарат, который захватывается клетками печени и показывает функцию желчевыведения. Само исследование длится 60 минут. Такая продолжительность необходима для оценки функции печени и желчных проток. В случаях с нарушением оттока желчи может потребоваться дополнительный досмотр без повторного введения радиофармпрепарата.

Показаниями к проведению гепатобилисцинтиграфии являются: диффузные заболевания печени (гепатит, цирроз), состояния после трансплантации, заболевания желчного пузыря и желчевыводящих путей, нарушение транспорта желчи, склерозирующий холангит, желтухи, пороки развития печени, желчного пузыря, атрезия желчевыводящих путей.

В результате данного малоинвазивного исследования получаем уникальную информацию о проходимости желчных протоков, функционировании ткани печени, сократимости желчного пузыря, нарушении в работе сфинктеров.
Если у Вас возникли вопросы, Вы можете позвонить в наше отделение, и мы с радость на них ответим. Телефон: 8 (499) 132-34-29 с 10 до 15 часов.

Радионуклидная диагностика. Общие понятия

Радионуклидная диагностика  (как диагностическая составляющая ядерной медицины) — неинвазивный высокочувствительный диагностический метод молекулярной визуализации, позволяющий получить ценную функциональную и анатомо-топографическую информацию, обеспечивающую выбор оптимальных лечебных мероприятий, оценку их эффективности и снижение числа осложнений. Это отличает его от методов анатомо-морфологической визуализации (КТ, УЗИ, МРТ), которые при их высокой чувствительности и специфичности не способны отразить динамику физиологических и биохимических процессов.    

Именно возможность  визуализации функциональных процессов дает преимущество методам радионуклидной диагностики   по сравнению с  другими  методами лучевой диагностики. 

Сцинтиграммы способны отражать  физиологические и патофизиологические изменения, происходящие в организме. Это достигается за счет использования радиофармпрепаратов (РФП), способных накапливаться в определенных   морфологических структурах, отражая   физиологические и биохимические процессы и их динамику в органах и тканях.   

Радиофармпрепарат (РФП) – тропное к органам и тканям или инертное химическое соединение, предназначенное для введения человеку с диагностической  или лечебной целью  и содержащее в своей молекуле определенный радиоактивный нуклид. 

Практическое применение для радионуклидной диагностики имеют  в основном  Технеций99mTc, Йод123I и, в меньшей степени, Йод131I, Галлий67Ga, индий111In, Таллий 201Tl,  которые по своим физическим, химическим и биологическим свойствам признаны оптимальными для проведения   сцинтиграфических   исследований.

Основным прибором для проведения сцинтиграфических (радионуклидных) исследований является гамма камера, позволяющая оценить распределение РФП в органах и тканях человека в пространстве и времени за счет статических и динамических исследований.

При статической сцинтиграфии  запись проводится в такой отрезок времени, когда в исследуемой зоне перераспределение РФП  и  изменение радиоактивности будут мало изменяться, что позволит оценить количественно и качественно распределение РФП в органе, определенном участке тела или во всем организме.   Сроки исследования пациента после введения РФП  в каждой конкретной методики отличаются.  

При динамической сцинтиграфии  получение ряда изображений распределения РФП  проводится  в различные отрезки времени. Фактически происходит снятие серий статических сцинтиграмм,  что позволяет изучить фазу биомеханического транспорта РФП (по просвету сосудов, бронхов; лимфатическим, желчным и мочевыводящим путям, кишечнику и т.д.)  и фазу метаболического транспорта (через мембраны клеток, межклеточное пространство).

В 70-80 годы прошлого столетия появилась однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ), которая позволила визуализировать распределение радиофармпрепарата, введенного в объект исследования, в виде сечений в различных плоскостях. С этого момента появляется возможность реконструировать сцинтиграфические изображения  в трех основных (ортогональных) плоскостях, избегая наложения на исследуемый орган изображений соседних объектов, что на порядок увеличило пространственную разрешающую способность радионуклидной диагностики.

© В.Ю. Сухов, В.А. Поспелов  «Методики радионуклидной диагностики», СПб, 2015 г.

Радионуклидная диагностика перфузии и вентиляции легких

Показания 

  • Метод выбора для  подтверждения или исключения диагноза ТЭЛА, динамический контроль лечения ТЭЛА. 
  • Интерстициальные заболевания легких
  • Предоперационная оценка пациентов при необходимости установить функциональный статус легких и объем планируемого оперативного вмешательства в пределах тканей с достаточно сохраненным кровоснабжением (перед трансплантацией, резекцией)
  • Оценка причин легочной гипертензии
  • Оценка врожденных пороков сердца и заболеваний легких (сердечные шунты, стеноз легочной артерии, артериовенозные свищи)
  • Подтверждения наличия бронхоплеврального свища
  • Диагностика хронических обструктивных болезней легких, диагностика сердечной недостаточности

Цель 

Оценка перфузии  и вентиляции легких.

РФП

Макроагрегаты альбумина человеческой сыворотки крови (МАА),  меченные 99m-Технецием (99mТс-МАА). Биологический период полувыведения РФП от 2 до 9 часов. 

Микросферы человеческого альбумина (МСА) меченные,  99m-Технецием (99mТс-МСА) 

Методика

Перфузионная сцинтиграфия легких

Принцип метода основан на временной эмболизации РФП  артериоло-капиллярного русла (примерно 0,0001 его объема). 

Подготовка: Специальной подготовки не  требуется. Желательно  наличие данных рентгенологических методов исследования.

Интерпретация изображений 

Перфузионная сцинтиграфия легких

Отсутствие  накопления РФП в какой либо области легких свидетельствует о нарушении кровотока в указанном регионе. 

В левом легком интенсивность накопления РФП в норме может быть на 5%-7%  ниже, чем в правом, что обусловлено строением самого органа  и сосудистого русла легких.  

Градиент распределения активности зависит от положения пациента.

В вертикальном положении – активность базальных сегментов выше, чем апикальных

В положении лежа на спине – активность задне-базальных сегментов нижних долей выше, чем передних (боковые проекции).  

Существует ряд ограничений, при которых количество вводимых частиц агрегированного альбумина должно составлять  не более 100 000  на одно исследование:

  1. дети до 15 лет
  2. больные с тяжелой легочно-артериальной гипертензией 
  3. пациенты с пороками сердца, сопровождающимися сбросом крови справа налево     

В некоторых случаях  у больных с тяжелой бронхо-легочной патологией ингаляционную процедуру рекомендуется выполнять  с небольшими перерывами для отдыха пациента. 

ОФЭКТ

Применение ОФЭКТ предпочтительно при подозрении на наличии эмбола в просвете  сегментарных и субсегментарных артерий. При планарных изображениях мелкие дефекты накопления РФП могут быть «замаскированы» прилежащими отделами нормально функционирующей  паренхимы легких.  

© В.Ю. Сухов, В.А. Поспелов  «Методики радионуклидной диагностики», СПб, 2015 г.

Примеры изображений:

Нормальная сцинтиграмма легких

Фиброзно-кавернозный туберкулез правого легкого с отсутствием кровотока в нем (разрушенное легкое), туберкулема средней трети левого легкого

Фиброзно-кавернозный туберкулез обоих легких с нарушением кровотока в обоих легких

Снижение кровотока в верхних долях обоих легких при туберкулемах верхних долей

ТЭЛА (тромбоэмболия мелких ветвей легочной артерии обоих легких)

Подразделения


Телефоны отделения


Рентген-архив: +7 (4012) 578-423


Группа радиационной безопасности:


+7 (4012)  578-472


Ультразвуковая диагностика:


+7 (4012) 578-628


Медсестра, диспетчер диагностический центр:


+7 (4012) 578-461.


Радиоизотопная диагностика:


+7 (4012) 578-506, 578-533, 578-466.


Отдел Диагностики оснащен современным оборудованием российских и ведущих мировых производителей, что позволяет проводить широкий спектр современных диагностических обследований с использованием как традиционных рентгенологических, ультразвуковых и томографических методов, так и новых методик, таких как КТ — коронарография, КТ — перфузия головного мозга, виртуальная колоноскопия.


Проведение высокотехнологичных методов исследования помимо наличия специализированного оборудования требуют высокой квалификации специалистов. Врачи отделения постоянно повышают свой профессиональный уровень, участвуют в Российских и международных конференциях, проходят тематические курсы усовершенствования.


 


При обращении в диагностический кабинет пациент должен представить:


1. Направление установленного образца с реквизитами территориального ЛПУ (печать учреждения, подпись и личная печать врача) или направление от главного специалиста Министерства здравоохранения области или врача-консультанта поликлиники ОКБ. Срок действия направления 14 дней.


2. Паспорт.


3. Полис медицинского страхования.


4. Амбулаторную карту или выписку из неё с обоснованием назначения на лучевую диагностику, данными проведённых обследований и лечения, заключение (рекомендацию) врача-консультанта Калининградской  ОКБ. 


5. Результаты предыдущих лучевых исследований.


 


Приём пациентов заведующим отделом диагностики:


вторник-пятница 10.00 — 12.00


(каб. 501, диагностический центр т.: (4012) 578-691). 


Старшая медсестра отдела, медсестра высшей категории  — Решихина Алина Анатольевна


КОМПЬЮТЕРНАЯ ТОМОГРАФИЯ 


МЕТОД КОМПЬЮТЕРНОЙ ТОМОГРАФИИ основан на технике последовательного просвечивания тонким рентгеновским лучом объекта исследования (голова, шея, гортань, грудная полость, брюшная полость, органы таза, отделы позвоночника, суставы и т.д.) и математическом восстановлении  изображения полученного «среза» на экране рабочей станции. 


Принципом работы компьютерного томографа в общем виде является непрерывное послойное сканирование исследуемого пациента. При спиральной КТ возможно построение информативных двух — и трехмерных изображений внутренних органов, сосудов, костей и суставов.


ОБОРУДОВАНИЕ:


Компьютерный томограф DiscoveriCT 750HD— 64-срезовый, единственный в мире компьютерный томограф с гранатовым детектором, который позволяет получать исследования с очень высоким качеством и позволяет видеть более детальные анатомические изображения
РКТ SomatomSensation 40 — современный высокопроизводительный спиральный мультисрезовый компьютерный томограф с субмиллиметровым изотропным разрешением, уникальной концепцией безопасных низкодозных КТ обследований, оптимальной организацией всех рабочих процессов, обеспечением превосходного диагностического качества изображения
РКТ SomatomDefinitionAS 128 –спиральный мультисрезовый компьютерный томограф


Все исследования с использование источника ионизирующего излучения проводятся по обоснованному направлению лечащего врача.


ПРОВОДИМЫЕ КТ ИССЛЕДОВАНИЯ


НАТИВНЫЕ КТ ИССЛЕДОВАНИЯ (БЕЗ КОНТРАСТНОГО УСИЛЕНИЯ)


·                     КТ головного мозга


·                     КТ придаточных пазух носа, орбит


·                     КТ лицевого черепа


·                     КТ органов грудной клетки


·                     КТ исследования позвоночника (шейный, грудной, поясничный, пояснично-крестцовый отделы)


·                     КТ костно- суставной системы


·                     КТ органов грудной клетки


·                     КТ сердца для оценки коронарного кальциноза


·                     КТ органов брюшной полости и забрюшинного пространства без контрастирования


ИССЛЕДОВАНИЯ С ПРИМЕНЕНИЕМ РЕНТГЕНКОНТРАСТНЫХ ВЕЩЕСТВ


Для получения качественных изображений при исследовании сосудистых структур, сердца, а также для проведения дифференциальной диагностики заболеваний органов брюшной полости и малого таза проводятся исследования с внутривенным контрастным усилением. Контрастные препараты для КТ представляют собой соединения йода, наиболее безопасными из которых являются неионные контрастные вещества.  Болюсное введение рентгенконтрастных препаратов осуществляется инжекторами фирмы  «NEMOTO».


·                     КТ головного мозга с внутривенным контрастированием


·                     КТ ангиография сосудов головного мозга, шеи


·                     КТ ангиография грудной аорты, легочных артерий


·                     КТ сердца с внутривенным контрастированием


·                     КТ органов брюшной полости и забрюшинного пространства с внутривенным контрастированием


·                     КТ ангиография брюшного отдела аорты, висцеральных ветвей аорты


·                     КТ  почек, почечных артерий с контрастированием


·                     КТ ангиография периферических сосудов


·                     Виртуальная колоноскопия


ПРИМИТЕ ВО ВНИМАНИЕ


Компьютерная томография связана с лучевой нагрузкой — проводятся по направлению врача, рекомендовавшего обследование  при наличии строгих показаний. Объем исследования и необходимые методы дообследования определяет врач рентгенолог. 


При любом КТ-исследовании необходимо представить историю болезни (амбулаторную карту), иметь на руках всю Rg-документацию, данные УЗИ, ФГДС, ФБС, колоноскопии, сцинтиографии.


При повторном МСКТ-исследовании НЕОБХОДИМО ПРЕДОСТАВИТЬ КТ-ГРАММЫ ВСЕХ ПРЕДЫДУЩИХ ИССЛЕДОВАНИЙ.


МРТ — МАГНИТНО-РЕЗОНАНСНАЯ ТОМОГРАФИЯ (МРТ) в настоящее время является одним из самых высоко информативных  неинвазивных методов диагностики. При МР–томографии Rg излучение отсутствует, используется магнитное поле. Для проведения МРТ томографии существует ряд противопоказаний — клаустрофобия, наличие металлоконструкций в организме человека (вопрос о возможности проведения исследование решается индивидуально), установленные кардиостимуляторы. 


ОБОРУДОВАНИЕ:


МРТ Optima 450W — высокопольный компьютерный томограф мощностью 1,5 Тесла, формирует изображения непревзойденного качества, учитывая геометрические особенности каждого пациента


МРТ SignaOvation— высокопольный компьютерный томограф


ПРОВОДИМЫЕ МРТ ИССЛЕДОВАНИЯ:


·                     МРТ головного мозга,


·                     МРТ гипофиза,


·                     МРТ позвоночника (шейного, грудного и поясничного отделов),


·                     МРТ мягких тканей,


·                     МРТ сустава,


·                     МРТ почек,


·                     МРТ простаты, мочевого пузыря, параректальной клетчатки,


·                     МРТ слуховых нервов,


·                     магнитно-резонансная перфузия центральной нервной системы,


·                     магнитно-резонансная диффузия  центральной нервной системы.   


 Обследования проводятся, в том числе и с применением парамагнитных контрастных веществ.


 


ОБРАЩАЕМ ВНИМАНИЕ


Вы должны информировать персонал кабинета МРТ о наличие у вас каких-либо серьёзных проблем со здоровьем или о недавно перенесённых хирургических операциях. Некоторые болезни, такие как болезни почек, определяют выбор контрастного вещества. Пациенту желательно иметь с собой всю медицинскую документацию, относящуюся к зоне интереса: послеоперационные выписки, данные предыдущих исследований, таких как МРТ (снимки и заключения, если таковые имеются), УЗИ, КТ, направление лечащего врача. Эта информация нужна врачу до проведения диагностической процедуры, чтобы продумать и оптимально спланировать ход магнитно-резонансного исследования.


ПОДГОТОВКА К МРТ-ИССЛЕДОВАНИЮ


Указания по поводу принятия пищи или питья жидкости перед МРТ зависят от типа исследования. Если вам не дали специальных указаний, то вы можете следовать своему обычному распорядку дня и принимать лекарства в обычном режиме.


1. МРТ головного мозга, позвоночника, суставов


Специальная подготовка не требуется.


2. МРТ малого таза


·           Мужчинам. За два часа до обследования не мочиться.


·           Женщинам. Накануне диета, не способствующая газообразованиюкишечнике (сырые овощи, богатые растительной клетчаткой, цельное молоко, чёрный хлеб, бобовые, газированные напитки, а также высококалорийные кондитерские изделия — пирожные, торты). Обследование проводиться не натощак. За два часа до обследования 2 таблетки Но-шпы (любой другой спазмолитик). За два часа до обследования рекомендуется выпить 1 литр ананасового сока.  Исследование проводится при среднем наполнении мочевого пузыря. Женщинам важно указать день менструального цикла.


3. МРТ органов брюшной полости (печень, желчный пузырь, поджелудочная железа, селезенка)                                                                                                


Исключить из рациона продукты, усиливающие газообразование в кишечнике (сырые овощи, богатые растительной клетчаткой, цельное молоко, чёрный хлеб, бобовые, газированные напитки, а также высококалорийные кондитерские изделия — пирожные, торты).  Перед исследованием допускается лёгкий завтрак.


4. МРТ при беременности


Если Вы беременны, обязательно сообщите об этом врачу перед исследованием. Беременность не является противопоказанием к МРТ, но не совсем ясно какое воздействие оказывает магнитное поле на плод. МРТ не рекомендуют проводить в первые 3 месяца беременности — лучше отложить обследование или выбрать альтернативный метод.


ПРОТИВОПОКАЗАНИЯ:


Абсолютно ПРОТИВОПОКАЗАНО проходить МРТ исследование пациентам, имеющим следующие импланты:


1. Внутренний (встроенный) дефибриллятор,                                                              


2. кардиостимулятор,


3. кохлеарный (ушной) имплант,


4. клипсы, используемые при мозговой аневризме,


5. дозаторы медикаментозных средств (вшитые инсулиновые помпы).


Некоторые лица, страдающие клаустрофобией (боязнь закрытых пространств), испытывают беспокойство. Но вы можете быть уверены, что находитесь в постоянном контакте с помощью системы внутренней связи с операторами в пультовой, которые могут помочь вам в любой момент. В некоторых случаях есть возможность другу или родственнику находиться рядом во время исследования. Человек может сидеть в комнате сканирования и разговаривать с вами.


Металлические объекты, которые используются в ортопедической хирургии не вызывают риска, но они могут помешать МРТ (если речь идет именно об исследовании места стояния металлической конструкции). С магнитным полем взаимодействуют металлы: железо, кобальт, никель. И именно эти металлы часто используются при изготовлении эндопротезов коленного, тазобедренного суставов, других суставов, пластин, винтов и штифтов. Титановые конструкции менее всего искажают изображение.


Вам НЕОБХОДИМО СООБЩИТЬ врачу МРТ о наличии в Вашем теле таких устройств как:


·       эндопротезы, винты, пластины, хирургические крепления


·       скобки, несъемные зубные протезы, импланты в зубах


Эпилепсия.


Если Вы страдаете эпилептическими припадками, обязательно примите антиконвульсивные препараты и обязательно предупредите об этом персонал кабинета МРТ.


Отсутствие возможности обеспечить неподвижное положение (например, в результате сильных болей).


Могут возникнуть и другие противопоказания к проведению исследования, например, при крайних степенях ожирения, пациент просто может не поместиться на томографе, поэтому необходимость и возможность проведения магнитно-резонансной томографии оценивается врачом.


МРТ БЕЗОПАСНО для пациентов, имеющим следующие импланты:


·       искусственные клапаны в сердце


·       стенты, имплантируемые в коронарные сосуды (Для полной безопасности в инструкции к стенту указывается срок, в который следует воздержаться от проведения МРТ. Он может составлять примерно 8 недель, иногда до 6 месяцев).


 


РЕНТГЕНОДИАГНОСТИКА


РЕНТГЕНОДИАГНОСТИКА — доступный и надежный метод лучевой диагностики, дающий возможность распознавать повреждения и заболевания различных органов и систем человека с помощью рентгенологического исследования.


ОБОРУДОВАНИЕ:


Аппарат рентгенографический СД-РА — ТМО, Флюорограф цифровой Пульмоскан-760, Аппарат рентгенодиагностический КРД ОКО, Аппарат рентгенодиагностическийКРД ОКО «Эксперт», Передвижной рентгенаппаратC-дуга CARMEXR9, Передвижной рентгенаппаратC- дуга Veradius, Передвижной рентгенаппаратPractix 360, Передвижной рентгенаппарат    АПР-ОКО


ПРОВОДИМЫЕ РЕНТГЕНОЛОГИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ


·                     рентгеноскопия пищевода, желудка, брюшной полости, тонкой кишки


·                     фистулоскопия


·                     рентгеноскопия легких


·                     ирригоскопия


·                     дуоденоскопия


·                     рентгенография черепа, челюстно-лицевой области


·                     фистулография


·                     томограмма костей


·                     рентгенография брюшной полости, легких


·                     томограммы легких


·                     обзорная урография


·                     внутривенная урография


·                     цисто-уретрография (проводится только в условиях стационара)


·                     ЭРПХГ (проводится только в условиях стационара)


·                     папиллосфинктеротомия под контролем рентгеновских лучей (проводится только в   условиях стационара)


·                     рентгенография почек


·                     томография гортани


·                     исследования  в специальных укладках


На бесплатной основе исследования проводятся для пациентов стационара областной больницы по назначению лечащего врача и для амбулаторных пациентов по направлению врача областной поликлиники и поликлиники по месту жительства.


В связи с наличием лучевой нагрузки рентгенологические исследования проводятся при наличии показаний и только по направлению врача, рекомендовавшего обследование. Объем рентгенологического исследования определяется врач рентгенолог. 


Памятка для подготовки к рентгенологическим исследованиям


1.   Рентгенологические исследования органов грудной полости, гортани, околоносовых пазух, костей черепа, конечностей, шейного и грудного отделов позвоночника проводятся без специальной подготовки пациента.


2. Для обследования пищевода, желудка и 12-ти перстной кишки пациенту необходимо явиться на исследование натощак (не пить, не курить, не принимать пищу). Дополнительная подготовка пациенту не требуется. При отсутствии противопоказаний первично проводится эндоскопическое исследование желудка.


3. При исследовании пояснично-крестцового отдела позвоночника, костей таза, мочевого пузыря, матки, при проведении обзорной урографии необходима очистительная клизма накануне вечером и утром за 2 часа до исследования, либо прием препарата «Фортранс» по схеме. Пациенты прибывают в рентгенологический кабинет после легкого завтрака.


4. Для проведения ирригоскопии накануне вечером проводится очистительная клизма. Подготовиться к ирригоскопии можно и с использованием Фортранса. Фортранс позволяет избежать соблюдения 2-х дневной диеты, приема касторового масла и выполнения клизм. Вечером можно принять легкий ужин (манная каша на воде и фруктовое желе). Пациент может выпить любое количество жидкости без ограничения (вода, чай на травах). Один пакетик препарата растворяется в одном литре кипяченой или минеральной негазированной воды. Всего необходимо выпить 3-4 литра в течение 3-4 часов.


Пациент на исследование прибывает натощак. Если ирригоскопия проводится в первой половине дня, пациент выпивает фортранс накануне во второй половине дня. Ирригоскопия делается только после выполненной ректороманоскопии с отметкой в направительных документах о ее результатах. При отсутствии противопоказаний первично проводится колоноскопия.


5. Внутривенная урография проводится натощак. Необходима очистительная клизма накануне вечером и утром за 2 часа до исследования либо подготовкас помощью Фортранса. Подготовка играет роль при очищении кишечника от газа и кала. Процедура предполагает исключение «голодных» газов, поэтому за 1,5 часа до выполнения урографического обследования пациент должен выпить чай без сахара.


 


 

Подготовка к радиоизотопным методам исследования

Общие положения. 

Радиоизотопные методы исследования проводятся согласно назначению лечащего врача на основании записи в истории болезни или амбулаторной карте с обоснованием назначения. 
Следует помнить, что большинство исследований в отделении радиоизотопной диагностики осуществляется в плановом порядке (определяется сроками поставки изотопов). Поэтому заявка на исследование оформляется предварительно по телефону диспетчера отделения 764-255. Необходимо сообщить следующие сведения: метод исследования, Ф.И.О. пациента, фамилия врача, назначившего исследование. Диспетчер отделения изотопной диагностики сообщает о дате и времени явки пациента на исследование. Необходимо знать, что качественное проведение исследования зависит от своевременной, в строго назначенное время, явки пациента и наличия у него направления и амбулаторной карты или выписки из неё. 
При отмене исследования или задержке его проведения по каким-либо причинам пациент должен немедленно сообщить об этом в отделение изотопной диагностики. 
Исследования в срочном порядке согласуются лечащим врачом с заведующим отделением изотопной диагностики. 
Радиоизотопные исследования не мешают проведению других диагностических и лечебных мероприятий. 

Методы и исследования, требующие специальной подготовки. 

Функциональное исследование щитовидной железы с помощью 131-йодида натрия. 

В течение 3-х месяцев перед проведением исследования пациентам запрещается: 

  • проведение рентгеноконтрастного исследования; 
  • прием препаратов, содержащих йод; 
  • за 10 дней до исследования отменяются седативные препараты, содержащие йод в высоких концентрациях. 

Пациент приходит на исследование в отделение радиоизотопной диагностики утром натощак. Через 30 минут после приема радиоактивного йода можно завтракать. 

Сцинтиграфия щитовидной железы с помощью 131-йодида натрия 

Пациент приходит на исследование утром натощак. Через 30 мин. после приема радиоактивного йода можно завтракать. Сцинтиграфию щитовидной железы проводят через 24 часа после приема препарата. 

Сцинтиграфия миокарда с помощью 201-Таллия хлорида. 

Проводится натощак. 

Динамическая сцинтиграфия желчевыводящих протоков с ХИДА. 

Исследование проводится натощак. Для исследования необходимо принести с собой 2 сырых яйца. 

Сцинтиграфия костной системы с пирофосфатом. 

Пациент приходит в отделение изотопной диагностики для проведения внутривенного введения препарата утром. Исследование проводится через 3 часа. Перед началом исследования больной должен опорожнить мочевой пузырь. 

Методы и исследования, не требующие специальной подготовки. 

  • Сцинтиграфия печени.
  • Ренография и сцинтиграфия почек.
  • Ангиография почек и брюшной аорты.
  • Ангиография сосудов шеи и головного мозга.
  • Сцинтиграфия головного мозга.
  • Сцинтиграфия поджелудочной железы.
  • Сцинтиграфия легких.
  • ОЦК (определение объема циркулирующей крови).
  • Трансмиссионно-эмиссионное исследование сердца, легких и крупных сосудов.
  • Радиометрическое исследование опухолей кожи.
  • Сцинтиграфия щитовидной железы с помощью пертехнетата.
  • Флебография.
  • Лимфография.
  • Определение фракции выброса.

