Sunum yükleniyor. Lütfen bekleyiniz

Sunum yükleniyor. Lütfen bekleyiniz

PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma Fiz.Uzm Bağnu UYSAL DEÜ Tıp Fakültesi Nükleer tıp AD.

Benzer bir sunumlar


... konulu sunumlar: "PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma Fiz.Uzm Bağnu UYSAL DEÜ Tıp Fakültesi Nükleer tıp AD."— Sunum transkripti:

1 PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma Fiz.Uzm Bağnu UYSAL DEÜ Tıp Fakültesi Nükleer tıp AD

2 Klinik yararı olan Pozitron yayan radyonüklidler Nüklid Yarı ömür Max pozitron enerjisi (MeV) Max erişme uzak. Su için (mm) TVL Kurşun için (mm) C dak N dak sn F dak

3 PET radyonüklidlerinden kaynaklanan radyasyon pozitron ve anhilasyon fotonlarıdır

4  Pozitron,elekton ile aynı kütleye sahip, elektrondan farklı olarak pozitif yüklü partiküler radyasyondur.  Proton sayısı fazla olan kararsız atomların çekirdeklerinden yayılırlar.  Proton nötrona dönüşür ve çekirdek kararlı hale gelir.Bu sırada çekirdek dışına pozitron ve nötrino yayınlanır. p  n +  + + p  n +  + + Pozitron Bozunumu  F (109.8dk)  O  e+e+

5 Anhilasyon Reaksiyonu ~1-3mm   Pozitron yok olmadan önce madde içinde (enerjisine bağlı olarak) 1-3mm kadar yol alır.   Ortamda elektronla etkileşerek yok olur.   Annihilasyon olayından sonra birbirine eşit enerjide (511keV) ve 180 derecelik açıyla zıt yönde iki tane foton oluşur. 511 KeV

6 PET FARKI  PET radyonüklidlerinin ışınlama hızı nükleer tıp tekniklerinde kullanılan radyonüklidlere göre daha yüksek.  Foton enerjileri yüksek.  Yarı ömürleri kısa.

7 Yüksek ışınlama RadyonüklidIşınlama hız sabiti (R/h/mCi nokta kaynağın 1cm uzağında) (R/h/mCi nokta kaynağın 1cm uzağında) F Tc-99m1.41 I

8 Kısa yarı ömür Radyonüklid Yarı ömür Ga gün Tl gün In gün Tc-99m 6.02 saat F dakika

9 Radyonüklid Foton Enerjisi keVHVL(mm) Tc-99m kurşun 0.17 tungsten F kurşun 2.8 tungsten PET ünitelerinde 511keV’lik fotonlardan korunmak için kullanılacak kurşun zırhlama materyallerinin, 140 keV’lik gama fotonlarında kullanılan kurşun kalınlığından 16 kat fazla olması gerekir. Yüksek foton enerjisi

10 PET/BT FARKI + = DAHA FAZLA KORUNMA PET BT

11 PET/BT  İki modalitenin birlikte kullanılmasıyla elde edilen en büyük kazanç; Hastanın tek bir uygulamada anatomik (BT) ve fonksiyonel (PET) bilgilerinin eş zamanlı elde edilmesidir.  Hibrid görüntülemede amaç atenüasyon düzeltmesini ve anatomik lokalizasyonu yapmaktır  Pozitron görüntülemede kullanılan 511keV yüksek enerjili izotopların uygulamaları ve BTden kaynaklanan X-ışınları,radyasyonla çalışanların, hastaların, çevrenin maruziyet dozunun daha da artmasına sebep olmuştur. Radyasyon güvenliği açısından önlemlerin ve bilimsel çalışmaların arttırılması gerekliliği ortaya çıkmıştır.

12 ICRP-60 Uluslararası Radyasyondanda korunma komisyonunun 1991 yılında yayınladığı raporda radyasyondan korunmanın 3 temel prensibi ;  Uygulamaların gerekliliği  Radyasyon korunmasını optimizasyonu  Doz limitleri

13 Radyasyondan korunmada temel prensipler  Uygulamaların gerekliliği:Net bir fayda sağlamayan hiçbir radyasyon uygulamasına izin verilemez.  Radyasyon korunmasının optimizasyonu: Ekonomik ve sosyal faktörler göz önünde bulundurularak,yapılan bütün çalışmalarda maruz kalınacak radyasyonun mümkün olduğunca en düşük düzeyde tutulması sağlanmalıdır.  Doz limitleri:Görevi gereği radyasyonla çalışanlar ve halk için yıllık alınması izin verilen doz aşılmamalıdır.