Отделение радиоизотопной диагностики | Клиническая больница №122 имени Л.Г.Соколова Федерального Медико-Биологического Агентства



Новый эмиссионный томограф работает в

ФГБУ СЗОНКЦ им. Л.Г. Соколова ФМБА России 



Радионуклидные исследования внутренних органов, эндокринных желез, опорно-двигательного аппарата, лимфатической системы. Отделение располагает современной  гамма-камерой. В отделении работают врачи и медицинские сестры имеющие сертификаты и высшую квалификационную категорию. Входит в состав отдела лучевой диагностики ФГБУ СЗОНКЦ им. Л.Г. Соколова ФМБА России.


Отделение радиоизотопной диагностики является многопрофильным диагностическим отделением, в котором выполняются различные комплексные исследования с использованием однофотонного эмиссионного томографа последнего поколения экспертного класса. Диагностическое оборудование лицензировано и сертифицировано.

Радионуклидный (радиоизотопный) метод диагностики


Является одним из наиболее распространенных лучевых методов, уступая лишь традиционной рентгенодиагностике и служит для распознавания патологических изменений органов и систем человека с помощью радиофармпрепаратов (РФП), в которые входят соединения, меченые радионуклидами.


Радионуклидная диагностика охватывает все виды применения открытых радиоактивных веществ в диагностических целях. Развивающиеся методы клинического применения радиоизотопов позволяют определять наличие (радиометрия), транспорт (радиография) и распределение (сцинтиграфия) радиоиндикаторов в различных органах и тканях.


Создание современных сцинтилляционных устройств, представляющих собой компьтерно-сцинтиграфические комплексы, позволяет получать, хранить, и обрабатывать изображения отдельных органов и всего тела в широком диапазоне режимов: динамическом, статическом и томографическом. В любом случае при получении сцинтиграфического изображения картина всегда отражает функцию исследуемого органа и ткани. Именно в функциональном аспекте на молекулярном уровне заключается принципиальная отличительная особенность сцинтиграфии от других методов визуализации.


Диагностическая направленность радионуклидного исследования определяется применением радиофармацевтических препаратов, которые представляют собой химические соединения с известными фармакологическими характеристиками.


От обычных фармпрепаратов РФП отличаются не только радиоактивностью, но и еще одной важной особенностью – количество основного вещества настолько мало, что при введении в организм, они не вызывают побочных эффектов (например, аллергических).


Специфичность РФП по отношению к определенным тканевым структурам определяет его органотропность. Понимание механизмов распределения РФП служит основой для интерпретации получаемых результатов. Введение РФП связано с небольшой дозой облучения, не вызывающей неблагоприятных эффектов.


Сегодняшний день радионуклидной диагностики – использование ультракороткоживущих радиоизотопов и современных радиодиагностических систем, которые, благодаря комплексным технологиям, ориентированы на сокращение расстояния между детектором и источником излучения, предлагая клинике изумительное, ранее недостижимое для гамма-камер качество визуализации.


Большую роль в получении таких изображений играют принципиально новые, более эффективные алгоритмы обсчета данных. Новые принципы, реализованные в современных радиодиагностических системах резко увеличивают входящий поток информации, не искажая её.

Общие показания для проведения радионуклидных методов исследования

  • В кардиологии: Сцинтиграфия миокарда проводится для выявления очаговых изменений сердечной мышцы по нарушениям перфузии у больных с острым инфарктом миокарда для диагностики и дифференциальной диагностики ишемической болезни сердца и некоторых некоронарогенных поражений миокарда, для выявления скрытых нарушений коронарного кровотока, выявление жизнеспособности миокарда в сегментах с нарушенной сократимостью, для оценки эффективности лечения.
  • В ангиологии: Оклюзионные поражения аорты и магистральных сосудов, сцинтиграфия при заболеваниях вен и лимфатической системы.
  • В гастроэнтерологии: Сцинтиграфия слюнных желез проводится для получения информации о топографии, размерах, форме, состояния паренхимы слюнных желез при заболеваних онкологического и неопухолевого характера, сопровождающихся деструктивными изменениями паранхимы. Исследование моторно-эвакуаторной функции желудка и пищевода в физиологических условиях при заболеваниях органов, сопровождающихся нарушением указанной функции, при пострезекционных состояниях. Радионуклидная гепатография для определения поглотительно-эвакуаторной функции клеток печени, проходимости желчевыводящих путей, функции желчного пузыря, а также при состояниях, вызывающих нарушение их функций, для оценки эффективности лечения. Статическая сцинтиграфия печени и селезенки с коллоидными препаратами проводится для получения информации для выявления диффузных и объемных поражений при различных заболеваниях печени и селезенки. Определение желудочно-кишечных кровоточений.
  • В пульмонологии: Тромбэмболия легочной артерии (ТЭЛА)


    Перфузионная сцинтиграфия при диагностике тромэмболии ветвей легочной артерии. Онкологические заболевания легких. Воспалительные заболевания легких. При заболеваниях сердца и сосудов, реснитчатого эпителия бронхов.

  • В нефрологии: Статическая сцинтиграфия при патологии развития почек, изменения в локализации органов, очаговых и диффузных поражениях с определением количества функционирующей паренхимы. Динамическая сцинтиграфия почек проводится для определения секреторно-эвакуаторной функции по показателям почечного плазмотока, клубочковой фильтрации и уродинамики при заболеваниях мочеполовой, сердечно-сосудистой системы при заболеваниях, сопровождающихся нарушением функции почек, для оценки эффективности лечения.
  • В эндокринологии: Токсическая аденома щитовидной железы


    Наличие узлового зоба. Для оценки функционального состояния узлов в щитовидной железе. Диагностики загрудинного зоба и другой эктопической локализации щитовидной железы. Контроль качества лечения, выявление рецидивов узлового токсического зоба, рецидивов и поиска метастазов рака щитовидной железы. Диагностика аденом паращитовидных желез и выявление патологии надпочечников.

  • В неврологии: Статическая сцинтиграфия для оценки перфузии головного мозга диагностики ликворный свищей, дифференциальная диагностика демиелинизирующий заболеваний мозга, оценки состояния макрофагальной системы при антифосфолипидном синдроме.
  • В остеологии: Поиск и исключение метастатического поражения костей. Оценка результатов химио- и лучевой терапии. Воспалительные заболевания костей и суставов. Травматические переломы костей.
  • В отоларингологии: Диагностика поражения околоносовых пазух, дифференциальная диагностика кондуктивной тугоухости, исследование мукоцилиарного клиренса.
  • В онкологии: Метастазы рака предстательной железы в кости


    Сцинтиграфия опухолей с туморотропными препаратами для диагностики и дифференциальной диагностики злокачественных новообразований, уточнение локализации и степени распространенности опухолевого процесса, выявление регионарных т отдаленных метастазов. Для оценки эффективности лечения опухолей и распознавания рецидивов.

Противопоказания


Противопоказанием для проведения радионуклидных исследований является наличие беременности. При диагностике заболеваний желудочно-кишечного тракта исследования проводятся натощак, а выполнение других радионуклидных процедур подготовки не требует.

Методики и технологии



ФГБУ СЗОНКЦ им. Л.Г. Соколова ФМБА России.
Отделение радиоизотопной диагностики.


Запись на исследования по телефону: +7(812)559-99-01 (09:00-15:00 в будние дни).

Должность:
Заведующий радиоизотопным отделением, врач-радиолог, к.м.н.

Доступность радионуклидов для исследований в области ядерной медицины — Развитие ядерной медицины посредством инноваций

В этой главе рассматривается часть четвертого заряда постановки задачи. В нем изучается, существует ли нехватка радионуклидов для исследований в области ядерной медицины, и если да, то какое влияние он оказывает на фундаментальные и перспективные исследования, открытие лекарств и уход за пациентами, и какие краткосрочные и долгосрочные стратегии могут быть реализованы для смягчения такого дефицита. дефицит. Глава состоит из следующих разделов:

5.1. ИСТОРИЯ ВОПРОСА

В основе всех процедур ядерной медицины лежит необходимость круглогодичного надежного наличия радионуклидов. В настоящее время более 70 процентов всех процедур в ядерной медицине основаны на технеции-99m (Nuclear Energy Agency 2000), радионуклиде, производимом отдельными генераторами, которые используют материалы, произведенные в реакторах за пределами Соединенных Штатов. 1 Растущее использование позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ) и целевой радионуклидной терапии создало потребность в стабильных поставках ряда других радионуклидов, и ожидается, что спрос будет расти (Wagner et al.1999).

Производство радионуклидов в Соединенных Штатах можно проследить до графитового реактора в Окриджской национальной лаборатории (ORNL) вскоре после Второй мировой войны. За первый год работы были осуществлены сотни отгрузок 60 различных радионуклидов. Производство радионуклидов для биомедицинских исследований продолжалось до тех пор, пока реактор не был остановлен в 1963 году. На основе достигнутых успехов и интереса, вызванного этой ранней работой, радионуклиды производились на протяжении 1960-х и 1970-х годов в университетах и ​​национальных лабораториях, у которых были реакторы, циклотроны и т. Д. доступны другие ускорители (боковая панель 5.1).

SIDEBAR 5.1

Типы машин, производящих радионуклиды, и способы их образования. Есть два основных способа производства радионуклидов с помощью ядерного реактора или ускорителя частиц. Эти два метода дополняют друг друга в предоставлении широкого спектра (подробнее …)

Коммерческие производители и дистрибьюторы сыграли важную роль в поставках радионуклидов, таких как молибден-99 / технеций-99m, таллий-201, галлий-67, индий. -111 и йод-123.С появлением технологии ПЭТ, начавшейся в конце 1970-х годов, потребность в более надежных поставках радионуклидов с коротким периодом полураспада побудила промышленность разработать небольшие циклотроны для поставки основного радиофармпрепарата — фтор-18-фтордезоксиглюкозы (ФДГ). Однако рынок радионуклидов, таких как медь-67 и астат-211, никогда не был достаточно большим, чтобы стимулировать их производство в промышленности, 2 , и их нелегко получить на циклотронах с низким энергопотреблением. Проблема таких «экзотических» радионуклидов, или радионуклидов, запрошенных довольно небольшим числом исследователей для их научных исследований, преследует эту область в течение многих лет.Многие из этих радионуклидов никогда не будут пользоваться большим спросом, но могут быть важны для углубления понимания фундаментальной биологии или терапевтической эффективности (например, бром-76 и медь-67).

5.2. ЗНАЧИТЕЛЬНЫЕ ОТКРЫТИЯ

Многие открытия, связанные с радионуклидами, стали возможными благодаря государственному финансированию исследований, в частности, исследованиям Министерства энергетики США. Следующие примеры показывают разнообразие и сложность исследований и открытий, которые стали возможными благодаря этим инвестициям:

Генератор молибдена-99 / технеция-99m

Как упоминалось ранее, технеций-99m является наиболее широко используемым радионуклидом для ядерной энергетики. медицинские процедуры в мире, составляющие более 70 процентов всех процедур ядерной медицины (Nuclear Energy Agency 2000).Генератор молибдена-99 / технеция-99m был изобретен в Брукхейвенской национальной лаборатории (BNL). Эта система генератора популярна, потому что у родительского радионуклида (молибден-99) период полураспада составляет 66 часов, а у продукта его распада (технеция-99m) период полураспада составляет 6 часов. Различия в периодах полураспада и химических свойствах молибдена и технеция используются для их разделения в генераторе (врезка 5.2). Это разделение можно повторять много раз, и эта система обеспечивает почти непрерывную подачу радионуклидов по невысокой цене.Основные усилия были затрачены на развитие химии для включения технеция-99m в полезные биологические молекулы. Результаты включают радиофармпрепараты, которые оценивают сердечную функцию, кровоток и метастазы в кости.

SIDEBAR 5.2

Генераторы. Генератор — это устройство, которое используется для извлечения одного нуклида из другого. Например, технеций-99m извлекается из генераторов технеция, которые представляют собой экранированные картриджи, содержащие молибден-99. Солевые растворы можно пропускать (подробнее…)

Carbon-11 Hot Atom Chemistry

Работа Альфреда Вольфа и его сотрудников на протяжении 1960-х и начала 1970-х годов в BNL заложила основу для производства и маркировки углерода-11 в различных биологически активных молекулах. Как показано на боковой панели 5.1, атом углерода-11, полученный в ускорителе частиц, будет иметь большое количество кинетической энергии, более чем достаточное для разрыва обычных химических связей. Эти частицы называются горячими атомами . Большая часть науки о радиоактивных индикаторах / радиофармацевтических препаратах, включая радионуклидную терапию, уходит своими корнями в химию горячего атома.

Функции возбуждения производства

3 для фтора-18, углерода-11 и кислорода-15

В основе исследований радиоактивных индикаторов лежит способность производить достаточное количество радионуклида для включения в биологически полезные молекулы. В конце 1970-х группа исследователей под руководством Альфреда Вольфа из BNL изучила ряд функций возбуждения, чтобы продемонстрировать, что простой низкоэнергетический ускоритель только для протонов может производить необходимые количества наиболее широко используемых радионуклидов для ПЭТ. .Эта работа подтолкнула коммерческую компанию к разработке и созданию небольшого циклотрона, предназначенного для доставки больших количеств фтора-18, углерода-11 и кислорода-15 в центры ПЭТ. В настоящее время почти 200 таких циклотронов расположены по всему миру, обеспечивая инфраструктуру для поставки ФДГ и других индикаторов ПЭТ (географическое распределение циклотронов в Соединенных Штатах см. На Рисунке 6.1).

Разработка практических систем генераторов

Возможность доступа к радионуклидам ПЭТ без использования ускорителей или реакторов на месте зависит от наличия радионуклидов, произведенных генератором.Национальная лаборатория Лоуренса в Беркли разработала первые практические генераторы пар германий-68 / галлий-68 и стронций-82 / рубидий-82. Стронций-82 в настоящее время все чаще используется для клинических исследований сердца. В настоящее время он поставляется через консорциум ускорителей по всему миру, которые работают паразитно и не находятся под контролем сообщества пользователей. С увеличением спроса на генератор стронция-82 источников тока может оказаться недостаточно для поддержания доступности этого радионуклида.

Производство генератора вольфрам-188 / рений-188

ORNL разработала систему генератора перреновой кислоты на основе вольфрама-188 / рения-188 без носителя. Изотопы рения имеют химический состав, аналогичный химическому составу технеция, и поэтому представляют интерес для адаптации обширных инструментов маркировки, созданных для технеция-99m. Рений-188, в частности, привлекателен для некоторых терапевтических применений, поскольку он испускает высокоэнергетические бета-частицы и имеет относительно короткий период полураспада.

5.3. ТЕКУЩЕЕ СОСТОЯНИЕ ДОСТУПНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В СОЕДИНЕННЫХ ШТАТАХ

Национальные лаборатории Министерства энергетики (МЭ) остаются основным источником менее широко используемых или экзотических радионуклидов, производимых на их крупных реакторах и ускорительных установках.Эти объекты включают в себя реактор с высоким потоком изотопов (HFIR) в ORNL, Brookhaven Linac по производству изотопов (BLIP) в BNL, завод по производству изотопов в Лос-Аламосском центре ядерных наук (LANSCE) в Национальной лаборатории Лос-Аламоса (LANL) и Advanced Test Реактор (ATR) 4 в Национальной лаборатории Айдахо (INL). Помещения национальных лабораторий были спроектированы и эксплуатировались для выполнения своих задач в области физики, материаловедения и других исследовательских программ. Помимо выполнения своих основных задач, эти реакторы и ускорители были доступны для производства радионуклидов в паразитном режиме (т.е., а ускорители работают не по назначению). Однако по мере роста интереса к экзотическим радионуклидам национальные лаборатории оказались не в состоянии удовлетворить потребности исследовательского сообщества в регулярной и постоянной доступности этих радионуклидов. Не только рабочие графики диктовались основными пользователями, но и производство радионуклидов было ограничено из-за возрастной деградации объектов и продолжительных остановок для обслуживания объектов. Из основных действующих установок, поддерживающих производство радионуклидов, HFIR в ORNL впервые был запущен в 1965 году, ATR в INL в 1970 году, калютроны ORNL в 1944 году, BLIP в BNL в 1972 году и LANSCE в LANL в 1974 году.В настоящее время нет планов по замене этих объектов. 5

Исследовательские реакторы среднего размера, расположенные в университетских городках, также дополнили крупные объекты Министерства энергетики, обеспечивая исследовательское количество медицинских изотопов. Одним из успешных примеров является радиохимическая и радиофармацевтическая программа исследований, производства и обучения на исследовательском реакторе Миссурийского университета (MURR). Подкомитет Консультативного комитета по исследованиям в области ядерной энергии (NERAC) оценил MURR и признал его лучшей программой в США (Reba et al.2000), а Национальная программа по увеличению производства радионуклидов недавно рекомендовала, чтобы MURR получил федеральную поддержку в размере 7 миллионов долларов для модернизации своего предприятия с целью повышения качества и количества производства радионуклидов для исследований и клинических применений (SNM 2005). Однако количество исследовательских реакторов в университетах США неуклонно сокращалось с начала 1970-х годов. Из 25 действующих в настоящее время университетских исследовательских реакторов 11 имеют лицензию на мощность не менее 1 МВт; остальные 14 реакторов являются реакторами малой мощности, пригодными только для учебных целей (Бернард и Ху, 2000, Роджерс, 2002).Большинство этих реакторов были построены в конце 1950-х или 1960-х годов и требуют постоянной модернизации и технического обслуживания для выполнения своих исследовательских и образовательных задач. перечисляет реакторные и ускорительные установки в Соединенных Штатах, которые могут производить медицинские радионуклиды.

ТАБЛИЦА 5.1

Реакторные и ускорительные установки в США с возможностью производства медицинских радионуклидов.

Эти проблемы инфраструктуры усугубляются озабоченностью по поводу наличия обогащенных стабильных изотопов 6 , которые используются в качестве целевых материалов для производства радионуклидов, независимо от метода.Почти все обогащенные стабильные изотопы, которые используются в ядерной медицине, импортируются от иностранных поставщиков. Первичный внутренний источник, calutrons 7 в ORNL, находится в режиме ожидания с 1998 года из-за конкурентоспособных цен иностранных поставщиков (Reba et al. 2000). Согласно отчету, подготовленному NERAC (Wagner et al. 1999), ORNL имеет значительный запас обогащенных стабильных изотопов. Хотя в ближайшем будущем это предложение не исчезнет, ​​есть опасения, что без четкого плана удовлетворения будущих потребностей исследователи как в Соединенных Штатах, так и во всем мире столкнутся с нехваткой обогащенных стабильных изотопов.

На распределение исследовательских радионуклидов также повлиял Закон 1990 г. об ассигнованиях на развитие энергетики и водных ресурсов (Публичный закон 101-101), который требует от Министерства энергетики использовать модель 8 с полным возмещением затрат (врезка 5.3). Следствием этого закона стал конкурирующий спрос между производством дорогостоящих некоммерческих радионуклидов для исследователей и поставкой больших объемов радионуклидов коммерческого использования частному сектору. Требование полного возмещения затрат сделало доступ к новым радионуклидам недоступным по стоимости для подавляющего большинства лабораторий и клиник и является одним из основных препятствий на пути прогресса исследований в области ядерной медицины.

SIDEBAR 5.3

Закон 1990 года об ассигнованиях на развитие энергетики и водоснабжения (публичный закон 101-101). П.Л. 101-101 — один из двух основных законов, которые предоставляют полномочия по регулированию производства и распределения радионуклидов в Соединенных Штатах. В отличие от Закона об атомной энергии (подробнее …)

В ряде исследований, проведенных различными организациями, включая Институт медицины, изучались потребности страны в изотопах (т.е. радионуклидах и стабильных изотопах) (врезка 5.4 содержит список литературы). Все эти исследования пришли к одному и тому же выводу: срочно необходима специализированная установка по производству радионуклидов для стимулирования и облегчения исследований и обучения использованию радионуклидов в биологических науках, а также для обеспечения круглогодичного внутреннего снабжения радионуклидами для ядерной медицины. упражняться.

SIDEBAR 5.4

Исследования по изучению предложения изотопов в США. Разделенные изотопы: жизненно важные инструменты для науки и медицины, отчет Национального исследовательского совета, National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия.C., 1982. (NRC 1982) Adelstein SJ, Manning JF, eds. (подробнее …)

5.4. ТЕКУЩИЕ И БУДУЩИЕ ПОТРЕБНОСТИ

Чтобы определить текущие и будущие потребности в производстве радионуклидов для продолжения исследований в области ядерной медицины, комитет запросил мнения экспертов в этой области. это список радионуклидов, наиболее часто описываемых как важные для исследований в области ядерной медицины. Некоторые из этих исследовательских радионуклидов не производятся в достаточных количествах для удовлетворения исследовательских потребностей.Технические и нетехнические потребности и препятствия кратко описаны в разделах 5.4.1 и 5.4.2, соответственно.

ТАБЛИЦА 5.2

Терапевтические радионуклиды, используемые для исследований в области ядерной медицины.

5.4.1. Технические потребности и препятствия

Нет внутреннего (то есть в США) источника для большинства медицинских радионуклидов, используемых в повседневной практике ядерной медицины. Кроме того, отсутствие специализированных отечественных ускорителей и реакторов для круглогодичного производства медицинских радионуклидов для исследований ограничивает разработку и оценку новых радиофармпрепаратов.Паразитическое использование физических машин не отвечало требованиям медицинского исследовательского сообщества по типу, количеству, своевременности производства и стоимости радионуклидов. Например, медь-67 показала большие перспективы в качестве терапевтического радионуклида, но она доступна только в результате паразитического использования ускорителей с задачами, отличными от производства радионуклидов. 9 Другим примером является астат-211, альфа-излучающий радионуклид, для производства которого требуется ускоритель альфа-частиц средней энергии.В Соединенных Штатах осталось всего несколько ускорителей, способных производить астат-211, и они в основном используются для клинических программ ПЭТ и для лучевой терапии.

Хотя закупка изотопов в зарубежных странах, таких как Германия и Россия, и расширение международного сотрудничества являются стоящими альтернативами, полагаться исключительно на иностранные источники имеет ряд недостатков. К ним относятся увеличение времени прохождения через международные границы, что для радионуклидов, распадающихся во время транспортировки, является важным соображением; и возможные изменения в приоритетах производства радионуклидов, которые могут отрицательно повлиять на U.С. исследователи. Ряд исследований, в которых рассматривалась эта проблема, пришли к выводу, что в Соединенных Штатах должен быть специальный завод по производству радионуклидов для удовлетворения потребностей исследовательского сообщества (IOM 1995, Wagner et al. 1999, Reba et al. 2000). Эксплуатация такой установки должна быть субсидирована, чтобы исследователи могли исследовать новые и новаторские применения радионуклидов. 10

Для исследований, в которых используются короткоживущие радионуклиды, очень важно иметь на месте ускоритель для обеспечения этими радионуклидами, когда это необходимо.Существующие больничные циклотроны, как правило, полностью привержены своим собственным программам и не могут рассматриваться как надежный источник экзотических радионуклидов для исследований. Кроме того, многие из этих радионуклидов могут быть получены только на ускорителях с энергией 30 МэВ или выше или для них требуются частицы, отличные от протонов, ни один из которых не может быть получен с помощью текущих больничных циклотронов.

5.4.2. Нетехнические потребности и препятствия

Программа по изотопам DOE-NE не отвечает потребностям исследовательского сообщества, потому что усилия не координируются должным образом с деятельностью NIH или с Управлением биологических и экологических исследований DOE.Кроме того, P. L. 101-101 (врезка 5.3), который требует полного возмещения затрат на радионуклиды, поставляемые Министерством энергетики, будь то для клинического использования или исследований, сдерживает производство исследовательских радионуклидов и радиофармацевтические исследования. Как следствие, за последнее десятилетие на рынке появилось мало новых радиоактивных индикаторов, и на коммерческой основе их не хватает.

С точки зрения исследований, сообщество пользователей — это один исследователь или небольшое количество исследователей, для которых стоимость производства экзотических радионуклидов превышает доступные бюджеты.Было трудно включить такие расходы в гранты на исследования, потому что их долларовая стоимость непропорционально выше, чем другие расходы на исследования. Следовательно, в отличие от коммерческих поставщиков, которые могут переложить расходы на более широкое сообщество пользователей, исследователи, изучающие новые способы использования радионуклидов для диагностики и лечения, не могут позволить себе полную стоимость радионуклидов, продаваемых Министерством энергетики. Такой барьер снижает потребность в новых радионуклидах. Это также создало впечатление, что сообщество ядерной медицины не заинтересовано, потому что оно не запрашивает радионуклиды.Хотя верно то, что не существует новых радионуклидов с необходимыми физическими и химическими свойствами для использования в визуализации и терапии, исследования новых применений известных радионуклидов будут продолжаться. Таким образом, можно привести аргумент, что предприятие по производству радионуклидов Министерства энергетики, которое может получить выгоду от новых видов использования, должно нести все или, по крайней мере, часть затрат на разработку. Однако производственное предприятие не является исследовательской организацией, и поэтому потребуется создать какой-то механизм для проверки заявок на получение субсидии.

5.5. РЕКОМЕНДАЦИИ


РЕКОМЕНДАЦИЯ 1:

Улучшение производства отечественных медицинских радионуклидов
т. Для устранения дефицита производимых ускорителями и ядерными реакторами
медицинских радионуклидов, необходимых для исследований, специальный ускоритель и
Следует рассмотреть возможность модернизации до ядерного реактора.

Эта рекомендация согласуется с другими исследованиями, в которых изучались поставки медицинских изотопов в США и делались те же выводы (IOM 1995, Wagner et al.1999, Реба и др. 2000).


РЕКОМЕНДАЦИЯ 2:

Проверить инвентарь обогащенных стабильных изотопов и
при необходимости оценить варианты поставок на внутреннем рынке. Текущий инвентарь EN
богатых стабильных изотопов сокращается, и растет беспокойство, что
Калютроны не могут быть экономически эффективными для удовлетворения спроса, если
открыт.Министерству энергетики следует оценить возможность отечественного обогащенного
Источник изотопов для обеспечения доступности для медицинских исследований.

1

Доступность технеция-99m в настоящее время изучается под эгидой отдельного исследования Национального исследовательского совета и выходит за рамки настоящего отчета.

2

Список коммерчески доступных радиофармпрепаратов приведен в Приложении C.

3

Количество производимого радионуклида зависит от энергии частицы, которая используется для бомбардировки цели. Зависимость выхода радиоактивного продукта от энергии частицы называется функцией возбуждения.

4

Хотя ATR в INL является крупнейшим исследовательским реактором в Соединенных Штатах, он не предназначен для производства медицинских изотопов с коротким периодом полураспада. Тем не менее, штат Айдахо планирует инвестировать 2 миллиона долларов в модернизацию производственных мощностей, которые позволят производить медицинские изотопы к 2008 году (пресс-релиз, дек., 29, 2006). В частности, финансирование позволяет установить установку для облучения с шаттлом, которая будет производить медицинские и другие изотопы.

5

Планируется инвестировать 200 миллионов долларов в модернизацию LANSCE.

6

Обогащенные стабильные изотопы относятся к увеличению содержания определенного изотопа до уровней, превышающих его естественное содержание.

7

Калютроны — это устройства, используемые для увеличения изотопного состава элемента, основанные на электромагнитном разделении молекул разной массы.

8

Полное возмещение затрат означает возмещение или финансирование полной стоимости проекта или услуги, включая накладные расходы.

9

BNL, LANL и Tri-University Meson Facility (TRIUMF) доступны для производства радионуклидов менее чем на полгода.

10

Преимущества обеспечения радионуклидов по низкой цене очевидны из опыта Вашингтонского университета, который получил финансирование от Национального института рака для производства нетрадиционных радионуклидов ПЭТ, таких как медь-64, галлий-66, бром- 76 и йод-124 для пользователей.Вашингтонский университет предоставил эти нетрадиционные радионуклиды по низкой цене (т. Е. С высокой степенью субсидирования) более чем 30 исследовательским учреждениям, которые ранее не имели технических возможностей для их производства. Тем самым он создал достаточно большой спрос, чтобы стимулировать коммерческое участие. Сегодня медь-64 и йод-124 коммерчески доступны от MDS-Nordion и IBA Molecular соответственно.

Доступность радионуклидов для исследований в области ядерной медицины — Развитие ядерной медицины посредством инноваций

В этой главе рассматривается часть четвертого заряда постановки задачи.В нем изучается, существует ли нехватка радионуклидов для исследований в области ядерной медицины, и если да, то какое влияние он оказывает на фундаментальные и перспективные исследования, открытие лекарств и уход за пациентами, и какие краткосрочные и долгосрочные стратегии могут быть реализованы для смягчения такого дефицита. дефицит. Глава состоит из следующих разделов:

5.1. ИСТОРИЯ ВОПРОСА

В основе всех процедур ядерной медицины лежит необходимость круглогодичного надежного наличия радионуклидов. В настоящее время более 70 процентов всех процедур в ядерной медицине основаны на технеции-99m (Nuclear Energy Agency 2000), радионуклиде, производимом отдельными генераторами, которые используют материалы, произведенные в реакторах за пределами Соединенных Штатов. 1 Растущее использование позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ) и целевой радионуклидной терапии создало потребность в стабильных поставках множества других радионуклидов, и ожидается, что спрос будет расти (Wagner et al. 1999).

Производство радионуклидов в Соединенных Штатах можно проследить до графитового реактора в Окриджской национальной лаборатории (ORNL) вскоре после Второй мировой войны. За первый год работы были осуществлены сотни отгрузок 60 различных радионуклидов.Производство радионуклидов для биомедицинских исследований продолжалось до тех пор, пока реактор не был остановлен в 1963 году. На основе достигнутых успехов и интереса, вызванного этой ранней работой, радионуклиды производились на протяжении 1960-х и 1970-х годов в университетах и ​​национальных лабораториях, у которых были реакторы, циклотроны и т. Д. доступны другие ускорители (боковая панель 5.1).

SIDEBAR 5.1

Типы машин, производящих радионуклиды, и способы их образования. Есть два основных способа производства радионуклидов с помощью ядерного реактора или ускорителя частиц.Эти два метода дополняют друг друга в предоставлении широкого спектра (подробнее …)

Коммерческие производители и дистрибьюторы сыграли важную роль в поставках радионуклидов, таких как молибден-99 / технеций-99m, таллий-201, галлий-67, индий. -111 и йод-123. С появлением технологии ПЭТ, начавшейся в конце 1970-х годов, потребность в более надежных поставках радионуклидов с коротким периодом полураспада побудила промышленность разработать небольшие циклотроны для поставки основного радиофармпрепарата — фтор-18-фтордезоксиглюкозы (ФДГ).Однако рынок радионуклидов, таких как медь-67 и астат-211, никогда не был достаточно большим, чтобы стимулировать их производство в промышленности, 2 , и их нелегко получить на циклотронах с низким энергопотреблением. Проблема таких «экзотических» радионуклидов, или радионуклидов, запрошенных довольно небольшим числом исследователей для их научных исследований, преследует эту область в течение многих лет. Многие из этих радионуклидов никогда не будут пользоваться большим спросом, но могут быть важны для углубления понимания фундаментальной биологии или терапевтической эффективности (например,г., бром-76 и медь-67).

5.2. ЗНАЧИТЕЛЬНЫЕ ОТКРЫТИЯ

Многие открытия, связанные с радионуклидами, стали возможными благодаря государственному финансированию исследований, в частности, исследованиям Министерства энергетики США. Следующие примеры показывают разнообразие и сложность исследований и открытий, которые стали возможными благодаря этим инвестициям:

Генератор молибдена-99 / технеция-99m

Как упоминалось ранее, технеций-99m является наиболее широко используемым радионуклидом для ядерной энергетики. медицинские процедуры в мире, составляющие более 70 процентов всех процедур ядерной медицины (Nuclear Energy Agency 2000).Генератор молибдена-99 / технеция-99m был изобретен в Брукхейвенской национальной лаборатории (BNL). Эта система генератора популярна, потому что у родительского радионуклида (молибден-99) период полураспада составляет 66 часов, а у продукта его распада (технеция-99m) период полураспада составляет 6 часов. Различия в периодах полураспада и химических свойствах молибдена и технеция используются для их разделения в генераторе (врезка 5.2). Это разделение можно повторять много раз, и эта система обеспечивает почти непрерывную подачу радионуклидов по невысокой цене.Основные усилия были затрачены на развитие химии для включения технеция-99m в полезные биологические молекулы. Результаты включают радиофармпрепараты, которые оценивают сердечную функцию, кровоток и метастазы в кости.

SIDEBAR 5.2

Генераторы. Генератор — это устройство, которое используется для извлечения одного нуклида из другого. Например, технеций-99m извлекается из генераторов технеция, которые представляют собой экранированные картриджи, содержащие молибден-99. Солевые растворы можно пропускать (подробнее…)

Carbon-11 Hot Atom Chemistry

Работа Альфреда Вольфа и его сотрудников на протяжении 1960-х и начала 1970-х годов в BNL заложила основу для производства и маркировки углерода-11 в различных биологически активных молекулах. Как показано на боковой панели 5.1, атом углерода-11, полученный в ускорителе частиц, будет иметь большое количество кинетической энергии, более чем достаточное для разрыва обычных химических связей. Эти частицы называются горячими атомами . Большая часть науки о радиоактивных индикаторах / радиофармацевтических препаратах, включая радионуклидную терапию, уходит своими корнями в химию горячего атома.

Функции возбуждения производства

3 для фтора-18, углерода-11 и кислорода-15

В основе исследований радиоактивных индикаторов лежит способность производить достаточное количество радионуклида для включения в биологически полезные молекулы. В конце 1970-х группа исследователей под руководством Альфреда Вольфа из BNL изучила ряд функций возбуждения, чтобы продемонстрировать, что простой низкоэнергетический ускоритель только для протонов может производить необходимые количества наиболее широко используемых радионуклидов для ПЭТ. .Эта работа подтолкнула коммерческую компанию к разработке и созданию небольшого циклотрона, предназначенного для доставки больших количеств фтора-18, углерода-11 и кислорода-15 в центры ПЭТ. В настоящее время почти 200 таких циклотронов расположены по всему миру, обеспечивая инфраструктуру для поставки ФДГ и других индикаторов ПЭТ (географическое распределение циклотронов в Соединенных Штатах см. На Рисунке 6.1).

Разработка практических систем генераторов

Возможность доступа к радионуклидам ПЭТ без использования ускорителей или реакторов на месте зависит от наличия радионуклидов, произведенных генератором.Национальная лаборатория Лоуренса в Беркли разработала первые практические генераторы пар германий-68 / галлий-68 и стронций-82 / рубидий-82. Стронций-82 в настоящее время все чаще используется для клинических исследований сердца. В настоящее время он поставляется через консорциум ускорителей по всему миру, которые работают паразитно и не находятся под контролем сообщества пользователей. С увеличением спроса на генератор стронция-82 источников тока может оказаться недостаточно для поддержания доступности этого радионуклида.

Производство генератора вольфрам-188 / рений-188

ORNL разработала систему генератора перреновой кислоты на основе вольфрама-188 / рения-188 без носителя. Изотопы рения имеют химический состав, аналогичный химическому составу технеция, и поэтому представляют интерес для адаптации обширных инструментов маркировки, созданных для технеция-99m. Рений-188, в частности, привлекателен для некоторых терапевтических применений, поскольку он испускает высокоэнергетические бета-частицы и имеет относительно короткий период полураспада.

5.3. ТЕКУЩЕЕ СОСТОЯНИЕ ДОСТУПНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В СОЕДИНЕННЫХ ШТАТАХ

Национальные лаборатории Министерства энергетики (МЭ) остаются основным источником менее широко используемых или экзотических радионуклидов, производимых на их крупных реакторах и ускорительных установках.Эти объекты включают в себя реактор с высоким потоком изотопов (HFIR) в ORNL, Brookhaven Linac по производству изотопов (BLIP) в BNL, завод по производству изотопов в Лос-Аламосском центре ядерных наук (LANSCE) в Национальной лаборатории Лос-Аламоса (LANL) и Advanced Test Реактор (ATR) 4 в Национальной лаборатории Айдахо (INL). Помещения национальных лабораторий были спроектированы и эксплуатировались для выполнения своих задач в области физики, материаловедения и других исследовательских программ. Помимо выполнения своих основных задач, эти реакторы и ускорители были доступны для производства радионуклидов в паразитном режиме (т.е., а ускорители работают не по назначению). Однако по мере роста интереса к экзотическим радионуклидам национальные лаборатории оказались не в состоянии удовлетворить потребности исследовательского сообщества в регулярной и постоянной доступности этих радионуклидов. Не только рабочие графики диктовались основными пользователями, но и производство радионуклидов было ограничено из-за возрастной деградации объектов и продолжительных остановок для обслуживания объектов. Из основных действующих установок, поддерживающих производство радионуклидов, HFIR в ORNL впервые был запущен в 1965 году, ATR в INL в 1970 году, калютроны ORNL в 1944 году, BLIP в BNL в 1972 году и LANSCE в LANL в 1974 году.В настоящее время нет планов по замене этих объектов. 5

Исследовательские реакторы среднего размера, расположенные в университетских городках, также дополнили крупные объекты Министерства энергетики, обеспечивая исследовательское количество медицинских изотопов. Одним из успешных примеров является радиохимическая и радиофармацевтическая программа исследований, производства и обучения на исследовательском реакторе Миссурийского университета (MURR). Подкомитет Консультативного комитета по исследованиям в области ядерной энергии (NERAC) оценил MURR и признал его лучшей программой в США (Reba et al.2000), а Национальная программа по увеличению производства радионуклидов недавно рекомендовала, чтобы MURR получил федеральную поддержку в размере 7 миллионов долларов для модернизации своего предприятия с целью повышения качества и количества производства радионуклидов для исследований и клинических применений (SNM 2005). Однако количество исследовательских реакторов в университетах США неуклонно сокращалось с начала 1970-х годов. Из 25 действующих в настоящее время университетских исследовательских реакторов 11 имеют лицензию на мощность не менее 1 МВт; остальные 14 реакторов являются реакторами малой мощности, пригодными только для учебных целей (Бернард и Ху, 2000, Роджерс, 2002).Большинство этих реакторов были построены в конце 1950-х или 1960-х годов и требуют постоянной модернизации и технического обслуживания для выполнения своих исследовательских и образовательных задач. перечисляет реакторные и ускорительные установки в Соединенных Штатах, которые могут производить медицинские радионуклиды.

ТАБЛИЦА 5.1

Реакторные и ускорительные установки в США с возможностью производства медицинских радионуклидов.

Эти проблемы инфраструктуры усугубляются озабоченностью по поводу наличия обогащенных стабильных изотопов 6 , которые используются в качестве целевых материалов для производства радионуклидов, независимо от метода.Почти все обогащенные стабильные изотопы, которые используются в ядерной медицине, импортируются от иностранных поставщиков. Первичный внутренний источник, calutrons 7 в ORNL, находится в режиме ожидания с 1998 года из-за конкурентоспособных цен иностранных поставщиков (Reba et al. 2000). Согласно отчету, подготовленному NERAC (Wagner et al. 1999), ORNL имеет значительный запас обогащенных стабильных изотопов. Хотя в ближайшем будущем это предложение не исчезнет, ​​есть опасения, что без четкого плана удовлетворения будущих потребностей исследователи как в Соединенных Штатах, так и во всем мире столкнутся с нехваткой обогащенных стабильных изотопов.

На распределение исследовательских радионуклидов также повлиял Закон 1990 г. об ассигнованиях на развитие энергетики и водных ресурсов (Публичный закон 101-101), который требует от Министерства энергетики использовать модель 8 с полным возмещением затрат (врезка 5.3). Следствием этого закона стал конкурирующий спрос между производством дорогостоящих некоммерческих радионуклидов для исследователей и поставкой больших объемов радионуклидов коммерческого использования частному сектору. Требование полного возмещения затрат сделало доступ к новым радионуклидам недоступным по стоимости для подавляющего большинства лабораторий и клиник и является одним из основных препятствий на пути прогресса исследований в области ядерной медицины.

SIDEBAR 5.3

Закон 1990 года об ассигнованиях на развитие энергетики и водоснабжения (публичный закон 101-101). П.Л. 101-101 — один из двух основных законов, которые предоставляют полномочия по регулированию производства и распределения радионуклидов в Соединенных Штатах. В отличие от Закона об атомной энергии (подробнее …)

В ряде исследований, проведенных различными организациями, включая Институт медицины, изучались потребности страны в изотопах (т.е. радионуклидах и стабильных изотопах) (врезка 5.4 содержит список литературы). Все эти исследования пришли к одному и тому же выводу: срочно необходима специализированная установка по производству радионуклидов для стимулирования и облегчения исследований и обучения использованию радионуклидов в биологических науках, а также для обеспечения круглогодичного внутреннего снабжения радионуклидами для ядерной медицины. упражняться.

SIDEBAR 5.4

Исследования по изучению предложения изотопов в США. Разделенные изотопы: жизненно важные инструменты для науки и медицины, отчет Национального исследовательского совета, National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия.C., 1982. (NRC 1982) Adelstein SJ, Manning JF, eds. (подробнее …)

5.4. ТЕКУЩИЕ И БУДУЩИЕ ПОТРЕБНОСТИ

Чтобы определить текущие и будущие потребности в производстве радионуклидов для продолжения исследований в области ядерной медицины, комитет запросил мнения экспертов в этой области. это список радионуклидов, наиболее часто описываемых как важные для исследований в области ядерной медицины. Некоторые из этих исследовательских радионуклидов не производятся в достаточных количествах для удовлетворения исследовательских потребностей.Технические и нетехнические потребности и препятствия кратко описаны в разделах 5.4.1 и 5.4.2, соответственно.

ТАБЛИЦА 5.2

Терапевтические радионуклиды, используемые для исследований в области ядерной медицины.

5.4.1. Технические потребности и препятствия

Нет внутреннего (то есть в США) источника для большинства медицинских радионуклидов, используемых в повседневной практике ядерной медицины. Кроме того, отсутствие специализированных отечественных ускорителей и реакторов для круглогодичного производства медицинских радионуклидов для исследований ограничивает разработку и оценку новых радиофармпрепаратов.Паразитическое использование физических машин не отвечало требованиям медицинского исследовательского сообщества по типу, количеству, своевременности производства и стоимости радионуклидов. Например, медь-67 показала большие перспективы в качестве терапевтического радионуклида, но она доступна только в результате паразитического использования ускорителей с задачами, отличными от производства радионуклидов. 9 Другим примером является астат-211, альфа-излучающий радионуклид, для производства которого требуется ускоритель альфа-частиц средней энергии.В Соединенных Штатах осталось всего несколько ускорителей, способных производить астат-211, и они в основном используются для клинических программ ПЭТ и для лучевой терапии.

Хотя закупка изотопов в зарубежных странах, таких как Германия и Россия, и расширение международного сотрудничества являются стоящими альтернативами, полагаться исключительно на иностранные источники имеет ряд недостатков. К ним относятся увеличение времени прохождения через международные границы, что для радионуклидов, распадающихся во время транспортировки, является важным соображением; и возможные изменения в приоритетах производства радионуклидов, которые могут отрицательно повлиять на U.С. исследователи. Ряд исследований, в которых рассматривалась эта проблема, пришли к выводу, что в Соединенных Штатах должен быть специальный завод по производству радионуклидов для удовлетворения потребностей исследовательского сообщества (IOM 1995, Wagner et al. 1999, Reba et al. 2000). Эксплуатация такой установки должна быть субсидирована, чтобы исследователи могли исследовать новые и новаторские применения радионуклидов. 10

Для исследований, в которых используются короткоживущие радионуклиды, очень важно иметь на месте ускоритель для обеспечения этими радионуклидами, когда это необходимо.Существующие больничные циклотроны, как правило, полностью привержены своим собственным программам и не могут рассматриваться как надежный источник экзотических радионуклидов для исследований. Кроме того, многие из этих радионуклидов могут быть получены только на ускорителях с энергией 30 МэВ или выше или для них требуются частицы, отличные от протонов, ни один из которых не может быть получен с помощью текущих больничных циклотронов.

5.4.2. Нетехнические потребности и препятствия

Программа по изотопам DOE-NE не отвечает потребностям исследовательского сообщества, потому что усилия не координируются должным образом с деятельностью NIH или с Управлением биологических и экологических исследований DOE.Кроме того, P. L. 101-101 (врезка 5.3), который требует полного возмещения затрат на радионуклиды, поставляемые Министерством энергетики, будь то для клинического использования или исследований, сдерживает производство исследовательских радионуклидов и радиофармацевтические исследования. Как следствие, за последнее десятилетие на рынке появилось мало новых радиоактивных индикаторов, и на коммерческой основе их не хватает.

С точки зрения исследований, сообщество пользователей — это один исследователь или небольшое количество исследователей, для которых стоимость производства экзотических радионуклидов превышает доступные бюджеты.Было трудно включить такие расходы в гранты на исследования, потому что их долларовая стоимость непропорционально выше, чем другие расходы на исследования. Следовательно, в отличие от коммерческих поставщиков, которые могут переложить расходы на более широкое сообщество пользователей, исследователи, изучающие новые способы использования радионуклидов для диагностики и лечения, не могут позволить себе полную стоимость радионуклидов, продаваемых Министерством энергетики. Такой барьер снижает потребность в новых радионуклидах. Это также создало впечатление, что сообщество ядерной медицины не заинтересовано, потому что оно не запрашивает радионуклиды.Хотя верно то, что не существует новых радионуклидов с необходимыми физическими и химическими свойствами для использования в визуализации и терапии, исследования новых применений известных радионуклидов будут продолжаться. Таким образом, можно привести аргумент, что предприятие по производству радионуклидов Министерства энергетики, которое может получить выгоду от новых видов использования, должно нести все или, по крайней мере, часть затрат на разработку. Однако производственное предприятие не является исследовательской организацией, и поэтому потребуется создать какой-то механизм для проверки заявок на получение субсидии.

5.5. РЕКОМЕНДАЦИИ


РЕКОМЕНДАЦИЯ 1:

Улучшение производства отечественных медицинских радионуклидов
т. Для устранения дефицита производимых ускорителями и ядерными реакторами
медицинских радионуклидов, необходимых для исследований, специальный ускоритель и
Следует рассмотреть возможность модернизации до ядерного реактора.

Эта рекомендация согласуется с другими исследованиями, в которых изучались поставки медицинских изотопов в США и делались те же выводы (IOM 1995, Wagner et al.1999, Реба и др. 2000).


РЕКОМЕНДАЦИЯ 2:

Проверить инвентарь обогащенных стабильных изотопов и
при необходимости оценить варианты поставок на внутреннем рынке. Текущий инвентарь EN
богатых стабильных изотопов сокращается, и растет беспокойство, что
Калютроны не могут быть экономически эффективными для удовлетворения спроса, если
открыт.Министерству энергетики следует оценить возможность отечественного обогащенного
Источник изотопов для обеспечения доступности для медицинских исследований.

1

Доступность технеция-99m в настоящее время изучается под эгидой отдельного исследования Национального исследовательского совета и выходит за рамки настоящего отчета.

2

Список коммерчески доступных радиофармпрепаратов приведен в Приложении C.

3

Количество производимого радионуклида зависит от энергии частицы, которая используется для бомбардировки цели. Зависимость выхода радиоактивного продукта от энергии частицы называется функцией возбуждения.

4

Хотя ATR в INL является крупнейшим исследовательским реактором в Соединенных Штатах, он не предназначен для производства медицинских изотопов с коротким периодом полураспада. Тем не менее, штат Айдахо планирует инвестировать 2 миллиона долларов в модернизацию производственных мощностей, которые позволят производить медицинские изотопы к 2008 году (пресс-релиз, дек., 29, 2006). В частности, финансирование позволяет установить установку для облучения с шаттлом, которая будет производить медицинские и другие изотопы.

5

Планируется инвестировать 200 миллионов долларов в модернизацию LANSCE.

6

Обогащенные стабильные изотопы относятся к увеличению содержания определенного изотопа до уровней, превышающих его естественное содержание.

7

Калютроны — это устройства, используемые для увеличения изотопного состава элемента, основанные на электромагнитном разделении молекул разной массы.

8

Полное возмещение затрат означает возмещение или финансирование полной стоимости проекта или услуги, включая накладные расходы.

9

BNL, LANL и Tri-University Meson Facility (TRIUMF) доступны для производства радионуклидов менее чем на полгода.

10

Преимущества обеспечения радионуклидов по низкой цене очевидны из опыта Вашингтонского университета, который получил финансирование от Национального института рака для производства нетрадиционных радионуклидов ПЭТ, таких как медь-64, галлий-66, бром- 76 и йод-124 для пользователей.Вашингтонский университет предоставил эти нетрадиционные радионуклиды по низкой цене (т. Е. С высокой степенью субсидирования) более чем 30 исследовательским учреждениям, которые ранее не имели технических возможностей для их производства. Тем самым он создал достаточно большой спрос, чтобы стимулировать коммерческое участие. Сегодня медь-64 и йод-124 коммерчески доступны от MDS-Nordion и IBA Molecular соответственно.

Быстрые радиохимические методы для отдельных радионуклидов

Этот сборник документов в формате PDF предоставляет быстрые радиоаналитические методы для выбранных радионуклидов, применимые к промежуточной фазе и фазе восстановления после ядерного или радиологического инцидента, требующего комплексного лабораторного реагирования.Эти методы были разработаны для ускорения аналитического цикла и получения количественных результатов, соответствующих целям качества измерений. Документы по методам были разработаны, чтобы представить персоналу радиоаналитических лабораторий, начальникам управления инцидентами (и их назначенным) и другому персоналу, занимающемуся реагированием на местах, ключевые эксплуатационные соображения лаборатории и вероятные радиоаналитические требования, пути принятия решений, а также качество данных по умолчанию и целевые показатели качества измерений для проб, взятых после радиологический или ядерный инцидент, включая инциденты, вызванные террористическим нападением.

Следует отметить, что эти методы не были разработаны для мониторинга соответствия образцов питьевой воды, и их нельзя истолковывать как одобрение EPA для этой или какой-либо другой регулирующей программы.

  • Анализ гамма-спектрометрии высокого разрешения для нормальной работы и реагирования на радиологические инциденты (pdf)

    (Октябрь 2019 г., EPA 402-B-17-001)

    Документ содержит руководство для персонала радиологической лаборатории по анализу проб с помощью гамма-спектрометрии во время обычных лабораторных операций и после радиологических или ядерных инцидентов.

  • Быстрый метод плавления известняковых матриц с гидроксидом натрия до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Август 2018, 402-Р-18-002)

    Метод применим для плавления образцов известняка с гидроксидом натрия (NaOH) перед процедурами химического разделения. Это общий метод для проб известняка, взятых после радиологического или ядерного инцидента.Образцы известняка могут быть образцами керна, дроблеными образцами или кусками различного размера.

  • Быстрые радиохимические методы, применимые к избранным радионуклидам для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г.)

    Предисловие к третьему изданию: Вода, воздушные фильтры твердых частиц и салфетки, почва, строительные материалы и материалы для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РТГ)

  • Быстрый метод кислотного разложения фильтров из стекловолокна и органических / полимерных композиций и мазков перед анализом изотопного урана, плутония, америция, стронция и радия для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2012 г., 402-R-12-009)

    Метод основан на полном растворении как фильтрующего материала, так и осажденных частиц.

  • Быстрый метод синтеза стекловолокна и органических / полимерных композиционных фильтров с карбонатом натрия и мазки перед анализом изотопного урана, плутония, америция, стронция и радия для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Август 2012 г., 600-R-12-640)

    Метод основан на полном растворении как материала фильтра или салфетки, так и осажденных твердых частиц.