14 Doz Sınırları ICRP 60 Radyasyonla çalışanlar mSv/yılHalkmSv/yıl Tüm vücut (ardışık 5 yıl) 20 Tüm vücut (ardışık 5 yıl) 1 Tüm vücut (tek 1 yıl) 50 Tüm vücut (tek 1 yıl) 5 Göz150Göz15 El,ayak,cilt500El,ayak,cilt yaş arasındaki stajyer ve öğrenciler için etkin doz 1 yılda 6 mSv’ ı geçemez. Hamileliği belirlenmiş radyasyon görevlileri gözetimli alanda çalışırlar. (Batın yüzeyi eşdeğer doz sınırı 1 mSv dır.)

15 Radyasyondan korunmanın temeli Eşik değerler altındaki doz sınırlarını kullanarak  Deterministik etkileri önlemek  Stokastik etkileri azaltmaktır Doz limitlerinin varlığına rağmen bütün radyasyon çalışmalarında gereksiz ışınlamalardan sakınmak. Uygulamalarda ALARA olarak bilinen kuralın sürekli olarak uygulanmasına dikkat edilmelidir.

16 Radyasyon maruziyeti açısından kritik gruplar  Radyasyon çalışanları  Hastalar  Hasta çevresindeki kişiler

17 PET/BT Radyasyon maruziyet kaynakları  Radyofarmasötik üretimi  FDG dağıtımı  Hasta dozu hazırlama  Hasta dozu uygulanması  Hastalar Enjeksiyondan sonra hasta pozisyonlama Pet ünitesinden dışarı çıkarma ve kamera altından kaldırma Pet ünitesinden dışarı çıkarma ve kamera altından kaldırma  Dekontaminasyon  Atıklar  BT den kaynaklanan X-ışınları

18 PET/BT Çalışanların radyasyon dozunu azaltma yöntemleri  Zaman  Uzaklık  Zırhlama  Uygun laboratuvar teknikleri  Rutin kontroller ve takipler

19 Zaman - Uzaklık Kaynağa yaklaştıkça radyasyon şiddeti artar. Radyasyon dozu kaynağa olan mesafenin karesiyle ters orantılı olarak değişir. Radyasyonla çalışmalar sırasında maruz kalınan ışınlama dozları çalışma süresi ile doğru orantılıdır.

20 G.S.Pant ve ark.IJNM,21(4): ,2006 Uzaklık(m) Doz hızı(mikroSv/saat) (370MBq enj. sonra) Doz (mikroSv) PET/CT gör.sonrası MBq F-18 FDG enjeksiyon sonrası ve görüntüleme sonrası doz hızları

21 Zaman ve uzaklık radyasyondan korunmada uygulanması kolay ve etkili bir yöntem olmakla birlikte etkin bir korunma için radyoaktivite kaynağının zırhlanması şarttır

22 Kaynakların zırhlanması  PET merkezlerine radyoaktif maddelerin taşınması  Doz kalibratörü önünde  Doz hazırlığı süresinde  Enjeksiyon yapılması sırasında  Enjektör taşınmasında  Atıkların saklanması

23 Lokal kaynaklar Zaman Uzaklık ZIRHLAMA Zırhlama ZAMAN UZAKLIK Hastalar Lokal kaynaklarda vial,enjektör,atıklar korunmanın daha etkili olabilmesinde kaynakların zırhlanması öncelikli olmaktadır. Radyoaktif kaynak haline gelen hastalarda etkin korunmanın yolu hastalarla maksimum uzaklıkta az zaman geçirmekle sağlanabilir.

24  Radyoaktif madde ile çalışırken eldiven giyilmeli.  Laboratuvar kıyafetleri, tek kullanımlık olmalı galoş ve koruyucu gözlük kullanılmalıdır.  Radyoizotoplarla çalışırken yemek, içmek yasaktır.  Radyoaktif atıklar uygun ortamda saklanmalıdır.  Çalışma tamamlandıktan sonra çalışan personelin ve çalışma ortamının radyasyon ölçümleri alınmalı ve gerekirse dekontaminasyon işlemi yapılmalıdır.  Radyasyon uyarı işaretleri bulunmalıdır. Laboratuvar kuralları

25 Kontrol ve kayıtlar  Radyoaktif madde kayıtları  Alan ölçümleri ve atık kayıtları  Dozimetri sonuçları  Sağlık kontrol kayıtları