  • Быстрый радиохимический метод определения америция-241 в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2011 г., 402-R-10-001a)

    Метод основан на последовательности двух хроматографических экстракционных смол, используемых для концентрирования, выделения и очистки америция путем удаления мешающих радионуклидов, а также других компонентов водной матрицы, чтобы подготовить фракцию америция для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.

  • Быстрый радиохимический метод определения плутония-238 и плутония-239/240 в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2011 г., 402-R-10-001b)

    Этот метод основан на последовательном использовании двух смол для хроматографической экстракции для выделения и очистки плутония путем удаления мешающих радионуклидов, а также других компонентов матрицы с целью подготовки фракции плутония для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.

  • Быстрый радиохимический метод определения фосфора-32 в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Ноябрь 2011 г., 600-R-11-181)

    Метод будет применим к пробам воды, в которых радиоактивное загрязнение имеет известное или неизвестное происхождение. Метод специфичен для фосфора-32 в питьевой воде и других водных пробах. В этом методе используются методы быстрого радиохимического разделения для определения фосфора-32 в пробах воды после радиологического или ядерного инцидента.

  • Быстрый радиохимический метод обнаружения радия-226 в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2011 г., 402-R-10-001c)

    Известное количество 225Ra используется в качестве детерминанта выхода в этом анализе. Поскольку источник предполагаемого загрязнения может быть неизвестен, образец сначала переваривается с использованием концентрированной азотной кислоты с последующим уменьшением объема и преобразованием в хлоридную соль с использованием концентрированной соляной кислоты.

  • Быстрый радиохимический метод определения общего радиостронция (Sr-90) в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2011 г., 402-R-10-001d)

    Стронций выделяют из матрицы и очищают от потенциально мешающих радионуклидов и компонентов матрицы с помощью специфичного для стронция метода быстрого химического разделения. Образец уравновешивают носителем стронция и концентрируют соосаждением Sr / BaCO3.Если при растворении кислоты отмечаются нерастворимые остатки

  • Быстрый радиохимический метод определения изотопного урана в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Октябрь 2011 г., 402-R-10-001e)

    Этот метод основан на последовательном элюировании мешающих радионуклидов, а также других компонентов матрицы путем экстракционной хроматографии для выделения и очистки урана с целью подготовки урана для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.

  • Быстрые радиохимические методы для отдельных радионуклидов в воде для восстановления окружающей среды после событий, связанных с национальной безопасностью (pdf)

    (Февраль 2010 г., 402-R-10-001)

    Этот сборник предоставляет быстрые радиоаналитические методы для выбранных радионуклидов в водной матрице. Эти новые методы были разработаны для ускорения аналитического времени, необходимого для определения приоритетности обработки проб, с одновременным предоставлением количественных результатов, которые соответствуют целям качества измерений, применимым к промежуточным этапам и этапам восстановления ядерного или радиологического инцидента национального значения, такого как взрыв IND или RDD.

  • Быстрый метод слияния карбоната натрия с почвой и связанными с ней матрицами до анализа стронция-90 для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Октябрь 2012 г., 402-R-12-008)

    Метод основан на полном плавлении репрезентативной тонко измельченной аликванты 1 г высушенного образца без нерастворимого остатка, оставшегося после растворения расплавленного расплава в кислоте. Для сред, состоящих из органических почвенных матриц, образец перед сплавлением подвергается сухому озолению при 600 ° C в соответствующем сосуде.

  • Быстрый метод объединения почвы и связанных с ней матриц до анализов америция, плутония и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Август 2012 г., 600-R-12-636 / 7/8)

    Метод основан на полном плавлении репрезентативной тонко измельченной 1-граммовой аликванты высушенного образца без нерастворимого остатка, оставшегося после растворения расплавленного расплава в кислоте. Для сред, состоящих из органических почвенных матриц, образец перед сплавлением подвергается сухому озолению при 600 ° C в соответствующем сосуде.

  • Быстрый метод определения радия в почве, включающий слияние почвы и матриц, связанных с почвой, с методом радиоаналитического подсчета для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Август 2012 г., 600-R-12-635)

    Метод основан на полном плавлении репрезентативной тонко измельченной 1-граммовой аликванты высушенного образца без нерастворимого остатка, оставшегося после растворения расплавленного расплава в кислоте.Для сред, состоящих из органических почвенных матриц, образец перед сплавлением подвергается сухому озолению при 600 ° C в соответствующем сосуде.

  • Быстрый метод слияния гидроксида натрия и пероксида натрия радиоизотопных термоэлектрических генераторных материалов в матрицах водяных и воздушных фильтров перед анализами плутония для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R14-003)

    Метод основан на полном растворении материалов РИТЭГов в образцах воды или воздушного фильтра.Воздушный фильтр сплавляется с использованием быстрой гидроокиси натрия / перекиси натрия при 700 ° C. Пробы воды: тугоплавкие частицы РТГ собираются на фильтре 0,45 мкм с использованием вакуума. Активность RTG, остающуюся в водном фильтрате, предварительно концентрируют с помощью осаждения фосфатом кальция.

  • Быстрый радиохимический метод определения америция-241 в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-007)

    Этот метод1 основан на использовании смол для экстракционной хроматографии (смолы TEVA® + DGA®) для выделения и очистки америция путем удаления мешающих радионуклидов, а также других компонентов матрицы, чтобы подготовить фракцию америция для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.

  • Быстрый радиохимический метод определения плутония-238 и плутония-239/240 в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-006)

    Этот метод основан на использовании смолы TEVA® (смола, покрытая экстрагентом Aliquat 336) для выделения и очистки плутония путем удаления мешающих радионуклидов, а также других компонентов матрицы с целью подготовки фракции плутония для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.В этом методе используется поток под вакуумом для повышения скорости разделения.

  • Быстрый радиохимический метод определения радия-226 в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-002)

    Известное количество 225Ra используется в качестве индикатора урожайности в этом анализе. Образец плавится с использованием процедуры быстрого метода плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц перед анализами америция, плутония, стронция, радия и урана (ссылка 16.3), а затем изотопы радия удаляются из термоядерной матрицы с использованием стадии осаждения карбоната.

  • Быстрый радиохимический метод определения общего радиостронция (Sr-90) в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-001)

    Настоящий документ (редакция 0), который является частью более крупного сборника, предоставляет быстрые радиоаналитические методы для отдельных радионуклидов, применимые к промежуточным этапам и фазам восстановления ядерного или радиологического инцидента, требующим комплексного лабораторного реагирования.

  • Быстрый радиохимический метод определения изотопного урана в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-005)

    Этот метод основан на использовании смол для экстракционной хроматографии для выделения и очистки изотопов урана путем удаления мешающих радионуклидов, а также других компонентов матрицы с целью подготовки фракции урана для подсчета с помощью альфа-спектрометрии.

  • Быстрый метод плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Апрель 2014 г., 402-R-14-004)

    Метод основан на быстром плавлении репрезентативной аликванты тонкоизмельченной 1–1,5 г с использованием быстрого плавления гидроксида натрия при 600 ° C. Pu, U и Am отделяют от щелочной матрицы с использованием осаждения гидроксида железа / титана (усиленного осаждением фосфата кальция) с последующей стадией удаления матрицы фторида лантана.

  • Валидация быстрого радиохимического метода определения Am-241 в образцах кирпича для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Сентябрь 2014 г., 402-R-14-008)

    В этом отчете представлена ​​сводка результатов процесса валидации метода для комбинации двух методов; Быстрый метод плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов и быстрый радиохимический метод определения Pu-238 и Pu-239/240 в строительных материалах для восстановления окружающей среды После радиологических инцидентов.

  • Валидация быстрого радиохимического метода определения Pu-238 и Pu-239/240 в образцах кирпича для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Сентябрь 2014 г., 204-R-14-009)

    В этом отчете представлена ​​сводка результатов процесса валидации метода для комбинации двух методов; Быстрый метод плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов и быстрый радиохимический метод определения Pu-238 и Pu-239/240 в строительных материалах для восстановления окружающей среды После радиологических инцидентов.

  • Валидация быстрого радиохимического метода определения содержания радия-226 в образцах кирпича для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Сентябрь 2014 г., 402-R-14-010)

    В этом отчете представлена ​​сводка результатов процесса валидации метода для комбинации двух методов; Быстрый метод плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов и быстрый радиохимический метод для Ra-226 в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов.

  • Валидация быстрого радиохимического метода определения общего радиостронция (Sr-90) в образцах кирпича для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Сентябрь 2014 г., 402-R-14-011)

    В этом отчете приводится краткое изложение результатов процесса валидации двух методов: быстрого метода сплавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализа америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов и быстрого анализа. Радиохимический метод определения общего радиостронция (Sr-90) в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов.

  • Валидация быстрого радиохимического метода определения изотопного урана в образцах кирпича для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Сентябрь 2014 г., 402-R-14-012)

    В этом отчете представлена ​​сводка результатов процесса валидации метода для комбинации двух методов; Быстрый метод плавления гидроксида натрия бетонных и кирпичных матриц до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов и быстрый радиохимический метод для изотопного урана в кирпиче для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов.

  • Асфальтовые матрицы до анализов америция, плутония, стронция, радия и урана (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-R-16-001)

    Метод применим для плавления проб асфальта гидроксидом натрия (NaOH) перед процедурами химического разделения. Этот общий метод применяется к образцам асфальта, собранным после радиологического или ядерного инцидента.

  • Быстрый метод плавления с гидроксидом натрия матриц асфальтовых кровельных материалов перед анализами америция, плутония, стронция, радия и урана (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-R-16-003)

    Метод применим для плавления образцов асфальтового кровельного материала с гидроксидом натрия (NaOH) перед процедурами химического разделения.Этот общий метод применяется к образцам кровельного асфальта, собранным после радиологического или ядерного инцидента.

  • Экспресс-радиохимический метод определения калифорния-252 в воде, фильтрах твердых частиц в воздухе, очистителях и почвах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-S17-003)

    Этот метод обеспечивает определение калифорния-252 (252Cf) в воде, фильтрах твердых частиц, мазках и пробах почвы.В этом методе используется индикатор америций-243 (243Am) в качестве основы для количественного определения 252Cf и в качестве радиохимического монитора выхода.

  • Улучшенный быстрый радиохимический метод определения радия-226 в строительных материалах для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-S17-002)

    В этом методе используются усовершенствованные методы быстрого радиохимического разделения для определения изотопов 226Ra в таких строительных материалах, как асфальт, черепица, известняк и гранит, после ядерных или радиологических инцидентов.Этот метод представляет собой более короткую и новую альтернативу быстрому радиохимическому методу определения радия-226 в кирпиче и бетоне для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов.

  • Быстрый радиохимический метод для кюрия-244 в фильтрах твердых частиц воздуха, смывах и почве для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-S17-004)

    Этот метод обеспечивает быстрое определение содержания кюрия-244 (244 см) в фильтрах твердых частиц, мазках и пробах почвы.В этом методе используется индикатор америций-243 (243Am) в качестве основы для количественной оценки 244Cm и в качестве монитора урожайности.

  • Быстрый радиохимический метод определения содержания кюрия-244 в пробах воды для восстановления окружающей среды после радиологических инцидентов (pdf)

    (Май 2017 г., EPA 402-S17-001)

    Этот метод обеспечивает быстрое определение 244Cm в пробах воды. В этом методе используются методы радиохимического разделения для быстрого выделения кюрия из водной матрицы с использованием трассера 243Am в качестве монитора выхода.

Обзор метода отбора и эксперимента по широко изучаемым искусственным радионуклидам в исследованиях отверждения ядерных отходов

Хотя многие типы смоделированных радионуклидов широко использовались в качестве замены реальных ядерных отходов в исследованиях отверждения ядерных отходов, понимание применимость и достоверность смоделированных радионуклидов все еще недостаточны. В частности, для выбора и использования смоделированных радионуклидов, которые могут сыграть решающую роль в точности экспериментальных результатов, по-прежнему отсутствуют единые или интегрированные справочные материалы.В этом документе представлен критический обзор выбора, экспериментальных методов и применимости наиболее часто изучаемых смоделированных радионуклидов с последующим тщательным обсуждением и рекомендациями смоделированных радионуклидов, подходящих для различных затвердевших тел. Подробно проанализированы основные факторы (например, температура, pH и атмосфера), влияющие на выбор моделируемых радионуклидов. Эта работа помогает объединить выбор и использование смоделированных радионуклидов, и это будет полезно для повышения эффективности исследований отверждения нуклидов.

1. Введение

Атомная энергия — это высокоэффективный источник энергии с высокой плотностью энергии, низкой стоимостью и отсутствием выбросов в атмосферу [1]. Однако ядерные объекты ядерной энергетики, медицины, научных исследований, промышленности и сельского хозяйства могут образовывать большие количества ядерных отходов во время эксплуатации и вывода из эксплуатации [2, 3]. Ядерные отходы содержат более 30 радиоактивных элементов, в основном, включая актиниды (такие как Pu и U), элементы деления (такие как Cs, Sr, I, Xe и Ru) и другие радиоактивные элементы, которые могут испускать радиоактивные альфа-лучи ( α -лучи), бета-лучи ( β -лучи) и гамма-лучи ( γ -лучи) при распаде ядра и рентгеновское излучение при электронных переходах атомных оболочек [4–6].Ядерные отходы могут вызвать необратимое радиоактивное загрязнение воздуха, земли и воды из-за высокой радиоактивности и радиотоксичности [7]. Когда человеческий организм подвергается воздействию высоких доз радиации, радиоактивные вещества могут вызвать необратимые повреждения человеческого тела, вызывая мутации в человеческих клетках и рак [7, 8]. Основываясь на двух параметрах, периоде полураспада радионуклидов и радиоактивности, Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) классифицировало радиоактивные отходы на пять категорий: очень короткоживущие отходы (VSLW), очень низкоактивные отходы (VLLW), низкоактивные отходы. (НАО), среднеактивные (САО) и высокоактивные (ВАО) [7].Основные источники и типы радионуклидов в ядерных отходах показаны в таблице 1. Видно, что радионуклиды и их изотопы широко распространены в объектах, воде, остатках отходов и других отходах.

Газообразный , γ

905 905 905 905 905


Источники Радионуклид Форма Тип Отходы

905


, 234 U, 235 U Твердые α , γ Отходы руды, смолы, пластмассы, хвосты, остатки, отходы оборудования
238 U, 234 U , 235 U, 234 Па, 230 Th, 226 Ra Жидкость α , γ Шахтная вода, добывающая вода, очистные сточные воды, сточные воды
9000 238 U, 234 U, 235 U, 222 Rn Газообразный α Выхлопные газы, пыль, радиоактивно e аэрозоль
Работа реактора, отработавшее топливо 137 Cs, 144 Ce, 239 Pu, 129 I, 90 Sr, 133 Xe, 135 Xe, 135 Xe, Np, 87 Kr, 85 Kr, 3 H, 103 Ru, 106 Ru, 99 Tc Твердые и жидкие α , β , γ Радиоактивная смола, грязь, остатки фильтров, отходы оборудования, отработанные инструменты, отходы, охлаждающая вода, оборотная вода, дренаж грунта
131 I, 3 H, 129 I, 133 Xe , 85 Kr, 84 Br Газообразное β , γ Выхлопные газы, радиоактивный аэрозоль

Реактор 9000, 607 943 900 08 H, 14 C, 28 Al, 56 Mg, 55 Fe, 59 Fe Твердый β , γ Корпус реактора, отработанный компонент активной зоны, материал оболочки , графит, отходы оборудования, бетон
58 Co Жидкость β , γ Циркуляционная охлаждающая вода, дезактивация сточных вод
16 N Выхлопные газы, радиоактивный аэрозоль

Использование в медицине, научных исследованиях, промышленности и сельском хозяйстве 60 Co, 129 I, 137 90 Cs, 137 Cs, Sr Твердые β , γ Отходы радиоактивных источников, радиоизотопы, загрязнители животных и растений, отходы оборудования , сточные воды
137 Cs, 238 U, 147 Pm, 90 Sr, 89 Sr Жидкость β , γ

Необходимо правильно обрабатывать и утилизировать ядерные отходы для долгосрочного безопасного и рентабельного обращения.Среди различных процедур обращения с ядерными отходами наиболее широко используются методы иммобилизационной обработки и геологического захоронения [7, 9]. Бетон и цементные композиты широко используются для иммобилизации НАО и САО благодаря своим хорошим физико-химическим и механическим свойствам, а также невысокой цене [10–12]. Распространенным методом иммобилизации ВАО является формирование боросиликатного стекла или керамических композитов путем стеклования или плавления [8, 13]. Было проведено множество исследований [14–18] для изучения характеристик иммобилизации, механизма и эффективности различных затвердевающих материалов на ядерных отходах.Основные цели этих исследований сводятся к разработке новых затвердевающих материалов, увеличению загрузки радиоактивных отходов, снижению выщелачивания радионуклидов, повышению механической прочности затвердевших тел, а также снижению сложности и стоимости захоронения. Кроме того, методы компьютерного моделирования [13, 19–23], такие как квантово-механические и эмпирические модели атомных связей, теория функционала плотности плюс поправка Хаббарда U (DFT + U), минимизация энергии, молекулярная динамика (MD) и Монте-Карло ( MD), также широко применялись для изучения радиационных эффектов в различных затвердевших телах.

В большинстве случаев реальные ядерные отходы не могли быть использованы в этих исследованиях из-за их радиоактивных, коррозионных и других вредных свойств для человеческого организма. Кроме того, нецелесообразно изучать радиационные повреждения затвердевших тел в течение сотен или даже тысяч лет с помощью реальных экспериментов [2, 24]. Исследователи [24–27] обнаружили, что некоторые нерадиоактивные изотопы радионуклидов или некоторых других нерадиоактивных элементов обладают сходными физическими и химическими свойствами с соответствующими радионуклидами.Эти нерадиоактивные изотопы или элементы широко используются в качестве моделируемых радионуклидов для тестирования или оценки эффекта затвердевания затвердевающих материалов на ядерных отходах. Некоторые моделируемые радионуклиды, обычно используемые в существующих исследованиях, показаны в Таблице 2.


70, SrSO 4

70, SrSO 4

70, 2 Sr (NO 3 ) 2 [30–34]



Радионуклиды Моделируемые нуклиды и исходные соединения Схема иммобилизации
Cs Cs + —CsNO 3 , CsCl, CsOH, Cs 2 CO 3 [10, 15, 28, 29] Иммобилизация в цементе, поллуците, стекле, керамике, полимере, геополимере, неорганический минерал и др.
90 Sr Sr 2+ —SrCl 2 · 6H 2 O, Sr (OH) 2 , SrCO 3 , SrSO 4
60 Co Co 2+ —Co (NO 3 ) 2 · 6H 2 O, CoCl 2 · 6H 2 O [29, 35, 36]
239 Pu Pu 4+ , Ce 4+ —PuO 2 , CeO 2 [24, 25 , 37]
129 I I , —KI, KIO 3 , NaI, NH 4 IO 3 [35, 38, 39]

Хотя различные виды смоделированных радионуклидов (Cs + , Sr 2+ , Co 2+ , Pu 4+ , Ce 4+ , I и) ​​и d затвердевшие тела (цемент, стекло, керамика, полимер, поллуцит, геополимер и т. д.)) использовались в существующих исследованиях, понимание применимости и достоверности смоделированных радионуклидов все еще недостаточно. Некоторые важные вопросы, связанные с моделированными радионуклидами, все еще существуют, в том числе следующие: почему выбираются эти типы смоделированных радионуклидов и подходят ли они? Как их использовать и верны ли экспериментальные результаты? Выбор надлежащих моделируемых радионуклидов и экспериментальных методов очень важен для получения эффективных результатов исследований. Например, (i) Cs + можно использовать в качестве смоделированных радионуклидов 137 Cs в исследованиях затвердевшего цемента 137 Cs [10, 28, 29].pH и температура являются одними из наиболее важных параметров и факторов, влияющих на успех процесса затвердевания / стабилизации цемента [40, 41]. В этом случае CsNO 3 или CsCl часто используется в качестве ресурса Cs + [28, 29, 42, 43], потому что они растворимы в воде с небольшим тепловыделением, а водный раствор почти нейтрален, что мало повлияет на гидратацию цемента и результаты экспериментов. Однако Cs 2 CO 3 и CsOH не рекомендуется использовать в формах цементных отходов, поскольку их водные растворы являются сильно щелочными (например.г., для 50 г / л Cs 2 CO 3 , pH = 10 ~ 13; CsOH имеет даже более высокий pH, чем Cs 2 CO 3 ), и при растворении CsOH в воде выделяется много тепла. Использование Cs 2 CO 3 или CsOH может отрицательно повлиять на результаты исследования и привести к выводам с низкой достоверностью. (ii) Керамика считается идеальным хозяином для ВАО [44, 45], и некоторые исследователи [14, 20, 23] использовали Cs 2 CO 3 или CsNO 3 для приготовления Cs-содержащих керамических отходов. образуется при прокаливании сырья до температуры выше 1000 ° C.Иными словами, получение Pu- (или Ce-) содержащих форм керамических отходов требует специальной обработки для восстановления Pu (IV) (или Ce (IV)) до Pu (III) (или Ce (III)) [25, 46]. Однако Pu (IV) (или Ce (IV)) может вызывать структурные изменения от упорядоченного пирохлора к неупорядоченному дефектному флюориту, что может отрицательно повлиять на изучение реальных форм затвердевания [46]. Различные моделируемые радионуклиды можно обрабатывать по-разному в одном и том же затвердевшем теле. Следовательно, выбор и использование смоделированных радионуклидов может сыграть решающую роль в точности результатов исследований.Однако, несмотря на их повсеместное использование во всем мире, не существует единых или интегрированных справочных материалов по выбору и экспериментальному методу обычно изучаемых модельных радионуклидов.

Эта статья ориентирована на обзор выбора, видов и экспериментальных методов моделирования радионуклидов, обычно изучаемых при исследовании отверждения ядерных отходов. Обсуждаются достоинства и недостатки моделированных радионуклидов в различных условиях затвердевания. Основная цель работы — (i) углубить понимание различных подходов к отверждению ядерных отходов и роли смоделированных радионуклидов и (ii) предоставить исчерпывающие справочные материалы по выбору и использованию смоделированных радионуклидов в различных материалах для отверждения ядерных отходов. исследования.

2. Имитаторы

137 Cs и экспериментальные методы

Продукт деления 137 Cs является одним из наиболее важных искусственных радионуклидов, образующихся в ядерных реакторах, испытаниях ядерного оружия, радиоактивных отходах или жидких отходах [20]. Это гамма-излучатель с радиотоксичностью, высокой летучестью, подвижностью и относительно длительным периодом полураспада (около 30 лет) [47], который может присутствовать в НАО, САО и ВАО [48]. Когда 137 Cs проникает в пищевую цепь и переносится в организм человека, это может вызвать респираторные заболевания, острые и хронические травмы и даже опухоли мягких тканей.Следовательно, ядерные отходы, содержащие 137 Cs, должны быть предварительно обработаны и стабилизированы перед захоронением, чтобы предотвратить их выщелачивание в окружающую среду [27].

137 Cs был классифицирован как легкий для измерения нуклид, который может использоваться в качестве сигнального нуклида при авариях на атомных электростанциях [49]. Сообщается, что твердофазный или жидкофазный 137 Cs существует в форме оксида, такой как Cs 2 MoO 4 , Cs 2 UO 4 или Cs 2 ZrO 3 дюйм отработанное топливо [50–52], а газовая фаза Cs считается присутствующей в Cs 2 CO 3 (г), CsOH (г) и CsI (г) [53–55].Таким образом, было проведено множество исследований для изучения характеристик иммобилизации твердой фазы и жидкой фазы 137 Cs, и Cs + был наиболее часто используемым имитатором 137 Cs из-за сходства физических и химических свойств.

2.1. Моделирование

137 Cs в методе иммобилизации с использованием цементного материала

Вяжущие материалы широко используются для отверждения радиоактивных отходов в качестве материалов для длительного хранения и захоронения благодаря хорошим физическим, химическим и механическим свойствам [11, 28, 56 , 57].Поскольку в системах на основе цемента наблюдается постепенное растворение и выщелачивание радионуклидов, было проведено множество исследований для улучшения этого метода стабилизации [58–61]. CsNO 3 или CsCl часто использовался в качестве имитатора 137 Cs в исследованиях методов иммобилизации вяжущих материалов. Экспериментальные методы экспериментов по затвердеванию вяжущего материала для 137 Cs относительно просты и обычно включают растворение смоделированного 137 Cs, отверждение, испытания на выщелачивание, химические испытания и испытания механических характеристик.

Fan et al. исследовали влияние включения наночастиц ферригидрита в вяжущие материалы на иммобилизацию радиоактивных отходов [10]. В экспериментальном процессе сначала было приготовлено затвердевшее тело на основе цемента для имитированных 137 Cs, 238 U и 90 Sr. Массовая доля каждого моделируемого радионуклида в затвердевшем теле была установлена ​​приблизительно 4%. Во-первых, CsNO 3 (0,72 г), UO 2 (NO 3 ) 2 · 6H 2 O (1.85 г) и Sr (NO 3 ) 2 (0,78 г) растворяли в 20 мл сверхчистой воды для приготовления раствора радиоактивных отходов. Затем 20 мл смоделированного раствора и 5 мл суспензии добавляли к 50 г обычного портландцемента типа I и перемешивали для достижения хорошо диспергированного когерентного состояния. Смесь заливали в цилиндрическую форму, извлекали из формы через 24 часа, а затем выдерживали при 20 ± 1 ° C и относительной влажности (RH) 45 ± 5% в течение 28 дней перед испытанием на выщелачивание. В конце концов, испытание на выщелачивание было проведено в соответствии со стандартным методом ANSI / ANS-16.1-2003R2008 (Американский национальный стандарт измерения выщелачиваемости отвержденных низкоактивных радиоактивных отходов с помощью процедуры краткосрочных испытаний). В другом исследовании [28] CsNO 3 был добавлен в использованную матрицу (обычный портландцемент, смешанный с доменным шлаком), и массовая доля Cs составила 3% в общей матрице.

При исследовании иммобилизации моделированного радионуклида 133 Cs + геополимером на основе летучей золы [15] в качестве моделированного радионуклида использовался CsNO 3 (чистота для аналитических реагентов).Перед смешиванием с обычным портландцементом и летучей золой CsNO 3 сначала растворяли в деионизированной воде с образованием гомогенного раствора. Массовая доля Cs в полученной смеси геополимер / цемент составляла 2%. Смеси были превращены в кубики размером 20 мм × 20 мм × 20 мм и затем отверждены во влажном воздухе с относительной влажностью (RH) 90 ± 1% и температурой 60 ± 0,5 ° C. В дополнение к микроструктурному и минералогическому анализу для изучения были также проведены испытания на выщелачивание (длительное выщелачивание, выщелачивание в моделируемой среде и испытания на кислотную коррозию) и испытания механических характеристик (прочность на сжатие, характеристики замораживания-оттаивания и испытания характеристик при высоких температурах). производительность затвердевшего тела.Jang et al. использовали аналогичные экспериментальные методы для изучения влияния физического барьера формы отходов геополимера на коэффициент диффузии Cs и Sr [62], разница заключалась в том, что имитаторами нуклидов были CsCl и SrCl 2 · 6H 2 O.

Cs + -соединения, обладающие свойствами растворимости в воде, стабильностью при комнатной температуре и низкой токсичностью, которые могут быть выбраны в качестве имитаторов 137 Cs в экспериментах. Согласно предыдущим исследованиям, массовая доля Cs + в цементирующей смеси составляла не более 5%, и для количественного анализа Cs + в тесте на выщелачивание обычно использовались ICP-MS или ICP-OES.

Преимущество CsNO 3 и CsCl заключается в том, что их водные растворы близки к нейтральным, и, таким образом, они меньше влияют на затвердевание цемента. Одной из проблем, связанных с CsNO 3 и CsCl, является соответствие количества растворенного в воде соотношению вода-цемент во время экспериментов по отверждению.

2.2. Моделирование

137 Cs в методе иммобилизации с использованием поллюцита

Поллуцит относится к группе анальцимовых цеолитов, и специфическая структура поллуцита позволяет прочно удерживать ионы Cs и избегать выщелачивания в водной среде [63, 64].Было подтверждено, что термостойкость поллуцита превосходна по сравнению с некоторыми минералами алюмосиликата цезия [65]. Следовательно, поллуцит (CsAlSi 2 O 6 ) может быть целесообразным в качестве одного из заключительных этапов утилизации отходов, содержащих 137 Cs, в течение длительных периодов времени [66–68]. Поллюцит может быть синтезирован гидротермальным путем (рис. S1) или перекристаллизован термической обработкой [69–71].

Chen et al. исследовали метод гидротермального преобразования загрязненной цезием почвы в поллуцит для иммобилизации 137 цезия [18].В эксперименте глинозем смешивали с измельченным грунтом для образования определенных молярных соотношений Al / Si, а затем в смесь добавляли 5% -ные растворы CsOH при соотношениях Cs / Al / Si 1/1/5, 1 / 1,5. / 5, 1/2/5 и 1 / 2.5 / 5 соответственно для синтеза поллуцита. Образцы прессовали в нержавеющей прямоугольной форме, а затем отверждали в течение различного времени схватывания (0–24 ч) в автоклаве из нержавеющей стали с тефлоновым покрытием при установочных температурах (100–240 ° C) для приготовления поллуцита. Образцы поллуцита (CsAlSi 2 O 6 · x H 2 O) показали низкую прочность на изгиб (5 МПа).С добавлением Ca (OH) 2 было синтезировано прочное затвердевшее тело, которое показало наивысшую прочность на изгиб 30 МПа. Измерения EXAFS были выполнены для исследования координационных сред синтезированного поллуцита и дальнейшего подтверждения координационного состояния Cs в синтезированной структуре поллуцита. Согласно тесту EXAFS загрязненный Cs иммобилизовался в структуре синтезированного поллуцита. Испытание на выщелачивание Cs в образцах поллуцита проводилось в соответствии с ASTM C 1285-02 (Американское общество по испытанию материалов, 2008) [72], а не ANSI / ANS-16.1-2003R2008. Метод ASTM C 1285-02 подходит для форм отходов стекла или многофазной стеклокерамики [72]. Поллюцит можно превратить в керамику путем прокаливания, и он также подходит для этого метода испытаний на выщелачивание. Эта гидротермальная технология показала потенциал для прямой иммобилизации почвы, загрязненной 137 Cs.

Montagna et al. также изучено накопление 137 Cs боросиликатными и алюмосиликатными нанокристаллами поллуцита [48]. CsOH, источники диоксида кремния (осажденный диоксид кремния Zeosil 175MP Rhône-Poulenc или коллоидальный диоксид кремния Aerosil 200), H 3 BO 3 , NaOH и гидроксиды алюминия (AlOOH) были смешаны в определенных молярных соотношениях (0.22 ≤ (B + Al) / Si ≤ 0,43, 0 ≤ B / (B + Al) ≤ 1 и 0,10 ≤ Cs / (Na + Cs) ≤ 1). Смеси герметизировали в автоклаве из нержавеющей стали, а затем нагревали в течение 2–30 дней при 115–195 ° C для приготовления кристаллических материалов поллуцита.

Процесс получения Cs-поллуцита относительно прост. Подобные методы также применялись в других исследованиях [67, 70, 73, 74], и было подтверждено, что поллуцит включает Cs в кристаллическую структуру, что демонстрирует превосходный эффект иммобилизации на Cs.Преимущество CsOH заключается в том, что он не вводит никаких других ионов, кроме O и H, в реакцию синтеза поллуцита, а продуктами реакции являются только поллуцит и H 2 O, что способствует чистоте полученного поллуцита. Однако CsOH очень агрессивен, и его следует помещать в герметичный контейнер, который хранится в прохладном и сухом месте.

2.3. Моделирование

137 Cs в методе иммобилизации с использованием форм стеклянных отходов

Формы стеклянных отходов обладают потенциалом для обеспечения прочной, обширной иммобилизации ВАО с хорошей радиационной стойкостью [26, 75, 76].Sohn et al. исследовали стабильность Cs и Sr в Na-алюмоборосиликатных стеклах [77]. В данном исследовании были приготовлены три композиции стекла на основе следующих систем: Na 2 O-Al 2 O 3 -B 2 O 3 -SiO 2 -Cs 2 O ( система NABS-Cs), Na 2 O-Al 2 O 3 -B 2 O 3 -SiO 2 -SrO (система NABS-Sr) и Na 2 O- Al 2 O 3 -B 2 O 3 -SiO 2 -SrO-CS 2 O (система NABS-SrCs).Процесс приготовления образцов стекла описывается следующим образом: (i) моделируемые нуклиды (Cs 2 CO 3 и SrCO 3 ) и Na 2 CO 3 химической чистоты предварительно нагревали и декарбонизировали при 850 ° C более 30 минут; (ii) реактив B 2 O 3 , Al 2 O 3 и SiO 2 сушили при 1200 ° C в течение более 20 минут; (iii) эти реагенты взвешивали и смешивали в соответствии с заданными соотношениями, а затем плавили в платиновом тигле при 1200 ° C в течение 1 часа; (iv) гасили расплав, и полученное стекло измельчали ​​и измельчали; и (v) процесс плавления и измельчения проводился дважды.Этот экспериментальный метод позволил приготовить образцы стекла с достаточно однородным химическим составом, и большинство моделируемых нуклидов иммобилизовалось в кристаллических материалах во время расстекловывания стекол. Приготовленные стекла анализировали с помощью электронного микрозонда JEOL 733, чтобы проверить химические изменения при плавлении. Проанализированные массовые доли Cs 2 O и SrO в алюмоборосиликатных стеклах составляли 4,54–13,71% и 4,97–10,44% соответственно. Результаты показали, что содержание Cs 2 O в образцах заметно снизилось (2% -3%), поскольку Cs 2 CO 3 частично разложился и улетучился во время плавления.По сравнению с Cs 2 O содержание SrO практически не изменилось.

Чтобы изучить влияние гидротермальной реакции между стеклом и водой на иммобилизацию Cs и Sr, в данном исследовании была проведена гидротермальная обработка полученных образцов стекла. Образцы порошкового стекла запаивали в золотую капсулу с деионизированной водой, а затем нагревали в автоклаве при 200 ° C с давлением пара 1,54 МПа в течение 60 дней. Температура нагрева определялась по максимальной температуре (150–200 ° C) в глубоких геологических хранилищах в первые несколько сотен лет после захоронения [78].Полученные кристаллические фазы были идентифицированы как цеолит типа анальцима методом XRD. Было обнаружено, что Cs и Sr фиксируются в цеолите типа анальцима (рис. S2). Экспериментальные методы в этом исследовании имеют большое значение для метода получения стекла, содержащего 137 Cs- (или 90 Sr-), а также для гидротермальной обработки стекол для исследования гидротермальных реакций. Аналогичные методы использовались и в родственных исследованиях [79–82].

В смешанных щелочных стеклах (например,g., силикатные стекла Na-K или Na-Cs), физические свойства, такие как электропроводность, молярный объем, температура стеклования и коэффициент теплового расширения, могут быть нелинейными из-за смешанного щелочного эффекта (MAE) [83, 84] . МАЭ привлек большое внимание, поскольку он очень важен для разработки уникальных стеклянных материалов с контролируемой электропроводностью или коэффициентом теплового расширения соответственно [19, 85]. Канеко и др. [19] подготовили боросиликатные (Si: B = 1: 1) и богатые кремнием боросиликатные (Si: B = 2: 1) стекла, содержащие щелочные катионы Cs + и Na +, для исследования МАЭ при затвердевании нуклидов.В процессе приготовления образцов стекла для приготовления образцов стекла использовали химически чистый Cs 2 CO 3 вместе с SiO 2 , B (OH) 3 и Na 2 CO 3 . методом плавления (температуры 1350 ° C, 1100 ° C и 1350 ° C для силикатных, боратных и боросиликатных стекол соответственно). Отношения Cs + / (Cs + + Na + ) были установлены равными 0,0, 0,2, 0,5, 0,8 и 1,0. XRD использовался для идентификации кристаллических структур синтезированных образцов.MAS ЯМР в сильном магнитном поле был использован для исследования структуры смешанных щелочно-боросиликатных стекол с целью установления корреляции МАЭ со щелочной средой. Спектрометр AVANCE III с использованием коммерческого зонда (4 мм) был использован для получения твердотельных спектров ЯМР 133 Cs и 23 Na всех образцов. Согласно ЯМР-анализу, на химические сдвиги ионов щелочных металлов влияет как координационное число, так и вид ближайших атомов (Si или B). Координационные характеристики Cs + в кристалле боросиликатного стекла могут помочь изучить механизм иммобилизации 137 Cs в реальном затвердевшем стекле (рис. S3).Этот экспериментальный метод оказался эффективным для изучения МАЭ в Cs-содержащих стеклах, аналогичные методы использовались и в других исследованиях [86, 87].

Видно, что процесс высокотемпературного обжига (1100 ~ 1350 ° C) является важным процессом для приготовления стекла. В типичном процессе изготовления боросиликатного стекла Cs 2 CO 3 и Na 2 CO 3 могут предложить Cs 2 O и Na 2 O для SiO 2 -B 2 O 3 -R 2 O композиционная система (R 2 O относится к Na 2 O, K 2 O или Cs 2 O) во время высокотемпературной твердофазной реакции.Результаты анализа ЯМР и XRD в вышеуказанных исследованиях подтвердили, что Cs + может проникать в кристаллическую структуру приготовленных стекол, и успешно смоделировали процесс иммобилизации 137 Cs в затвердевших стеклах телах. Высокая температура может неизбежно вызвать некоторую потерю в результате улетучивания Cs 2 O в стекле [77], и это может привести к численным отклонениям в количественном анализе Cs + . Таким образом, остаточное содержание Cs + в приготовленных образцах стекла необходимо определять в некоторых количественных исследованиях, таких как испытание на выщелачивание затвердевшего стекла.

В отличие от синтеза поллуцита, CsOH нельзя было использовать в качестве сырья для стекла из-за его очень сильной щелочности. Он может бурно вступить в реакцию с металлическими контейнерами и вызвать коррозию стекол при высокой температуре, что сделает эксперимент небезопасным.

2.4. Моделирование

137 Cs в методе иммобилизации с использованием форм керамических отходов

Керамические матрицы показали более замечательную радиационную стойкость и химическую стойкость, чем стекла, и они считались идеальными хозяевами для иммобилизации ВАО [8, 44, 45].

В исследовании Янга и др. [27] была приготовлена ​​(Cs, Ba) -холландитовая керамика для изучения химической эволюции в матрице голландита в результате радиоактивного распада ( 137 Cs ⟶ 137 Ba), и нерадиоактивные 133 Cs и 133 Ba были выбраны в качестве имитаторов родительского 137 Cs и дочернего 137 Ba соответственно. Керамика [Cs x Ba y ] O 16 (0,3 < x , y <0,75) была разработана для иммобилизации 137 Cs и 137 Ba, и они были синтезированы твердым -государственный реакционный метод.В качестве сырья использовались Cs 2 CO 3 , BaCO 3 , Ti 2 O 3 и TiO 2 , среди которых Ti 2 O 3 был введен для сохранения нейтральности заряда. при замене ионов Cs + на ионы Ba 2+ . Материалы предварительно нагревали и взвешивали на основе состава керамики [Cs x Ba y ] O 16 (0,3 < x , y <0,75). Затем их гомогенизировали в агатовой ступке в этиловом спирте путем измельчения и перемешивания в течение 3 ч.Смеси прессовали в диски (диаметром 12 мм, толщиной 2 мм) под давлением 12 МПа с помощью гидравлического пресса. Затем предварительно подготовленные диски спекали в 5% H 2 / Ar при 1250 ° C в течение 4 часов для приготовления керамических образцов. В некоторых других исследованиях [14, 23, 88, 89] также использовались аналогичные химически чистые оксидные, карбонатные порошки и методы плавления для приготовления форм голландитовых отходов.

Фазовый состав и эволюция керамики были проанализированы с помощью XRD, а эволюция микроструктуры была обнаружена с помощью рамановского спектрометра Renishaw inVia, полевой сканирующей электронной микроскопии (FSEM) и просвечивающей электронной микроскопии (TEM) в сочетании с энергодисперсионным рентгеновским излучением. лучевая спектроскопия (EDX).Картографические изображения EDX подготовленного керамического образца [Cs 0,55 Ba 0,5 ] O 16 показаны на рисунке S4 (e1, e2, e3 и e4), и все элементы Cs, Ba, Ti, и O, как было обнаружено, равномерно распределены на поверхности образца. Кроме того, спектры EXD на рисунке S4 (f1 и f2) показали, что экспериментальные составы керамических образцов были очень близки к целевым составам, и более 80% Cs было сохранено в керамическом образце. Результаты показали, что экспериментальный метод в этом исследовании может подготовить образцы керамики, содержащие Cs, Ba, с однородным распределением элементов и низкими потерями нуклидов для исследования затвердевания нуклидов.

В этом исследовании для оценки структурной стабильности использовалось следующее уравнение: [90], где — коэффициент допуска, — средний ионный радиус катионов в позиции A, — средний ионный радиус катионов в позиции B и равен радиус иона кислорода (1,4 Å). Результаты расчетов показали, что значение было близко к 1 (1.033–1.097), что свидетельствовало о стабильности кристаллической структуры (Cs, Ba) -холландитовой керамики. Диаграмма кристаллической структуры была использована для изображения эволюции смоделированного распада 137 Cs до смоделированного 137 Ba (рис. S5), которая показала, что нуклиды были химически иммобилизованы в керамическом кристалле.В целом, это исследование объединило эксперимент по приготовлению керамики, содержащей Cs, Ba, математические расчеты и построение модели кристалла, которые предоставили комплексные экспериментальные методы для анализа характеристик иммобилизации и распада смоделированного 137 Cs в керамической системе.

В другом исследовании [20], в котором изучалось влияние замещения Cs на кристаллическую структуру фазово-чистого голландита системы, Ba 1,15– x Cs 2 x Cr 2.3 Ti 5,7 O 16 (0 ≤ x ≤ 1,15), CsNO 3 , Ba (O 2 C 2 H 3 ) 2 , Cr (NO 3 ) 3 · 9H 2 O и Ti (OC 3 H 7 ) 4 использовали в качестве исходных материалов для приготовления образцов голландита. В отличие от исследования Янга и др., Исходные материалы растворяли по отдельности в подходящем растворителе и гомогенизировали путем смешивания растворов. Полученный раствор концентрировали в роторном испарителе при 90 ° C, а затем прокаливали при 400 ° C в течение 4 часов для удаления всех летучих органических веществ.Прокаленный порошок прессовали в диски (диаметром 20 мм, толщиной 3 мм) под давлением 35 МПа для последующего спекания при 1050 ° C / 4 ч. Метод смешивания материалов в этом исследовании может сделать компоненты более однородными, но процесс предварительной обработки смеси перед прокаливанием более сложен.

В дополнение к рентгеноструктурному анализу, эксперименты по времяпролетной (TOF) нейтронной порошковой дифракции (NPD) также были выполнены для структурного анализа фазово-чистых образцов в этом исследовании.Кроме того, Ритвельд уточнил данные XRD и NPD, чтобы выделить структурные особенности. Данные порошковой XRD уточняли с использованием пакета программ TOPAS 4.2 (Bruker AXS, Карлсруэ, Германия) в режиме графического интерфейса пользователя, начиная с тетрагональной (I4 / m) и моноклинной (I2 / m) структурных моделей. На рисунке S6 показана стандартная элементарная ячейка голландита I2 / m с одним туннельным сайтом для Ba / Cs (сайт A), двумя отдельными кристаллографическими октаэдрическими позициями для Cr / Ti (M1 и M2) и четырьмя различными центрами кислорода (O1, O2, O3). , и O4).Структурные модели для составов Ba 1,15− x Cs 2 x Cr 2,3 Ti 5,7 O 16 , x = 0, 0,15 и 0,25 были хорошо разработаны из Ритвельд анализ данных порошковой дифракции (таблица 3), который может помочь глубоко исследовать механизм иммобилизации Cs в голландите. Результаты показали, что примерно 35% Ba было замещено Cs в голландитовой системе Ba 1,15 Cr 2.3 Ti 5,7 O 16 .

)


Состав x = 0 x = 0,15 x = 0,25
905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 / м I2 / м I2 / м
Параметры элементарной ячейки a (Å) 10,0561 (2) 10.0244 (6) 10,192 (1)
b (Å) 2,9333 (2) 2,911 (0)
c (Å) 2,954810 10,0075 (6) 10,159 (1)
β 90,058 (2) 90,126 (3)
Объем, V 6 (9 Å8 9000) 298,53 (2) 298,95 (3) 303.34 (7)
d , Å 5,08 5,09 5,18
Остаток доочистки R wp 4,8 (%) 3,72 9043


« d » — это средняя длина диагонали поперечного сечения туннеля, а « R wp » — взвешенный параметр Ритвельда [20].

В целом, имитаторы 137 Cs следует выбирать в соответствии с затвердевшими телами и практическими экспериментальными методами.В таблице 4 показаны условия применения и преимущества имитаторов 137 Cs в настоящих исследованиях.

Растворенные материалы Cs


Имитаторы Затвердевшее тело Экспериментальный метод Преимущества



Растворенные материалы Cs непосредственно смешивается с затвердевшим телом для иммобилизации (<100 ° C) Стабилен при низкой температуре, растворим в воде, легко получить
CsOH Поллюцит Гидротермальная реакция (100–200 ° C) OH — в CsOH может быть превращен в H 2 O реакцией; в поллуцит не вводились никакие другие элементы, кроме Cs
Cs 2 CO 3 или CsNO 3 Стекло или керамика Метод плавления (1000–1350 ° C) Разлагается при высокой температуре, высвобождение Cs 2 O для твердофазной реакции; CsOH не используется, потому что он сильно щелочной и будет бурно реагировать с металлическим контейнером

3.Имитаторы

90 Sr и экспериментальные методы

90 Sr является очень распространенным бета-излучателем в ядерных установках [30], который присутствует в сточных водах, ионоселективных неорганических смолах, отходах и т. Д. [91]. Он может легко мигрировать в грунтовые воды из-за своей растворимости в воде, поэтому его следует стабилизировать, чтобы предотвратить загрязнение окружающей среды. Sr 2+ является основным имитатором 90 Sr в настоящих исследованиях иммобилизации 90 Sr [32, 33, 62].В некоторых из упомянутых выше исследований [10, 62, 77] 90 Sr изучались одновременно с 137 Cs в тех же затвердевших телах, в которых Sr (NO 3 ) 2 , SrCO 3 , и SrCl 2 · 6H 2 O были использованы в качестве имитаторов 90 Sr.

При исследовании иммобилизации Sr кристаллическим фосфатом циркония [32], Sr (NO 3 ) 2 был добавлен к HZr 2 (PO 4 ) 3 (мольные отношения: 0.1–0,5) и перемешивали, а затем смесь нагревали в диапазоне температур 750–1200 ° C для получения SrZr 4 (PO 4 ) 6 затвердевшего тела. Помимо обычного анализа состава и структуры, также были исследованы характеристики выщелачивания Sr в различных растворителях (0,1 моль / л HCl, деионизированная вода и морская вода) в автоклаве при 160 ° C. Результаты испытаний на выщелачивание показали, что кристаллический фосфат циркония протонного типа имел превосходную стойкость к выщелачиванию Sr 2+ , которая была термически и химически стойкой в ​​различных средах выщелачивания.В процессе нагревания Sr (NO 3 ) 2 может разлагаться и предлагать SrO для SrZr 4 (PO 4 ) 6 во время высокотемпературной твердофазной реакции.

Walkley et al. исследовали механизм включения Sr в геополимерные гели на основе метакаолина, чтобы оценить их потенциал в качестве материалов для отверждения радиоактивных отходов [92]. В данном исследовании активирующие растворы были приготовлены растворением NaOH и KOH в Na 2 SiO 3 · 9H 2 O, и Sr (OH) 2 · 8H 2 O был добавлен к метакаолину для получения образец, содержащий изотоп Sr 2+ .Затем активирующие растворы и метакаолин смешивали с образованием гомогенной пасты, которую затем заливали в герметичные контейнеры и выдерживали в течение 3 месяцев при температуре 20 ± 2 ° C или 80 ± 2 ° C. Полученное молярное соотношение Sr / Al составило 0,00025, что характеризует формы отходов, образующихся при цементации радиоактивных ионообменных смол [31, 93]. Sr (OH) 2 легко растворяется в воде и может быть полностью ионизирован, поэтому он был выбран в качестве экспериментального материала.

В дополнение к Sr (NO 3 ) 2 [94, 95], SrCO 3 [33] и Sr (OH) 2 , SrSO 4 [30] и SrF 2 [34] были использованы для приготовления стеклянных или керамических отходов с другими материалами в некоторых исследованиях из-за их высоких температур плавления (> 1400 ° C).Условия применения и преимущества имитаторов 90 Sr в настоящих исследованиях показаны в таблице 5.

.

Артикул
PubMed
CAS

Google ученый

  • 35.

    Van Binnebeek S, Baete K, Vanbilloen B, Terwinghe C, Koole M, Mottaghy FM, et al. Снижение активности на основе индивидуальной дозиметрии на 90 Y-DOTATOC предотвращает тяжелое и быстрое ухудшение функции почек в результате радионуклидной терапии пептидными рецепторами.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2014; 41: 1141–57.

    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 36.

    Bergsma H, Konijnenberg MW, van der Zwan WA, Kam BLR, Teunissen JJM, Kooij PP, et al. Нефротоксичность после PRRT с 177 Lu-DOTA-octreotate. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2016; 43: 1802–11.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 37.

    Guerriero F, Ferrari ME, Botta F, Fioroni F, Grassi E, Versari A и др. Дозиметрия почек в радионуклидной терапии пептидных рецепторов 177 Lu и 90 Y: влияние времени изображения, метод интеграции времени-активности и факторы риска. Biomed Res Int. 2013; 2013:

  • 1.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 38.

    Zaknun JJ, Bodei L, Mueller-Brand J, Pavel ME, Baum RP, Hörsch D, et al.Совместное практическое руководство МАГАТЭ, EANM и SNMMI по радионуклидной терапии пептидных рецепторов (PRRNT) при нейроэндокринных опухолях. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2013; 40: 800–16.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 39.

    Bailey DL, Hennessy TM, Willowson KP, Henry EC, Chan DLH, Aslani A, et al. Количественное определение 177 Lu in vivo с помощью плоской визуализации всего тела и гамма-изображения с помощью ОФЭКТ / КТ.EJNMMI Phys. 2015; 2:20.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 40.

    Del Prete M, Buteau F-A, Beauregard J-M. Персонализированный 177 Лу-октреотатный пептидный рецептор радионуклидной терапии нейроэндокринных опухолей: исследование с моделированием. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2017; 44: 1490–500.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 41.

    Schuchardt C, Kulkarni HR, Prasad V, Zachert C, Muller D, Baum RP. Протокол дозировки Бад Берка: сравнительные результаты дозиметрии в радионуклидной терапии пептидных рецепторов с использованием 177 Lu-DOTATATE, 177 Lu-DOTANOC и 177 Lu-DOTATOC. Последние результаты Cancer Res. 2013; 194: 301–17.

    Артикул
    CAS

    Google ученый

  • 42.

    Грасси Э., Фиорони Ф., Ферри В., Меззенга Э., Сарти М.А., Паулюс Т. и др.Количественное сравнение коммерческого программного обеспечения STRATOS® от Philips и домашнего программного обеспечения для воксельной дозиметрии в радиопептидной терапии. Phys Medica. 2015; 31: 72–9.

    Артикул
    CAS

    Google ученый

  • 43.

    Jackson PA, Beauregard J-M, Hofman MS, Kron T., Hogg A, Hicks RJ. Автоматизированный вокселизированный дозиметрический инструмент для радионуклидной терапии, основанный на серийной количественной ОФЭКТ / КТ-визуализации. Med Phys. 2013; 40: 112503.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 44.

    Саидзаде Э., Саркар С., Аббаспур Тегерани-Фард А., Ай М.Р., Хосрави Х.Р., Лоудос Г. Трехмерный расчет поглощенной дозы для 131 I-направленная лучевая терапия: исследование Монте-Карло. Радиат Прот Досим. 2012; 150: 298–305.

    Артикул
    CAS

    Google ученый

  • 45.

    Лоудос Г., Цугос И., Букис С., Каракацанис Н., Георгулиас П., Теодору К. и др. Набор инструментов для дозиметрии радионуклидов, основанный на ядерных дозах Монте-Карло для конкретных материалов.Nucl Med Commun. 2009. 30: 504–12.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 46.

    Bolch WE, Bouchet LG, Robertson JS, Wessels BW, Siegel JA, Howell RW и др. Брошюра MIRD № 17: дозиметрия неоднородных распределений активности — значения радионуклида S на уровне вокселов. J Nucl Med. 1999; 40: 11С – 36С.

    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 47.

    Pasciak AS, Bourgeois AC, McKinney JM, Chang TT, Osborne DR, Acuff SN, et al.Радиоэмболизация и динамическая роль 90 Y ПЭТ / КТ. Фасад Онкол. 2014; 4: 1–12.

    Google ученый

  • 48.

    Fernández M, Hänscheid H, Mauxion T, Bardiès M, Kletting P, Glatting G, et al. Быстрый метод изменения масштаба значений S вокселей для произвольных размеров вокселей в целевой радионуклидной терапии на основе одного расчета Монте-Карло. Med Phys. 2013; 40: 082502.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 49.

    Беренато С., Амато Э., Фишер А., Балдари С. Влияние S-факторов вокселей на трехмерные внутренние дозиметрические расчеты. Phys Medica. 2016; 32: 1259–62.

    Артикул

    Google ученый

  • 50.

    Клеттинг П., Шиммель С., Ханшайд Н., Блеск М., Фернандес М., Носске Д. и др. Программное обеспечение NUKDOS для планирования лечения в молекулярной лучевой терапии. Z Med Phys. 2015; 25: 264–74.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 51.

    Gustafsson J, Brolin G, Cox M, Ljungberg M, Johansson L, Gleisner KS. Распространение неопределенности для дозиметрии почек на основе ОФЭКТ / КТ в радионуклидной терапии пептидных рецепторов 177 Lu. Phys Med Biol. 2015; 60: 8329–46.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 52.

    Свенссон Дж., Берг Дж., Вангберг Б., Ларссон М., Форселл-Аронссон Е., Бернхардт П. Функция почек влияет на поглощенную дозу в почках и гематологическую токсичность во время лечения 177 Lu-DOTATATE.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2015; 42: 947–55.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 53.

    Илан Э., Сандстром М., Вассберг К., Сундин А., Гарске-Роман У., Эрикссон Б. и др. Дозозависимая реакция нейроэндокринных опухолей поджелудочной железы, получавших радионуклидную терапию пептидными рецепторами с использованием 177 Lu-DOTATATE. J Nucl Med. 2015; 56: 177–82.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 54.

    Сандстрём М., Гарске У., Гранберг Д., Сундин А., Лундквист Х. Индивидуальная дозиметрия у пациентов, проходящих терапию 177 Lu-DOTA-D-Phe 1 -Thyr 3 -octreotate. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2010; 37: 212–25.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 55.

    Яноки Г., Поляк А., Кирали Р., Балог Л., Корёси Л., Матэ Д. Маркировка и биологическая оценка терапевтических радиофармпрепаратов.В кн .: Сравнительная оценка терапевтических радиофармпрепаратов. Вена: Международное агентство по атомной энергии; 2007. с. 113.

    Google ученый

  • 56.

    Lassmann M, Chiesa C, Flux G, Bardiès MEANM. Руководящий документ дозиметрического комитета: передовая практика клинической дозиметрической отчетности. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2011; 38: 192–200.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 57.

    Сандстрём М., Илан Э., Карлберг А., Йоханссон С., Фридман Н., Гарске-роман У. Зависимость от метода, вариабельность наблюдателя и объемы почек в дозиметрии излучения 177 Терапия Lu-DOTATATE у пациентов с нейроэндокринными опухолями. EJNMMI Phys. 2015; 2: 24.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 58.

    Форрер Ф., Креннинг Е.П., Коой П.П., Бернард Б.Ф., Конейненберг М., Баккер У.Х. и др. Дозиметрия костного мозга в радионуклидной терапии пептидных рецепторов с [ 177 Lu-DOTA 0 , Tyr 3 ] октреотатом.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2009; 36: 1138–46.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 59.

    Ezziddin S, Reichmann K, Yong-Hing C, Damm M, Risse J, Ahmadzadehfar H, et al. Раннее прогнозирование ответа опухоли на PRRT. Последовательное изменение поглощенных опухолью доз во время лечения 177 Lu-октреотатом. Нуклеармедизин. 2013; 52: 170–7.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 60.

    Gleisner KS, Brolin G, Sundlov A, Mjekiqi E, Ostlund K, Tennvall J, et al. Долгосрочное удержание 177 Lu / 177m Lu-DOTATATE у пациентов, обследованных с помощью гамма-спектрометрии и получения изображений с помощью гамма-камеры. J Nucl Med. 2015; 56: 976–84.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 61.

    Sundlöv A, Sjögreen-Gleisner K, Svensson J, Ljungberg M, Olsson T., Bernhardt P et al. Индивидуализированное лечение нейроэндокринных опухолей 177 Lu-DOTATATE на основе дозиметрии почек.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2017; 44: 1480–89.

  • 62.

    Свенссон Дж., Риден Т., Хагмаркер Л., Хеммингссон Дж., Вангберг Б. Бернхардт П. Новый метод дозиметрии костного мозга на основе плоских изображений в 177 Обработка Lu-DOTATATE коррелирует с гематологической токсичностью. EJNMMI Phys. 2016; 3:21.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 63.

    Kulkarni HR, Schuchardt C, Baum RP. Радионуклидная терапия пептидных рецепторов с использованием меченных 177 Lu аналогов соматостатина DOTATATE и DOTATOC: контрастная почечная дозиметрия у того же пациента.Последние результаты Cancer Res. 2013; 194: 551–9.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 64.

    Bergsma H, Konijnenberg MW, Kam BLR, Teunissen JJM, Kooij PP, de Herder WW, et al. Подострая гематотоксичность после PRRT с 177 Lu-DOTA-octreotate: прогностические факторы, частота и течение. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2016; 43: 453–63.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 65.

    Hindorf C, Glatting G, Chiesa C, Linden O, Flux G. Руководящие принципы дозиметрического комитета EANM по дозиметрии костного мозга и всего тела. Eur J Nucl Med Mo Imaging. 2010; 37: 1238–50.

    Артикул

    Google ученый

  • 66.

    Ezziddin S, Lohmar J, Yong-Hing CJ, Sabet A, Ahmadzadehfar H, Kukuk G, et al. Предсказывает ли предварительная терапия опухоли SUV в 68 Ga DOTATOC PET поглощенную дозу 177 Lu октреотата? Clin Nucl Med.2012; 37: e141–7.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 67.

    Стокке С., Габинья П.М., Солны П., Чиконе Ф., Сандстрём М., Глейснер К.С. и др. Планирование лечения для молекулярной лучевой терапии на основе дозиметрии: краткое изложение отчета целевой группы по внутренней дозиметрии за 2017 год. EJNMMI Phys. 2017; 4: 27.

  • 68.

    Баум Р.П., Клюге А.В., Кулкарни Х., Шорр-Нойфинг У., Нипш К., Биттерлих Н. и др. [ 177 Lu-DOTA] 0 -D-Phe 1 -Tyr 3 -октреотид ( 177 Lu-DOTATOC) для лучевой терапии пептидных рецепторов у пациентов с распространенными нейроэндокринными опухолями: исследование фазы II.Тераностика. 2016; 6: 501–10.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 69.

    Bodei L, Cremonesi M, Grana CM, Fazio N, Iodice S, Baio SM, et al. Радионуклидная терапия пептидных рецепторов с использованием 177 Lu-DOTATATE: исследование I-II фазы IEO. Eur J Nucl Med MolImaging. 2011; 38: 2125–35.

    Артикул
    CAS

    Google ученый

  • 70.

    Паганелли Г., Сансовини М., Амброзетти А., Севери С., Монти М., Скарпи Е. и др. 177 Лу-дота-октреотат радионуклидная терапия распространенных нейроэндокринных опухолей желудочно-кишечного тракта: результаты исследования фазы II. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2014; 41: 1845–51.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 71.

    Эберлейн У., Кремонези М., Лассманн М. Индивидуальная дозиметрия для тераностики: необходимо, приятно иметь или контрпродуктивно? J Nucl Med.2017; 58: 97С – 103С.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 72.

    Wessels BW, Konijnenberg MW, Dale RG, Breitz HB, Cremonesi M, Meredith RF, et al. Брошюра MIRD № 20: влияние допущений модели на дозиметрию и реакцию почек — значение для радионуклидной терапии. J Nucl Med. 2008; 49: 1884–99.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 73.

    Девараджа Ю.К., Фрей Э.С., Сгоурос Г., Брилл А.Б., Роберсон П., Занзонико ПБ и др.Брошюра MIRD № 23: количественная ОФЭКТ для индивидуальной трехмерной дозиметрии пациента при внутренней радионуклидной терапии. J Nucl Med. 2012; 53: 1310–25.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 74.

    Hänscheid H, Lapa C, Buck A, Lassman M, Werner RA. Картирование дозы после эндорадиотерапии с использованием 177 Lu-DOTATATE / -TOC путем одного измерения через четыре дня. J Nucl Med. 2017; 6: 1–31.

    Google ученый

  • 75.

    Maaß C, Sachs JP, Hardiansyah D, Mottaghy FM, Kletting P, Glatting G. Зависимость точности планирования лечения при радионуклидной терапии пептидных рецепторов от графика отбора проб. EJNMMI Res. 2016; 6:30.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 76.

    Бароне Р., Борсон-Шазо Ф., Валкема Р., Вальран С., Шовен Ф., Гогу Л. и др. Дозиметрия для конкретного пациента при прогнозировании почечной токсичности с помощью 90 Y-DOTATOC: значение объема почек и мощности дозы для определения зависимости доза-эффект.J Nucl Med. 2015; 46: 99С – 106С.

    Google ученый

  • 77.

    Эмами Б., Лайман Дж., Браун А., Койа Л., Гойтейн М., Мунзенрайдер Дж. И др. Толерантность нормальных тканей к терапевтическому облучению. Int J Radiat Oncol Biol Phys. 1991; 21: 109–22.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 78.

    Garske-Román U, Sandström M, Baron KF, Lundin L, Hellman P, et al. Проспективное обсервационное исследование терапии 177 Lu-DOTA-октреотатом у 200 пациентов с запущенными метастазированными нейроэндокринными опухолями (НЭО): осуществимость и влияние протокола дозиметрического исследования на исход и токсичность.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2018; 45: 970–88.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 79.

    Sarnelli A, Guerriero F, Botta F, Ferrari M, Strigari L, Bodei L, et al. Терапевтические схемы в 177 Lu и 90 Y-PRRT: радиобиологические соображения. Q J Nucl Med Mol Imaging. 2015; 61: 216–31.

    PubMed

    Google ученый

  • 80.

    Pouget J-P, Lozza C, Deshayes E, Boudousq V, Navarro-Teulon I. Введение в радиобиологию целевой радионуклидной терапии. Front Med. 2015; 2: 12.

    Артикул

    Google ученый

  • 81.

    Berker Y, Goedicke A, Kemerink GJ, Aach T, Schweizer B. Количественная оценка активности, объединяющая плоские сцинтиграфии в сопряженном виде и данные SPECT / CT для индивидуальной трехмерной дозиметрии пациента в радионуклидной терапии. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2011; 38: 2173–85.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 82.

    Ljungberg M, Celler A, Konijnenberg MW, Eckerman KF, Dewaraja YK. Брошюра Sjögreen-Gleisner K. MIRD No. 26: совместное руководство EANM / MIRD по количественной оценке 177 Lu SPECT, применяемое для дозиметрии радиофармацевтической терапии. J Nucl Med. 2016; 57: 151–62.

  • 83.

    Купиц Д., Ветц С., Виссель Х., Ведель Ф., Апостолова И., Вальбаум Т. и др. Программно-вспомогательная дозиметрия в радионуклидной терапии пептидных рецепторов с использованием 177 Lutetium-DOTATATE для различных сценариев визуализации.PLoS One. 2017; 12: 1–14.

    Артикул
    CAS

    Google ученый

  • 84.

    Сандерс Дж. К., Куверт Т., Хорнеггер Дж., Ритт П. Количественная ОФЭКТ / КТ-визуализация 177 Lu с проверкой in vivo у пациентов, проходящих терапию радионуклидом пептидных рецепторов. Mol Imaging Biol. 2015; 17: 585–93.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 85.

    Boellaard R, Delgado-Bolton R, Oyen WJG, Giammarile F, Tatsch K, Eschner W. и др.FDG PET / CT: Руководство по процедурам EANM для визуализации опухолей: версия 2.0. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2014; 42: 328–54.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 86.

    Петерс С., ван дер Верф Н., Сегберс М., ван Фельден Ф., Виртс Р., Вудстра Э. Дж. И др. Точность абсолютной количественной ОФЭКТ / КТ в условиях разных производителей и центров. J Nucl Med. 2018; 59: 571.

    Google ученый

  • 87.

    Стабин М.Г., Спаркс Р.Б., Кроу Э. OLINDA / EXM: программное обеспечение для персональных компьютеров второго поколения для оценки доз внутреннего облучения в ядерной медицине. J Nucl Med. 2005; 46: 1023–7.

    PubMed

    Google ученый

  • 88.

    Delker A, Ilhan H, Zach C., Brosch J, Gildehaus FJ, Lehner S, et al. Влияние ранних измерений на расчетную дозу почек в [ 177 Lu] [DOTA 0 , Tyr 3 ] лучевой терапии нейроэндокринных опухолей с пептидным рецептором октреотата.Mol Imaging Biol. 2015; 17: 726–34.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 89.

    Uribe CF, Esquinas PL, Tanguay J, Gonzalez M, Gaudin E, Beauregard JM, et al. Точность 177 Количественная оценка активности Lu при визуализации ОФЭКТ: фантомное исследование.

    Добавить комментарий

    Ваш адрес email не будет опубликован.

  • ° C (

    ° C для иммобилизации)

    32

    9 0832

    4.Имитаторы некоторых других нуклидов и экспериментальные методы

    За исключением 137 Cs и 90 Sr, которые широко изучены, некоторые другие радионуклиды, такие как 239 Pu, 60 Co и 129 I, также являются общие нуклиды в ядерных отходах [96, 97]. Эти радионуклиды обычно распределяются в HMW и MMW, которые имеют высокую радиационную опасность [35, 98]. Перед утилизацией эти элементы необходимо предварительно обработать и стабилизировать. Поэтому было проведено множество исследований для изучения метода и механизма затвердевания / стабилизации.

    4.1. Имитаторы

    239 Pu

    Безопасное удаление радиоактивных актинидов ( 239 Pu, 230 Th, 238 U и т. Д.), Образующихся в ядерном топливном цикле, было основной темой в ядерной промышленности из-за их долгосрочный радиотоксический вклад в ВАО [26, 46]. Керамика считается подходящим материалом-хозяином для иммобилизации минорных актинидов [99–101]. Плутоний (Pu) представляет собой типичный актинид, присутствующий в HMW, и существует большой интерес к использованию материалов для его иммобилизации [46, 96, 102].

    Kulkarni et al. подготовленный Pu-пирохлор, (La 1− x Pu x ) 2 Zr 2 O 7 ( x = 0∼1), как форма керамических отходов для 239 Иммобилизация Pu [25]. PuO 2 , ZrO 2 , графит и La 2 O 3 смешивали в соответствующих соотношениях и нагревали до 1400 ° C в атмосфере гелия для получения пирохлора Pu. Результаты анализа ТГ и ДТА смеси 2PuO 2 + 2ZrO 2 + C показаны на рисунке S7.Высокотемпературная химическая реакция была медленной и простиралась в диапазоне температур 1000 ~ 1400 ° C, связанном с широким эндотермическим пиком. Анализ XRD продукта показал, что это был Pu 2 Zr 2 O 7 , диаграмма XRD которого была аналогична диаграмме XRD La 2 Zr 2 O 7 . Согласно результатам XRD, TG и DTA химическая реакция может быть представлена ​​следующим образом: 2PuO 2 + 2ZrO 2 + C ⟶ Pu 2 Zr 2 O 7 + CO.Можно сделать вывод, что иммобилизационный эффект Pu-пирохлора на Pu в основном представляет собой химическую иммобилизацию на основе иона Pu, входящего в решетку пирохлора. Бураков и Андерсон также использовали PuO 2 для приготовления Pu-пирохлора для исследования долговечности форм отходов актинидной керамики [37]. Подготовленные образцы показали высокую физико-химическую стойкость к ионно-насыщенным растворам, имитирующим подземные воды, после экспериментов по изменению температуры при 90 ° C в течение 3 месяцев.

    PuO 2 может быть использован в качестве имитатора 239 Pu при исследованиях затвердевания нуклидов.Однако проблема заключается в том, что PuO 2 очень токсичен и обладает высокой радиоактивностью, и поэтому его нельзя использовать в реальных экспериментах [103]. Во многих исследованиях использовали Ce 4+ в качестве замены Pu 4+ , потому что они имеют такое же химическое валентное состояние, аналогичные ионные радиусы и химические свойства, а CeO 2 имеет гораздо более низкую токсичность и радиоактивность, чем PuO 2 [ 24, 46, 104–106].

    В исследовании Lian et al. Об облучении ионным пучком в La 2 Zr 2 O 7 -Ce 2 Zr 2 O 7 [46], Ce использовался в качестве аналогичный элемент для Pu из-за сходства в отношении размера ионов и степени окисления Ce и Pu.В эксперименте порошки CeO 2 , ZrO 2 и La 2 O 3 смешивали и спекали на воздухе при 1673 K в течение 32 часов для получения (La 1-9 x Ce x ) 2 Zr 2 O 7 . Затем полученные порошки восстанавливали, обрабатывали и запаивали под вакуумом, содержащим остаточный гелий, в кварцевых ампулах. Целью восстановительной обработки было восстановление Ce (IV) до Ce (III). Это связано с тем, что Ce (IV) может вызвать структурное изменение упорядоченного пирохлора в неупорядоченный дефектный флюорит из-за меньшего размера ионов (0.097 нм) по сравнению с Ce (III) (0,114 нм). Ce (III) более стабилен, чем Ce (IV) в вакууме, и однофазный стабильный Ce-пирохлор полезен для получения точных экспериментальных результатов. Микроструктурная эволюция La 2 Zr 2 O 7 и Ce 2 Zr 2 O 7 при облучении ионным пучком была охарактеризована с помощью просвечивающей электронной микроскопии in situ, напр. местная ПЭМ высокого разрешения и методы спектрометрии потерь энергии электронов (EELS).Согласно результатам, доля Ce 4+ составила ∼30%, что свидетельствует о преобладании Ce 3+ в структуре пирохлора при ионном облучении.

    4.2. Имитаторы

    60 Co

    60 Co — изотоп кобальта (Co), который в основном образуется при работе ядерных реакторов. Он имеет высокое проникающее гамма-излучение (E γ : 1,17 МэВ и 1,33 МэВ) и период полураспада 5,26 года [36]. В основном он присутствует в теплоносителе, который является источником серьезного радиационного облучения работников, работающих с радиацией, во время нормальной эксплуатации [107].Попав в окружающую среду, он может абсорбироваться почвой или вступать в реакцию с частицами и вызывать последствия для здоровья [108].

    Некоторые исследователи изучали иммобилизацию 60 Co с использованием гидроксиапатита для 60 Co-содержащих ядерных отходов. Ul Hassan et al. [16] изучали иммобилизацию Со-содержащих продуктов радиоактивной коррозии путем холодного спекания гидроксиапатита кальция (HAp), а Co 2+ использовали для моделирования 60 Co. Радиоактивные растворы готовили растворением соли Co (NO 3 ) 2 · 6H 2 O в дистиллированной воде и доведением начальных значений pH растворов до 5.0 ± 0,1. В эксперименте Co 2+ абсорбировался HAp, который был получен смешиванием (NH 4 ) 2 HPO 4 и Ca (NO 3 ) 2 · 4H 2 O растворов. . Затем суспензии абсорбента (Co-HAp) сушили в течение ночи при 110 ° C в вакуумной печи. Высушенный порошок Co-HAp спекали в оптимизированных условиях спекания (200 ° C, 100 мин и 500 МПа). Схема экспериментальной установки, используемой для холодного спекания Co-HAp, показана на рисунке S8.

    Измеренная удельная поверхность приготовленного ГАП составила 112,35 м 2 / г, что позволило получить гораздо более высокую адсорбционную способность ГАП по сравнению с этими сорбентами в некоторых типичных исследованиях адсорбции Co 2+ [97, 108, 109]. Результаты показали, что 0,4 г приготовленного HAp может абсорбировать 93,8 ± 0,2% 1 мМ Co 2+ в 100 мл водного раствора. После спекания при 200 ° C Co-HAp был протестирован с помощью SEM-EDS для определения микроструктурных характеристик и анализа распределения элементов.Картирование площади элементов с помощью EDS показало, что абсорбированный Co 2+ был однородно распределен в спеченной матрице. Затем измеряли нормализованную скорость выщелачивания (NLRi) абсорбированного Co 2+ в Co-HAp с помощью стандартного теста на консистенцию продукта (PCT). Расчетные значения NLRi для Co 2+ составили 2,5 × 10 −5 г / м 2 / день, что лучше, чем предел высвобождения 0,3 г / м 2 / день, установленный Министерством энергетики. (DOE) США по видам фосфатного стекла [110].

    В обычных методах спекания [111, 112] ГАП спекали при высоких температурах от 900 до 1300 ° C на воздухе. Однако высокая температура может вызвать разложение или дигидроксилирование матриц радиоактивных отходов на основе ГАП [113] или улетучивание радионуклидов, таких как 129 I [114]. Метод холодного спекания HAp для иммобилизации радиоактивных отходов более эффективен, экономичен и экологически безопасен.

    Venkatesan et al.использовали аналогичный имитатор и экспериментальный метод [36], что и выше. Преимущество использования Co (NO 3 ) 2 · 6H 2 O в качестве источника Co 2+ заключается в том, что он не влияет на адсорбцию Co 2+ HAp, поскольку NO 3 не вступает в реакцию с HAp, разрушая его структуру.

    4.3. Искусственный радиоактивный йод и другие ядерные отходы

    Радиоактивные изотопы йода, в основном 129 I и 131 I, представляют собой радиационную опасность, исходящую от потока отходов установок по переработке отработавшего топлива, которые обладают высокой мобильностью и длительным периодом полураспада (более 1 миллиона лет) [115]. 129 I неизменно считается одним из крупнейших источников дозы в оценках характеристик геологических хранилищ [98]. Улавливание и иммобилизация 129 I необходимы на предприятии по переработке для безопасного захоронения в геологическом масштабе времени.

    Riley et al. [98] рассмотрели методы и материалы для иммобилизации радиоактивного йода, а также обобщили и оценили широкий спектр сорбентов для улавливания и форм отходов для иммобилизации радиоактивного йода.Как описано в этом обзоре, в современной литературе в качестве имитаторов 129 I использовались различные виды йода, такие как NaI, NaIO 3 , HgI 2 и I 2 (г). В зависимости от метода отверждения и того, какая форма йода присутствует в формах отходов, виды йода, используемые в качестве имитаторов радиоактивного йода, различаются.

    В дополнение к упомянутым выше видам йода NH 4 IO 3 использовался в качестве имитатора 129 I в Hassan et al.Исследование [35]. Было исследовано холодное спекание HAp с йодом для иммобилизации летучего радиоактивного йода (I). Во время эксперимента анионный раствор {NH 4 IO 3 + (NH 4 ) 2 HPO 4 } был смешан с катионным раствором Ca (NO 3 ) 2 · 4H 2 O по каплям при скорости потока 3,3 мл, в результате чего молярное соотношение Ca: P: I составляло 10: 6: 2. Затем IO-HAp синтезировали при 70 ° C и сушили в течение 12 ч при 110 ° C.Холодное спекание порошка IO-HAp проводили при температуре 200 ° C, одноосном давлении 500 МПа и времени выдержки 10 мин. Согласно данным XRD, TGA / DSC, XRF, ICP-MS и теста PCT образцов порошка IO-HAp, IO-HAp показал несколько преимуществ для иммобилизации 129 I и других летучих радионуклидов для долгосрочных геологических исследований. утилизация, например, простое, быстрое, энергосберегающее и эффективное отверждение. Преимущество NH 4 IO 3 заключается в том, что он может выделяться в виде NH 3 во время реакции синтеза IO-HAp, что не влияет на молярное соотношение Ca: P: I и кристаллическую структуру IO-HAp. .Однако NH 3 вреден для экспериментаторов, поэтому синтез IO-HAp проводили в вытяжном шкафу при постоянном перемешивании со скоростью 200 об / мин [35].

    Радиоактивные смолы представляют собой проблемные отходы, которые образуются в процессе ионного обмена для очистки теплоносителя первого контура и обработки жидких радиоактивных отходов, которые содержат различные радионуклиды (например, 137 Cs, 60 Co и 90 Sr) [11 ]. Sun et al. [116] исследовали отверждение боратных радиоактивных смол с использованием сульфоалюминатного цемента, смешанного с цеолитом.В этом исследовании смоделированные боратные радиоактивные смолы были приготовлены с помощью следующих этапов: (i) смола Amberlite INR 78 и смола INR 77 были насыщены H 3 BO 3 и NaOH, соответственно, а затем смешаны в массовом соотношении 1: 3 и (ii) CoCl 2 · 6H 2 O и CsCl были добавлены в смолы в качестве моделируемых радионуклидов, и концентрации Co и Cs в смешанных смолах составляли 3,963 г / л и 4,093 г / л. L соответственно. Этот метод приготовления искусственных радиоактивных смол прост и удобен в эксплуатации.

    В исследовании Ли и др. [29] новая смесь смол, состоящая из стирольных катионов основного катиона и анионообменных смол с соотношением компонентов смеси 1: 1 (по массе), контактировала с известной концентрацией насыщенного раствора, содержащего CsCl и CoCl 2 в течение длительного времени (1 неделя). Раствор, контактирующий со смолами, встряхивали несколько раз каждый день. Этим статическим методом было выполнено насыщение моделируемых смол. Затем смолы обезвоживали до тех пор, пока содержание влаги не снизилось до 45–50% перед цементированием.Процесс насыщения является ключевым этапом при приготовлении моделируемых радиоактивных смол.

    5. Резюме и выводы

    Смоделированные радионуклиды используются для прямого моделирования характеристик затвердевания и миграции реальных радионуклидов в различных затвердевших телах. Целью данной работы является обзор методов выбора и экспериментальных методов для имитаторов наиболее часто изучаемых радионуклидов (например, 137 Cs, 90 Sr, 60 Co, 239 Pu и 129 I ) в исследованиях отверждения ядерных отходов и обеспечивают основу для выбора обычно используемых моделируемых радионуклидов в различных условиях применения.

    Установлено, что нерадиоактивные изотопы радионуклидов предпочтительны в качестве имитаторов соответствующих радионуклидов из-за их близких ионных радиусов, химического валентного состояния и некоторых других физико-химических свойств. Предполагается, что смоделированные радионуклиды подходят для соответствующих затвердевших тел и методов иммобилизации. Кроме того, соединения, содержащие моделируемые радионуклиды, должны быть нетоксичными или иметь низкую токсичность и быть нерадиоактивными или иметь низкую радиоактивность, чтобы снизить риск для здоровья экспериментаторов.Для исследований затвердевания 137 Cs в качестве моделируемого нуклида в основном используется Cs + (соль цезия). CsNO 3 , CsCl, CsOH, Cs 2 CO 3 и CsNO 3 являются обычно используемыми соединениями, содержащими Cs + . Для исследований затвердевания 90 Sr в качестве моделируемого нуклида в основном используется Sr 2+ (соль стронция). SrCl 2 · 6H 2 O, Sr (NO 3 ) 2 , SrCO 3 , SrSO 4 или SrF 2 выбран для использования в качестве источника Sr 2+ .Для исследований затвердевания 239 Pu в основном используются PuO 2 и CeO 2 в качестве имитаторов в методах кристаллизации керамики, происходящих при высокой температуре. Co (NO 3 ) 2 · 6H 2 O обычно используется в качестве имитатора 60 Co и различных видов йода, таких как NH 4 IO 3 , NaI, NaIO 3 , HgI 2 и I 2 (g) используются в качестве имитаторов 129 I. смолы.В одном эксперименте по отверждению ядерных отходов можно одновременно использовать несколько смоделированных нуклидов.

    Условия подготовки затвердевшего тела для радионуклидов, такие как температура, фаза, атмосфера, принцип реакции и т. Д., Определяют выбор имитаторов. Для различных методов и материалов отверждения некоторые рекомендации по выбору моделируемых радионуклидов резюмируются следующим образом: (i) Для методов затвердевания геополимерных цементных материалов и методов холодного спекания соединения, содержащие моделируемые радионуклиды, должны быть растворимы в воде и стабильны при низкой температуре ( <200 ° С).Кроме того, рекомендуется, чтобы значение pH водного раствора имитаторов было близко к pH среды затвердевания, что будет иметь меньшее влияние на процесс затвердевания. (Ii) Для гидротермальных методов и других методов холодного спекания с температурой реакции ~ 200 ° C, моделируемые радионуклиды не должны вводить другие элементы или ионы, за исключением тех, которые в основном участвуют в реакциях. В этом случае продукты реакции, содержащие моделируемые радионуклиды, обычно являются фазово-чистыми для получения точных результатов исследований. (Iii) Для стекла, керамики или некоторых других затвердевших тел, которые получают методами плавления, имитаторы радионуклидов должны обладают физико-химической стабильностью при комнатной температуре и могут разлагаться при высокой температуре (приблизительно 900 ° C ~ 1400 ° C) с выделением оксидов имитированных радионуклидов для твердофазных реакций (iv) Рекомендуется гомогенизировать моделируемые радионуклиды в сырье. материалы для повышения однородности приготовленных затвердевших тел, что может улучшить репрезентативность и достоверность результатов испытаний.

    Эта работа будет полезна с точки зрения расширения возможностей применения смоделированных радионуклидов в новых материалах для отверждения и содействия развитию методов отверждения ядерных отходов. Однако есть еще некоторые другие радионуклиды, о которых не сообщалось в исследованиях отверждения ядерных отходов. Дальнейшие исследования будут проводиться по методам отверждения и имитаторам большего количества радионуклидов.

    Доступность данных

    Никакие данные не использовались для поддержки этого исследования.

    Конфликт интересов

    Авторы заявляют, что у них нет конфликта интересов в отношении публикации этой статьи.

    Благодарности

    Авторы благодарны за поддержку Национальной инженерной лаборатории сокращения выбросов загрязняющих веществ при сжигании угля, Шаньдунский университет. Работа поддержана Национальной программой ключевых исследований и разработок Китая (№ 2017YFC0703100).

    Дополнительные материалы

    Рисунок S1 : гидротермальный путь получения Cs-поллуцита. Рисунок S2 : распределение катионов между исходными стеклами и сформированными цеолитами. Рисунок S3 : Спектры MAS ЯМР 133Cs для стекол 4 β Cs2O-4 (1- β ) Na 2 O-8SiO 2 -2B2O3. Рисунок S4 : отображение элементов и спектры EDX [Cs0,55Ba0,5] [Ti 3 + 1,55 Ti 4 + 6,45 ] O 16 . Рисунок S5 : замена Ba 2+ на Cs + в керамической системе. Рисунок S6 : элементарная ячейка голландита с симметрией I2 / m.M1 и M2 — два разных кристаллографических сайта для октаэдрических катионов (Cr и Ti). Рисунок S7 : Кривые ТГ и ДТА 2PuO 2 + 2ZrO 2 + C в гелии. Рисунок S8 : экспериментальная установка, используемая для холодного спекания Co-HAp. (Дополнительные материалы)

    Генераторы радионуклидов in vivo для диагностики и терапии

    Генераторы радионуклидов in vivo создают сложные комбинации физических и химических свойств, доступные для медицинской диагностики и терапии.Возможно, наиболее известным генератором in vivo является 212 Pb / 212 Bi, который использует преимущества увеличенного периода полураспада 212 Pb для осуществления целевой доставки терапевтического короткоживущего α -эмиттера . 212 Би. Часто, как в случае 81 Rb / 81 Kr, для диагностической ценности полагаются химические изменения, происходящие в результате трансмутации родителя. В других случаях, таких как расширенные цепочки альфа-распада, химические изменения могут привести к нежелательным последствиям.В этой статье рассматриваются некоторые распространенные и не очень распространенные генераторы in vivo с целью понимания их ценности в медицине и медицинских исследованиях. В настоящее время это актуально в свете недавнего стремления к использованию альфа-излучателей в таргетных методах лечения, которые часто имеют расширенные цепочки распада.

    1. Введение

    Медицинский потенциал радиации был признан почти с момента открытия радиоактивности. В самых первых медицинских применениях изолированные образцы встречающихся в природе α -излучателей использовались для лечения рака (например,г., [1] или в обзоре [2]). В этих случаях терапевтические преимущества (или вред) были частично обусловлены продуктами радиоактивного распада, называемыми дочерями, первоначально введенных радионуклидов, называемых родителями. Производя дочь в теле, родители, которым вводят лекарства, действуют как «генераторы in vivo».

    Термин «генератор in vivo» впервые появился в тезисе конференции Mausner et al. [3], обсуждая использование нацеленных моноклональных антител (mAb) с долгоживущими родительскими радионуклидами, которые распадаются на короткоживущие дочерние радионуклиды.Идея заключалась в том, чтобы объединить длительный период полураспада родителя с высокой энергией распада дочери для достижения высокодозной направленной лучевой терапии. Внедряя генераторы in vivo, они предложили преодолеть физическое ограничение радионуклидной терапии, когда нуклиды с высокой энергией распада, как правило, имеют период полураспада, слишком короткий для целенаправленной системной терапии. Изменения в биохимических взаимодействиях после распада также используются с помощью генераторов in vivo, примером которых является система генераторов in vivo.Здесь родительский 81 Rb + (h) накапливается в клетках из-за своего химического сходства с K + . После распада инертная метастабильная дочерняя (е) дочерняя (е) покидает клетки посредством диффузии, что позволяет количественно оценить перфузию тканей [4].

    Эти примеры выдвигают на первый план два основных применения генераторов in vivo, которые аналогичны использованию радиоактивности in vivo: диагностика и терапия (краткий обзор Rösch and Knapp 2003 [5]). В целом преимущество генераторов in vivo заключается в объединении ядерных и химических свойств родительских и дочерних нуклидов для лучшей диагностики или лечения физиологических состояний.Этот обзор предназначен для охвата многих генераторов in vivo, которые использовались клинически и доклинически для визуализации и терапии. Также обсуждаются последствия и соображения их использования, особенно в свете терапевтических α -излучателей, которые имеют протяженные цепочки распада. Идеальное выделение уникальных преимуществ, предоставляемых генераторами in vivo, вдохновит их на будущие применения и расширит палитру ядерных и химических свойств, доступных для медицины.

    2.Высвобождение и перераспределение дочерних радионуклидов

    Наиболее важным фактором при использовании генератора in vivo являются химические последствия родительского распада. Во многих случаях химического изменения одного атомного номера на другой достаточно, чтобы вызвать резкое различие между химией родительского и дочернего (например, переход от щелочного рубидия к благородному криптону). Однако даже когда родитель и дочь имеют почти идентичное химическое поведение, как при переходах между лантаноидами, все еще существует возможность химического изменения из-за атомных эффектов ядерного распада.Молекулярные изменения, вызванные ядерными реакциями, известны как реакции Сцилларда-Чалмерса, первоначально описанные Сциллардом и Чалмерсом в 1934 году как средство разделения изотопов йода после химических разрушений, вызванных захватом нейтронов [6]. С тех пор было описано несколько реакций типа Сцилларда-Чалмерса с целью производства медицинских изотопов [7] и, в частности, в реакциях генератора (например, [8]).

    Распространяя эту концепцию на генераторы in vivo, важно понимать обстоятельства, которые приводят к разнице между химией родительского и дочернего компонентов.Это связано с тем, что в большинстве случаев медицинские радионуклиды используются в качестве меток на химически специфичных «нацеливающих» молекулах, таких как пептиды, антитела или небольшие молекулы, специфичные для рецепторов и переносчиков. При использовании генератора in vivo в этих целевых системах у дочери есть две возможности отделиться от родителя либо в результате элементарных различий между родителем и дочерью, либо в результате физического и химического нарушения, вызванного сам ядерный распад.В зависимости от предполагаемого использования генератора смещение дочерней молекулы от целевой молекулы может быть преимуществом или недостатком, и поэтому важно понимать, когда ожидается смещение, и понимать последствия этого смещения.

    В серии статей Zeevaart et al. описали физические соображения, когда ожидается химическая перегруппировка [9–12]. Их первый подход состоял в том, чтобы посмотреть, может ли отдача дочернего ядра после β -распада, с учетом испускаемого нейтрино и электрона, обеспечить достаточную энергию, чтобы оторвать дочернее ядро ​​от сильных полидентатных хелатов.Общий вывод из их расчетов состоит в том, что в большинстве случаев энергия связи хелата слишком высока, чтобы ее можно было преодолеть небольшим количеством энергии, участвующей в ядерной отдаче. Например, для пары 90 Sr / 90 Y в комплексе с 1,4,7,10 тетраазациклододеканом 1,4,7,10 тетрауксусной кислотой (DOTA) только 1% всех β -распадов приводил к вывих дочери 90 Y [10]. Распады с внутренним переходом (IT) также согласуются с устойчивым хелатированием, сохраняющимся при низкоэнергетической отдаче, например, с переходом в, что приводит к отсутствию наблюдаемой дислокации дочернего атома из стабильных хелатных структур с DOTA [13].Однако для других режимов распада физическая энергия отдачи может намного превышать энергию связи. Так обстоит дело с 213 Bi α -распадом, где отдача составляет порядка 100 кэВ по сравнению с энергией связи дочернего Pb (II) с повсеместно распространенными хелаторами DOTA или его амидным производным: 2- ( 4-изотиоцианотобензил) -1,4,7,10-тетрааза-1,4,7,10-тетра- (2-карбамонилметил) циклододекан (TCMC) в несколько электронвольт.

    Распады электронного захвата (EC) также эффективны при высвобождении дочерних нуклидов из сильных хелатов, как это наблюдалось с 140 Nd и 134 Ce.В этих случаях каскад электронов Оже, следующий за ядерным поглощением электрона внутренней оболочки, вызывает атомные перестройки, которые обходят хелатирование. В аналогичных оже-процессах, таких как распад 165 Er, вычислено, что процесс автоионизации после перехода на 165 Ho оставляет дочерний элемент в нестабильном и сильно окисленном состоянии, в среднем теряя 7,6 электронов за распад [14]. . Экспериментальные наблюдения за распадом радиолантаноидов методом ЭХ согласуются с выводом о том, что дочери не сохраняют химическое состояние родителей после потери такого количества электронов [8].Тот же вывод справедлив и для аналогичного процесса внутреннего преобразования (IC). Например, при распаде связанного с DOTA 166 Dy 72% всех распадов приводят к индуцированному IC оже-каскаду, и стабильно 72% дочерних атомов 166 Ho свободны от DOTA [10], что показывает, что делокализация — это реакция Сцилларда-Чалмерса. Как обсуждалось Zeevaart et al. [10] и Нат и др. [15], одна из возможностей противодействия оже-индуцированной дислокации дочерних атомов заключается в конъюгировании ионов металла через лиганд с обширной делокализованной системой π -электронов, такой как гем.Такие лиганды способны подавить так называемый «кулоновский взрыв», передавая электроны к металлическому центру с сопоставимыми временными масштабами с оже-каскадом.

    В целом, общее правило для прогнозирования делокализации в генераторах in vivo состоит в том, что, когда дочерний и родительский нуклид могут образовывать стабильные комплексы с биоконъюгатно-хелатным фрагментом, родительские EC, IC и альфа-распады будут вызывать дислокацию дочернего , тогда как распады β и IT обычно оставляют дочь в химическом состоянии родителя.

    3. Возможные генераторы in vivo

    В таблице 1 приведен список некоторых генераторов in vivo, адаптированных из Рёша и Кнаппа [5]. Данные были получены из Национального центра ядерных данных [16].


    Симуляторы Затвердевшее тело Экспериментальный метод и температура

    SrCl 2 · 6H 2 O, Sr (NO 3 ) 2 Цементные материалы Непосредственно в затвердевшем теле <для иммобилизации Растворим в воде; водный раствор нейтрален и не влияет на гидратацию
    Sr (OH) 2 Геополимерный гель Непосредственно смешивается в затвердевшем теле для иммобилизации (<100 ° C) Легко растворяется в воде, полностью ионизируется другие элементы не вводились, кроме Sr
    SrCO 3 , SrSO 4 или SrF 2 Стекло или керамика Метод плавления (1000–1350 ° C) Высокие температуры плавления ( > 1400 ° C), участвует в твердофазной реакции при высокой температуре, обеспечивая SrO для продукта (SrF 2 превращается в SrO при> 1000 ° C в воздухе)
    Sr (NO 3 ) 2 Фосфат или геополимер Метод плавления (750–1200 ° C) Разлагается при высокой температуре (точка плавления 570 ° C) с высвобождением SrO для твердофазной реакции

    α

    905 43


    Родительский Распад Дочерний Распад 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 905 44 Sc 4 ч PET
    52 Fe EC / 8.3 ч 21 мин ПЭТ
    62 Zn EC / 9,2 ч 62 Cu Rb EC 4,6 ч IT 13 с SPECT
    99 Mo 66 h IT0 ч SPECT
    134 Ce EC 3,2 d 134 La 6,5 мин PET
    140 140 Pr 3,4 мин ПЭТ

    Терапия 66 Ni 2,38 905 905 905 66 948 905 905За 1 мин 112 Ag 3,14 h β
    166 Dy 3,4 d 166 Ho 1.12 d β
    212 Pb 10,64 h 212 Bi a 1,01 h α

    8

    α

    8

    45,6 мин 209 Pb 3,3 ч α
    223 Ra α

    905 43 905 905 905 905 α
    225 Ac α 10.0 d Цепь α
    227 Th α 18,7 d Цепь
    4. Генераторы in vivo для диагностики
    4.1. Общие принципы

    Как указывалось выше, основная цель применения генераторов in vivo для визуализации и диагностики состоит в том, чтобы либо объединить длительный период полураспада родительского нуклида с короткоживущим дочерним диагностическим излучением, либо воспользоваться преимуществами химического изменения после родительский распад, который может дать информацию о месте родительского распада.Первый концептуально прост и усложняется только возможным химическим изменением после распада. Одним из прекрасных примеров, когда практически нет опасений по поводу химического изменения после распада, является использование, который распадается через IT на свою дочернюю, излучающую позитроны, без изменения своего химического состояния [13]. Таким образом, становится возможным рассматривать радионуклид как просто долгоживущий радионуклид позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ). Несмотря на простоту, эта разработка связана с критическими аргументами, представленными Mausner et al.: существует обратная зависимость между энергией, доступной для распадов, опосредованных слабыми силами, и временем жизни ядер [3]. На стороне диаграммы нуклидов, богатой протонами, этот факт наряду с обрезанием массы покоя позитронов и конкурентным режимом распада ЭК сильно ограничивает количество долгоживущих β + -эмиттеров. Это приводит к нехватке долгоживущих радионуклидов ПЭТ. Для сравнения, количество излучателей β + с разветвлением позитронов более 10% с периодом полураспада между 12 часами и 10 днями равно 10, тогда как на богатой нейтронами стороне диаграммы имеется более 70 нуклидов. которые подвергаются распаду с теми же ограничениями на период полураспада [16].Следовательно, добавление долгоживущих генераторов -эмиттеров in vivo вносит необходимое расширение в список доступных нуклидов для ПЭТ. Другие пары генераторов ПЭТ in vivo предлагают такие же длительные периоды полураспада и химический состав, как, например, 134 Ce и 140 Nd, но эти генераторы имеют дополнительную черту, заключающуюся в том, что дочерние нуклиды не сохраняют исходную химическую форму, а высвобождаются после начальный распад ЭК [8]. Свободные радиометаллы могут вводить в заблуждение количественные показатели ПЭТ и ОФЭКТ, поскольку они часто накапливаются в очагах заболевания и других тканях [17–20].

    Не все диагностические генераторы in vivo, представленные в таблице 1, использовались в клинических или доклинических исследованиях, но некоторые из них привели к интересным результатам. Ниже приведены примеры использования диагностических генераторов in vivo. Описание начинается с одного из первых генераторов in vivo, 81 Rb /, который полагается на химическое изменение, переходящее от рубидия к криптону, для получения желаемой диагностической информации.

    4.2.

    81 Rb / 81m Kr

    Одно из первых целевых применений генератора in vivo — 81 Rb / для визуализации перфузии.Первоначально система была разработана как внешний генератор вдыхаемого газа для исследования легочной вентиляции (например, [21, 22]). Гамма-излучение 190 кэВ хорошо настроено для ОФЭКТ и гамма-камер, а короткий период полураспада позволяет быстро повторять исследования коротких физиологических процессов. Однако одно из наиболее важных применений происходит из генератора in vivo, который получается после инъекции родительского 81 Rb.

    Рубидий имитирует калий и накапливается в клетках, тогда как криптон инертен, свободно диффундирует по клеточным мембранам и уносится кровотоком.В 1971 году Джонс и Мэтьюз [4] представили концепцию измерения перфузии тканей с помощью генератора in vivo путем определения скорости, с которой уносится от тканей, содержащих 81 Rb: скорость пропорциональна перфузии. После первого прохождения через легкие газообразный криптон покидает кровоток. На практике их метод просто требует одновременного количественного определения и 81 Rb в интересующем органе, что, как они показывают, легко достигается с помощью детектора из иодида натрия или германия высокой чистоты.Далее они демонстрируют экспериментальное измерение перфузии в имитационной системе, где 81 Rb улавливается катионообменной смолой и смывается контролируемым потоком деионизированной воды по смоле. Несколько других примеров использования 81 Rb / в качестве генератора in vivo можно найти в литературе [23–25].

    4.3.

    52 Fe / 52m Mn

    Генератор 52 Fe / in vivo потенциально предоставляет большой объем биологической информации, хотя этому препятствует тот факт, что и родитель, и дочь испускают позитроны.Поскольку ПЭТ основывается на обнаружении аннигиляционных фотонов при 511 кэВ, традиционный ПЭТ не может отличить 52 Fe от распада. Соответствующие ветви позитронов составляют 55,5% для 52 Fe и 96,8% для. Несмотря на эту трудность, пара остается желательной или, по крайней мере, неизбежной в качестве индикатора ПЭТ для распределения биологического железа. Транспорт железа в организме особенно важен, поскольку неправильный транспорт железа связан с рядом заболеваний, а отслеживание распределения железа в добавках и лекарствах важно для разработки лекарств [26].Однако единственным изотопом железа, излучающим β + с подходящим периодом полураспада для биологического отслеживания, является 52 Fe. Для того чтобы определить вклад 52 Fe в отслеживание железа, Любберинк и его коллеги оценили клинические данные инъекций стабилизированного сахарозой 52 Fe вместе с забором крови и определили тканезависимые поправочные коэффициенты [27]. Аналогичный подход был использован Calonder et al. для исследования транспорта железа через гематоэнцефалический барьер у обезьян [28].Эти методы были в дальнейшем адаптированы для клинической оценки торговли железом у пациентов с болезнью Вильсона, состоянием, связанным с неправильным переносом ионов металлов [29].

    4.4.

    140 Nd / Pr, 134 Ce / La

    140 Nd и 134 Ce имеют почти идентичные свойства: оба являются легкими лантаноидами, имеют примерно 3d период полураспада и распадаются чисто под действием ЭК на короткие промежутки времени. проживало β + -излучающих дочерей. Эти нуклиды обсуждаются из-за их терапевтического потенциала за счет оже-излучения от родительского распада с последующим высокоэнергетическим излучением β от дочерей [30, 31].Недостатком этих пар является то, что распад ЭК родителей освобождает дочерей от векторов-мишеней. С дозиметрической точки зрения это проблематично, потому что позитроны высоких энергий могут испускаться далеко от клеток-мишеней. Lubberink et al. утверждают, что в случаях, когда векторы-мишени интернализуются в клетках, дочерние распады будут происходить внутри клетки-мишени [31]. В доклинических моделях животных одним из способов определить, происходит ли распад дочери в тех же тканях, что и родительская, является ПЭТ-визуализация до и после умерщвления животного.Предземное изображение покажет результат биологического перераспределения дочери, а посмертное изображение покажет родительское распределение. В тех случаях, когда у дочери есть высокий доступ к кровотоку, может произойти высокий уровень перераспределения. Когда ткани-мишени сохраняют дочерние клетки, это может указывать на то, что вектор нацеливания будет подходящим для лучевой терапии с генераторами in vivo. Напротив, когда целевые ткани не удерживают дочерей, может быть целесообразно реализовать предварительный таргетинг (например,g., [32]), поскольку перераспределение дочерей может указывать на то, что вектор нацеливания доступен из кровотока.

    4.5.

    62 Zn / 62 Cu

    Подобно роли 52 Fe / в качестве пары ПЭТ для обнаружения железа, система 62 Zn / 62 Cu потенциально полезна в качестве индикатора для биологического цинка. Другие области применения включают иммунопЭТ [33] или визуализацию малых молекул [34, 35]. В этих случаях позитронная ветвь в родительском элементе выражена не так ярко, всего 8%.Следовательно, в ПЭТ-визуализации с генератором in vivo преобладают позитроны, испускаемые 62 Cu, период полураспада которого составляет 10 минут для перераспределения. Дополнительные исследования последствий перераспределения помогут оценить 62 Zn / 62 Cu в качестве радиоактивной метки ПЭТ.

    5. Терапевтические генераторы in vivo
    5.1. Общие принципы

    Таргетная лучевая терапия может быть определена как использование радиоактивно меченных молекул в качестве средства доставки цитотоксического количества радиации к месту заболевания для лечения патологического состояния (т.е.э., рак, ревматоидный артрит) [36]. Когда излучение взаимодействует с биологическими тканями, его энергия поглощается окружающими тканями, и, если достаточно, орбитальный электрон выбрасывается, что приводит к ионизации. Ионизированные молекулы (обычно вода) приводят к образованию свободных радикалов, которые затем могут вызывать повреждение клеточных компонентов (например, ДНК), что приводит к гибели клетки [37]. Этот процесс использует высокоэнергетические выбросы, такие как α -частиц, β -частиц, или оже-электроны с более низкой энергией, как средство разрушения клеточной ДНК.

    В конечном итоге цель лучевой терапии состоит в том, чтобы доставить максимальную дозу облучения к нездоровым клеткам при минимальном облучении здоровых клеток. Одним из важных факторов, который необходимо учитывать, является линейная передача энергии (ЛПЭ), которая описывает соотношение между количеством переданной энергии и расстоянием, пройденным продуктом излучения. Преимущество α -эмиттеров состоит в том, что они обладают высокой ЛПЭ по сравнению с β -излучателями. Например, α -частиц могут иметь значения ЛПЭ от 80 до 100 кэВ / µ мкм, в то время как β -частиц имеют ЛПЭ, равную 0.2 кэВ / µ м [38]. Учитывая эти ограничения, важно учитывать вектор нацеливания, используемый при разработке целевых радиотерапевтических агентов. Необходимо учитывать такие критерии, как селективность, специфичность и интернализация, а также размер опухоли в случае онкологических заболеваний. Диапазон α -частиц может составлять всего несколько диаметров клеток (40–80 µ мкм), что позволяет нацеливаться на небольшие кластеры клеток, микрометастазы и отдельные клетки [38, 39].С другой стороны, излучение частиц β имеет гораздо больший диапазон пути (0,8–5 мм), и поэтому излучение не обязательно оседает в том же месте, что и вектор наведения, что может привести к повреждению окружающей здоровой ткани. [38, 40].

    Несмотря на это, большинство таргетных радиотерапевтических средств, используемых в клинике, представляют собой β -излучателей [41]. Фактически, в 2013 году первым изотопом, излучающим α , который был одобрен для рутинного клинического использования, был 223 Ra, который получил одобрение от Ассоциации по контролю за продуктами и лекарствами (FDA) и Европейской комиссии (EC) [42].Это несоответствие, вероятно, связано с тем, что большинство излучающих α радионуклидов обладают периодом полураспада, который не подходит для клинического применения [36]. Во-первых, короткие периоды полураспада ограничивают использование нацеленных векторов с длительным временем циркуляции крови, таких как mAb. И наоборот, изотопы с более длительным периодом полураспада могут быть вредными из-за их высокой ЛПЭ, где существует больший риск токсичности в результате облучения здоровых тканей во время циркуляции. Одним из решений является выполнение прямых инъекций в пораженную ткань; однако это не всегда возможно в случае микрометастазов.Способ обойти эту проблему — использовать генераторы in vivo.

    Преимущество системы генератора in vivo при применении в лучевой терапии состоит в том, что более долгоживущий родительский изотоп может выводиться из кровообращения и здоровых тканей, в то время как его дочерние элементы с высокой ЛПЭ будут накапливаться в пораженной ткани. Это приведет к снижению дозы облучения здоровых тканей и увеличению дозы облучения в целевом участке. В частности, можно минимизировать количество вводимой радиоактивности [39].Проблемы, возникающие при использовании генераторов in vivo для лучевой терапии, аналогичны проблемам, возникающим при диагностической визуализации. Достижение адекватной удельной активности; включение лигандов, которые образуют стабильные комплексы как с родительскими, так и с дочерними изотопами; и снижение токсичности из-за потери изотопов в результате энергии отдачи во время распада от родителя к дочери — все это вопросы, которые необходимо тщательно рассмотреть, прежде чем применять этот подход [43].

    Ниже приведены некоторые примеры генераторов in vivo, которые использовались для доклинических и клинических применений лучевой терапии.Хотя каждая пара страдает от некоторых из описанных выше проблем, были предприняты усилия, чтобы преодолеть эти проблемы или использовать их в своих интересах для достижения положительного результата.

    5.2.

    212 Pb / 212 Bi

    Свинец-212 был исследован в качестве генератора in vivo для доклинических и клинических терапевтических применений с использованием различных систем mAb для прямого нацеливания и предварительно нацеленной лучевой терапии [44–46]. Обычно его использовали для нацеливания на рецептор эпитермального фактора роста человека (HER2) [45].Он подвергается распаду с образованием 212 Bi, α -эмиттера с периодом полураспада 60 мин (таблица 1). Обычно он включается в биологические молекулы с использованием хелатирующих лигандов, таких как DOTA и 2- (4-изотиоцианотобензил) -1,4,7,10-тетрааза-1,4,7,10-тетра- (2-карбамонилметил) циклододекан. (TCMC) [47–49].

    При использовании этой системы возникли трудности из-за нестабильности дочерней 212 Bi. В многочисленных исследованиях сообщалось, что происходит потеря 30-40% 212 Bi через 4 часа из-за нестабильности комплекса [ 212 Bi] Bi-DOTA [44, 49].Термодинамическую стабильность родительского комплекса Pb-DOTA и дочернего комплекса Bi-DOTA тестировали с использованием изотопов 203 Pb (II) и 206 Bi (III). Интересно, что скорость химического обмена этих комплексов была очень медленной в водных растворах (pH 4-10) [48]. Расчетная энергия отдачи ядра 212 Bi недостаточна для разрыва химической связи, и поэтому нестабильность комплекса объясняется плохой кинетической стабильностью комплекса 212 Bi-DOTA [39].Эта нестабильность вызвана радиационными событиями, которые происходят во время изотопного распада, в частности, внутренним преобразованием γ -лучей, испускаемых нуклидом [48]. Также было показано, что прямое мечение конъюгатов DOTA с 212 Bi менее эффективно, чем другие хелатирующие агенты, такие как диэтилентриаминпентауксусная кислота (DTPA), в присутствии других комплексообразующих агентов, таких как лимонная кислота [50].

    В результате любой из высвобожденных 212 Bi будет попадать в нецелевые здоровые ткани, такие как почки [39].Были предприняты попытки получения лигандов, которые служат стабильными хелаторами как для 212 Pb, так и для 212 Bi. Лиганды, такие как диоктилтерефталат (DOTP), показали реассоциацию с 212 Bi, однако 212 Pb продемонстрировали снижение стабильности при концентрациях ниже 1 мМ; поэтому его использование подходит только для индикаторов, не требующих высокой специфической активности [39]. Тем не менее, было показано, что генераторы 212 Pb / 212 Bi in vivo более эффективны при применении для интернализующих mAb, таких как трастузумаб, по сравнению с неинтернализующими или неспецифическими mAb.Одно из преимуществ этой системы по сравнению с производной 90 Y состоит в том, что поглощенная доза на участке опухоли выше, благодаря более высокой ЛПЭ α -частиц [45]. Эти многообещающие доклинические результаты вдохновили на дальнейшие клинические исследования. [ 212 Pb] Pb-TCMC-трастузумаб показал себя многообещающим в качестве терапевтического средства для изотопов, излучающих β , после клинической оценки [46].

    5.3.

    225 Ac

    Актиний-225 показал себя многообещающим в качестве генераторной системы in vivo для доклинических и клинических применений.Это изотоп с периодом полураспада 10 дней, который подвергается α -распаду и производит три α -излучающих радиоизотопа: 221 Fr мин), 217 At (мс) и 213 Bi (мин. ) [38]. Доклиническая оценка 225 Ac-DOTA-трастузумаба показала повышенную выживаемость на мышиных моделях рака яичников [38]. Первоначально низкая стабильность in vitro и низкие радиохимические выходы наблюдались, когда mAb впервые функционализировали лигандом DOTA до радиоактивного мечения.Это было преодолено путем применения двухэтапного подхода, при котором хелатирующий лиганд сначала метят металлом, а затем конъюгируют с mAb. Хотя на первом этапе достигаются высокие выходы RCY (около 90%), конъюгация с антителом менее эффективна, что приводит к низкой кажущейся специфической активности [38]. Это может быть проблематично, если требуется высокая удельная активность; однако в целом терапия 225 Ac лучше подходит для интернализованных mAb, поскольку изотоп 221 Fr, например, больше не может связываться с хелатирующим лигандом и диффундирует от вектора нацеливания [38].При анализе 225 Ac-меченых mAb линтузумаб показал, что почечная токсичность и анемия могут вызывать беспокойство при применении высоких доз у нечеловеческих приматов [51]. Клинические испытания с использованием низких доз этого агента продолжаются.

    Другой стратегией борьбы с диффузией дочерних изотопов является использование инкапсулирующих липосом, наночастиц для связывания радиоактивности в целевом сайте. Например, липосомы пегилированного фосфатидилхолин-холестерина различных размеров и зарядов использовали для захвата 225 Ас.Ионные дочерние клетки, образующиеся после радиоактивного распада (Fr 1+ , и Bi 3+ ), не диффундируют из липосом. Удержание последней продуцированной дочерней 213 Bi было намного лучше в липосомах большего размера. Использование этих липосом лучше подходит для локорегиональной терапии [52]. Возможно, более подходящая стратегия включает использование многослойных инкапсулирующих наночастиц, которые затем конъюгируются с mAb. В этой стратегии конъюгат наночастиц способен содержать дочерние элементы распада 225 Ас, связываясь с мишенями антител in vivo [53].Преимущество этих многофункциональных наночастиц — их химические свойства для удержания, функционализации и визуализации [53].

    5.4.

    227 Th

    Торий-227 продемонстрировал свою полезность в качестве генератора in vivo. Одним из его преимуществ является то, что его можно легко получить из генератора переменного тока 227 по низким ценам. Он имеет период полураспада 18,7 дня и распадается посредством эмиссии β -частиц с образованием множества изотопов, излучающих α и β : 223 Ra, 219 Rn, 215 Po, 211 Pb. , 211 Bi и 207 Tl.Один из его наиболее клинически значимых дочерних изотопов — 223 Ra. Этот щелочноземельный металл, ищущий кость, был клинически одобрен для лучевой терапии из-за его способности накапливаться в кости [54]. Поскольку он отделяется от лигандных систем, его нельзя использовать непосредственно для мечения нацеливающих векторов, но использование генератора 227 Th in vivo — способ обойти это. Подобно другим генераторам in vivo, обсуждавшимся до сих пор, 227 Th лучше всего подходит для интернализации нацеливающих векторов, поскольку изотоп 223 Ra диссоциирует из лигандных систем.[ 227 Th] Th-DOTA-трастузумаб показал свою эффективность в подавлении роста ксенотрансплантатов рака молочной железы у мышей, однако он, по-видимому, лучше подходит для лечения микроскопических опухолей, чем быстрорастущих макрометастазов [47, 55].

    5.5.

    223 Ra

    Из-за свойств щелочноземельных металлов Ra 2+ был использован для лечения метастазов в костях, так как он ведет себя аналогично Ca 2+ . Одним из самых последних клинически одобренных генераторов in vivo, используемых для лечения метастазов в кости, был агент Xofigo 223 Ra [56].Его вводят в виде раствора [ 223 Ra] RaCl. Изотоп 223 Ra имеет период полураспада 11,4 дня и распадается посредством эмиссии α -частиц с образованием ряда α и испусканием дочерних изотопов ( 219 Rn, 215 Po, 211 Pb, 211 Bi, 211 Po и 207 Tl) [54]. Одна из проблем при использовании β-излучателей для лечения метастазов в кости заключается в том, что их радиационное повреждение костного мозга всегда представляет опасность; поэтому их использование было ограничено для облегчения боли [54].По сравнению с излучающим щелочноземельным металлом 89 Sr 2+ , 223 Ra 2+ показал гораздо более высокое поглощение костной тканью в доклинических моделях [54]. Использование 223 Ra является улучшением по сравнению с индикаторами, использующими 224 Ra, так как образовавшийся дочерний газообразный 222 Rn будет диффундировать от целевого участка [54].

    5.6.

    166 Dy / 166 Ho

    О применимости системы генератора 166 Dy / 166 Ho in vivo впервые было сообщено в 1994 году.В отличие от других генераторов in vivo, используемых для лучевой терапии, обсуждавшихся до сих пор, дочерний изотоп фактически производит β -частицу, которая полезна для терапии. Когда родительский изотоп 166 Dy (h) координируется с системой лигандов DTPA, наблюдается высокая стабильность в сыворотке и in vivo. Это остается верным для комплекса после распада на дочь Ho (h) [57]. При образовании комплекса с этилендиаминтетраметиленфосфонатом (EDTMP) 166 Dy накапливается в скелетной ткани и поэтому может применяться для удаления костного мозга [58].

    6. Обсуждение и заключение

    Разработка генераторов in vivo в качестве диагностических и терапевтических радиофармпрепаратов расширила сферу применения радиоизотопов в ядерной медицине. Их использование послужило способом применения радиоизотопов, которые в противном случае не были бы учтены, несмотря на то, что они демонстрируют желательные ядерные свойства для радиовизуализации и терапии (например, тип излучения, энергия излучения и ЛПЭ в случае терапии). Одним из многих преимуществ этих систем является то, что они могут обойти проблемы, связанные с короткими радиохимическими периодами полураспада, за счет использования более долгоживущего родительского изотопа.С практической точки зрения это устраняет некоторые временные ограничения, которые существуют при приготовлении короткоживущих радиофармацевтических препаратов (например, обеспечение наличия циклотрона на месте, осуществление реакций короткого радиоактивного мечения и ограничение расстояний для транспортировки). С биологической точки зрения это позволяет использовать нацеленные векторы с медленным очищением, такие как mAb. Прямое мечение вектора-мишени с медленным очищением короткоживущим терапевтическим или диагностическим изотопом будет бесполезным, поскольку радиоизотоп будет распадаться, прежде чем достигнет своего целевого сайта.В то время как включение родительского изотопа, где это возможно, позволяет доставлять релевантный с медицинской точки зрения короткоживущий изотоп к цели после радиоактивного распада. В результате этот метод привел к разработке ряда радиофармацевтических препаратов на основе mAb, включающих различные системы генерации in vivo для доклинического и клинического использования.

    В дополнение к проблемам, наблюдаемым с короткими периодами полураспада, менее часто используемые радиоизотопы часто обладают химическими свойствами, которые не позволяют им включаться в векторы-мишени с помощью типичных хелатных стратегий.Это очевидно в случае 223 Ra, который обычно используется в свободной форме из-за его неспособности образовывать стабильные комплексы с обычно используемыми хелаторами. Используя генератор 227 Th in vivo, дочерняя 223 Ra продуцируется на целевом участке после радиоактивного распада. Однако следует проявлять осторожность при применении этого подхода, потому что это требует интернализации вектора нацеливания, чтобы предотвратить диффузию дочернего изотопа в другие ткани.

    Это приводит к одной из основных проблем, наблюдаемых при разработке генераторов in vivo для клинического использования.Необходимо учитывать нестабильность радиофармпрепарата, которая может возникнуть в результате химического превращения одного элемента в другой. Хотя это свойство использовалось в качестве преимущества при применении для интернализации нацеленных векторов для терапевтических применений, оно все же может быть вредным, особенно для диагностической визуализации. Когда дочерний изотоп высвобождается из вектора нацеливания, он может диффундировать в нецелевые ткани, что приводит к искажению результатов визуализации.

    С недавнего одобрения Xofigo медицинское сообщество использует преимущества использования α -излучателей в качестве терапевтического инструмента.Продолжаются попытки протестировать дополнительные генераторы in vivo в клинических испытаниях. Используя преимущество повышенной эффективности терапевтических средств, излучающих α , генераторы in vivo имеют преимущество в улучшении терапевтических результатов по сравнению с их аналогами, излучающими β в радиоиммунотерапии, что делает этот подход очень многообещающим для клинической онкологии.

    Конкурирующие интересы

    Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов в отношении публикации данной статьи.

    Производство радионуклидов — Университет Маккуори

    @article {6c20eba833dc43ee8eeefab8be7be3e4,

    title = «Производство радионуклидов»,

    abstract = «Эта статья продолжает предыдущую статью {«} Введение в общие принципы ядерной медицины {«} ядерной медицины. Радионуклиды необходимы как для диагностических, так и для терапевтических процедур ядерной медицины. Природные радионуклиды, как правило, не подходят для диагностических и терапевтических процедур из-за их обычно длительного периода полураспада или менее чем идеальных физических или химических характеристик; поэтому соответствующие радионуклиды должны быть произведены.Общие методы производства радионуклидов для ядерной медицины включают: деление, активацию нейтронами, циклотрон и генератор. Деление происходит в ядерном реакторе, где нейтроны используются для бомбардировки нуклидов деления, таких как уран-235 (235U) или плутоний-239 (239Pu). Деление приводит к расщеплению большого ядра на более мелкие осколки деления вместе с выделением гамма-излучения и нейтронов высоких энергий. Активация нейтронов также происходит в ядерном реакторе. Нейтроны используются для бомбардировки стабильных нуклидов с образованием других радионуклидов.У этого процесса есть недостатки, поэтому часто предпочтительны другие способы производства. Циклотроны используются для ускорения заряженных частиц, таких как протоны (p), дейтроны (d), тритон (t) и альфа (альфа) -частицы, до высоких скоростей, чтобы проникать через орбитальные электроны целевого атома и взаимодействовать с ядром. Генераторы производят наиболее часто используемый в ядерной медицине радионуклид — технеций-99m (99mTc). Генератор радионуклидов видит распад родительского радионуклида с длительным периодом полураспада до дочернего радионуклида с коротким периодом полураспада.Дочь — радионуклид, используемый в ядерной медицине. Понимание производства радионуклидов поможет в понимании как диагностических, так и терапевтических процедур ядерной медицины. «,

    keywords =» циклотрон, деление, генератор, производство радионуклидов «,

    author =» Currie, {Geoffrey M.} and Wheat » , {Джанель М.} и Р. Дэвидсон и Хосен Киат «,

    год =» 2011 «,

    язык =» английский «,

    объем =» 58 «,

    страниц =» 46-52 «,

    journal = «The Radiographer»,

    issn = «0033-8273»,

    publisher = «Австралийский институт радиографии»,

    number = «3»,

    }

    Дозиметрические методы и клиническое применение в пептидах рецепторная радионуклидная терапия нейроэндокринных опухолей: обзор литературы | EJNMMI Research

  • 1.

    Кириситс С., Ривард М.Дж., Балтас Д., Баллестер Ф., Де Брабандере М., Ван дер Лаарс Р. и др. Обзор неопределенностей клинической брахитерапии: руководящие принципы анализа GEC-ESTRO и AAPM. Радиотренажер Oncol. 2014; 110: 199–212.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 2.

    Стабин М. Дозиметрия ядерной медицины. Phys Med Biol. 2006; 51: R187–202.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 3.

    Hoefnagel CA. Возвращение к радионуклидной терапии. Eur J Nucl Med. 1991; 18: 408–31.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 4.

    Reubi JC, Maecke HR. Зонды на основе пептидов для визуализации рака. J Nucl Med. 2008; 49: 1735–8.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 5.

    Фендлер В.П., Рахбар К., Херрманн К., Кратохвиль С., Эйбер М. 177 Лу-ПСМА радиолигандная терапия рака простаты.J Nucl Med. 2017; 58: 1196–200.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 6.

    Стросберг Дж., Эль-Хаддад Дж., Волин Е., Хендифар А., Яо Дж., Часен Б. и др. Фаза 3 исследования 177 Lu-дотатата для нейроэндокринных опухолей средней кишки. N Engl J Med. 2017; 376: 125–35.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 7.

    Kim SJ, Pak K, Koo PJ, Kwak JJ, Chang S.Эффективность радионуклидной терапии 177 Lu-меченных пептидных рецепторов у пациентов с нейроэндокринными опухолями: метаанализ. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2015; 42: 1964–70.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 8.

    Бауманн М., Петерсен CTCP. NTCP: базовое введение. Лучи. 2005. 30: 99–104.

    PubMed

    Google ученый

  • 9.

    Сандстрём М., Гарске-Роман У, Гранберг Д., Йоханссон С., Видстрём С., Эрикссон Б. и др.Индивидуальная дозиметрия почек и костного мозга у пациентов, получающих лечение 177 Lu-DOTA-Octreotate. J Nucl Med. 2013; 54: 33–41.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 10.

    Wehrmann C, Senftleben S, Zachert C, Muller D, Baum RP. Результаты индивидуальной дозиметрии пациента при радионуклидной терапии пептидных рецепторов с использованием 177 Lu DOTA-TATE и 177 Lu DOTA-NOC. Биотерма для рака Радиофарм.2007; 22: 406–16.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 11.

    Flux GD, Sjogreen Gleisner K, Chiesa C, Lassmann M, Chouin N, Gear J и др. Радионуклидная терапия: от фиксированных занятий к индивидуализированному лечению: что теряется в переводе? Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2018; 45: 152–4.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 12.

    Ljungberg M, Sjögreen-Gleisner K.Гибридная визуализация для дозиметрии пациента при радионуклидной терапии. Диагностика. 2015; 5: 296–317.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 13.

    Хиндорф С., Читтенден С., Кузер Л., Левингтон В.Дж., Макке Х.Р., Флюкс Г.Д. Дозиметрия для лечения пациентов с нейроэндокринными опухолями 90 Y-DOTATOC. Биотерма для рака Радиофарм. 2007; 22: 130–5.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 14.

    Brans B, Bodei L, Giammarile F, Linden O, Lustre M, Oyen WJG и др. Дозиметрия клинической радионуклидной терапии: в поисках «святого серого». Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2007; 34: 772–86.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 15.

    Кьеза К., Сьогрин Глейснер К., Флюкс Г, Гир Дж, Вальранд С., Бахер К. и др. Конфликт между оптимизацией лечения и регистрацией радиофармпрепаратов с фиксированной дозировкой активности в терапии онкологической ядерной медициной.Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2017; 44: 1783–6.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 16.

    Джаммариле Ф., Мюилле К., Дельгадо Болтон Р., Куниковска Дж., Хаберкорн Ю., Ойен В. Дозиметрия в клинической радионуклидной терапии: дьявол кроется в деталях. Eur J Nucl Med Mol Imaging. 2017; 44: 3–5.

    Артикул

    Google ученый

  • 17.

    Директива Совета Европы 2013/59 / Евратом об основных стандартах безопасности для защиты от опасностей, связанных с воздействием ионизирующего излучения, и отменяющие Директивы 89/618 / Евратом, 90/641 / Евратом, 96/29 / Евратом, 97/43 / Евратом и 2003/122 / Евратом.OJ ЕС. 2014; 57: L13: 1–73.

  • 18.

    Кост С.Д., Девараджа Ю.К., Абрамсон Р.Г., Стабин МГВИДА. Метод дозиметрии на основе вокселей для направленной радионуклидной терапии с использованием Geant4. Биотерма для рака Радиофарм. 2015; 30: 16–26.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central
    CAS

    Google ученый

  • 19.

    Hippeläinen E, Tenhunen M, Sohlberg A. Быстрая дозиметрия на уровне вокселей для лечения 177 Lu пептидами.Phys Med Biol. 2015; 60: 6685–700.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 20.

    Ljungberg M, Sjögreen-Gleisner K. Точность оценок поглощенной дозы в опухолях, определяемая с помощью количественной ОФЭКТ: исследование Монте-Карло. Acta Oncol. 2011; 50: 981–9.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 21.

    Lanconelli N, Pacilio M, Meo S, Lo BF, Di Dia A, Torres Aroche L, et al.Бесплатная база данных значений S вокселей радионуклидов для дозиметрии неоднородных распределений активности. Phys Med Biol. 2012; 57: 517–33.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 22.

    Dieudonné A, Hobbs RF, Bolch WE, Sgouros G, Gardin I, Fine-Resolution Voxel S. Значения для построения распределений поглощенной дозы при переменном размере вокселя. J Nucl Med. 2010; 51: 1600–7.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 23.

    Лин Х, Джинг Дж, Цай Дж, Сюй Л. Алгоритм воксельной дозы гетерогенного распределения активности для моделирования дозиметрии радионуклидной терапии методом Монте-Карло. Биотерма для рака Радиофарм. 2012; 27: 344–52.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 24.

    Dieudonné A, Hobbs RF, Lebtahi R, Maurel F, Baechler S, Wahl RL, et al. Изучение влияния неоднородностей плотности тканей на трехмерную абдоминальную дозиметрию: сравнение свертки ядра дозы и прямого метода Монте-Карло.J Nucl Med. 2012; 54: 236–44.

    Артикул
    PubMed
    PubMed Central

    Google ученый

  • 25.

    Санчес-Гарсия М., Гардин И., Лебтахи Р., Дьедонне А. Новый подход к расчету дозы в целевой радионуклидной терапии (ТРТ) на основе суперпозиции коллапсирующего конуса: проверка с помощью 90 Y. Phys Med Biol. 2014; 59: 4769–84.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 26.

    Стабин М. Основные понятия: расчет дозы облучения. В кн .: Основы дозиметрии ядерной медицины. Нью-Йорк: Спрингер; 2008. с. 9–31.

    Глава

    Google ученый

  • 27.

    Murty Goddu S, Howell RW, Bouchet LG, Bolch WE, Rao DV. Ценности MIRD Cellular S. Рестон: Общество ядерной медицины; 1997.

    Google ученый

  • 28.

    Bolch WE, Eckerman KF, Sgouros G.Thomas SR. Брошюра MIRD № 21: обобщенная схема дозиметрии радиофармпрепаратов — стандартизация номенклатуры. J Nucl Med. 2009. 50: 477–84.

    Артикул
    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 29.

    Снайдер WS, Ford MR, Warner GG, Watson SB. «S» — поглощенная доза на единицу совокупной активности для выбранных радионуклидов и органов. Брошюра MIRD № 11. Soc Nucl Med. 1975.

  • 30.

    Siegel JA, Thomas SR, Stubbs JB, Stabin MG, Hays MT, Koral KF, et al.Брошюра MIRD № 16: методы сбора и анализа количественных данных о биораспределении радиофармпрепаратов для использования при оценке доз облучения человека. J Nucl Med. 1999; 40: 37С – 61С.

    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 31.

    Снайдер WS, Ford MR, Warner GG. Оценки удельных поглощенных фракций для источников фотонов, равномерно распределенных в различных органах гетерогенного фантома. Брошюра МИРД № 5, переработанная. Soc Nucl Med.1978.

  • 32.

    Сигель Я.А., Стабин М.Г. Поглощенные доли электронов и бета-частиц в сферах различного размера. J Nucl Med. 1994; 35: 152–6.

    PubMed
    CAS

    Google ученый

  • 33.

    Mirzaei S, Sohlberg A, Knoll P, Zakavi R, Diemling M. Простой в использовании онлайн-пакет программного обеспечения для оценки дозы внутреннего облучения после лечения радионуклидами в повседневной клинической практике. Clin Nucl Med. 2013; 38: 686–90.

    Артикул
    PubMed

    Google ученый

  • 34.

    Граймс Дж., Селлер А. Сравнение оценок дозы внутреннего облучения, полученных с использованием методов на уровне органов, значения S вокселов и методов Монте-Карло. Med Phys. 2014; 41: 0