26 PET/BT Pratik uygulamalarda çalışanların maruz kaldığı dozlar

27 Radyasyon dozları  Uygulanan radyofarmasötiğin cinsi  Uygulama dozu  Çalışmanın türü  Hastadan uzaklık  Görüntüleme süresi

28 Üretim-doz hazırlanması - enjektöre doz çekimi  Düşük enerjili radyofarmasötikler için kullanılan doz kalibratörlerinin iyonizasyon odalarının çevresinde yaklaşık cm lik kurşun zırhlama bulunmaktadır.  Pozitron yayan radyonüklidler için ilave zırhlama yapılmalıdır.Doz kalibratörünün mevcut kurşun kalınlığı en az 5 cm olmalıdır.  Diğer bir alternatif önlem doz kalibratörünün önüne kurşun tuğla konulmasıdır.

29 Üretim-doz hazırlanması - enjektöre doz çekimi Üretim Yükleme Radyofarmas ötik içeren vial Yükleme standı-60 mm kurşun  Çalışan,özellikle üretilmiş radyofarmasötiği alırken ve enjektöre doz çekimi, kalite kontrol sırasında radyasyona maruz kalmaktadır.   Radyofarmasötik enjektörlere otomatik doz yükleyici ile aktarılmalıdır.   İki personel dönüşümlü olarak çalışmalıdır   Radyofarmasötik sentezi bilgisayar kontrolü altında tam otomatik yapılmalıdır.

30  Radyofarmasötik içeren vial ve enjektör kabı 60mm kalınlıkta kurşun ile çevrili çalışma modülü içinde en az 10mm kalınlıkta kılıf içinde saklanmalıdır.  Çalışan kişi, zırhlı vialden enjektöre doz çekerken vial ve enjektörden 55 mm kurşun eşdeğeri kalınlıkta cam ile ayrılmalıdır.

31  Enjektöre,vialden doz çekerken forceps veya pensler kullanılmalı doğrudan elle temas edilmemelidir

32 PET Radyofarmasötiklerinden Kaynaklanan Radyasyon Tüm vücut El bileği El bileği Parmaklar Parmaklar Gonzalez L ve ark. EJNM 1999; 26: mSv/ işlem mSv /ay 2.4 mSv /yıl 0.42 – 2.67 mSv/ay mSv /yıl sol el mSv /gün sağ el mSv /gün

33 Yapılan farklı çalışmalarda F-18 FDG dozun hazırlanması sırasında maruz kalınan radyasyon dozu; mikroSv arasında farklılık gösterir Enjektöre doz hazırlığı sırasında ellerin maruz kaldığı doz her biri için; 700 mikroSv Lineman ve ark.Nuklearmedizine,January, (3):77-81

34 Doz hazırlanması sırasında farklılık  Kullanılan teknik  Zırhlama  Radyasyon çalışanının deneyimi ve pratiği

35 Doz hazırlanması - enjektöre doz çekimi  Gerekli korunma önlemleri alındığında doz hazırlanması aşamasında maruz kalınan doz ICRP-60 yıllık MPD limitinin altında olacaktır.  Tecrübe ile maruziyet azalacaktır.  Günlük çalışma kurallarına uyulmazsa parmak dozları yıllık kabul edilen dozun üstüne çıkabilir.  Ellerin maruziyetini azaltmak için personelin dönüşümlü çalışması önerilir.

36 Enjektör Taşıma  Hazırlanan aktivite enjektör zırhı içine yerleştirilmeli  Duvar kalınlığı 20-40mm olan taşıma kabı içine yerleştirilmeli  Enjektörlerin taşınmasında hareketli masalar kullanılmalıdır.

37 Enjeksiyon İşlemi   Enjeksiyon işleminin hızlı tamamlanabilmesi için hastanın damar yolu önceden açılmalıdır.   Hastanın damar yolunun bulunması sırasında ortaya çıkacak sorunlar enjeksiyonu yapan kişinin dozunu arttıracaktır.   Hasta hazırlandıktan sonra kurşun enjektör enjeksiyon öncesinde kanüle yerleştirilmeli ve işlem tamamlanmalıdır.   Enjeksiyon sırasında eldiven kullanılmalıdır.

38 Enjeksiyon yapan çalışan için tüm vücut radyasyon dozu; Zırhsız enjektör ; mSv/işlem (McCormick VA ve ark, 1993) (McCormick VA ve ark, 1993) Zırhlı enjektör ; mSv / işlem (Chiesa C ve ark, 1997) mSv/ işlem (Gonzalez L ve ark, 1999) mSv/ işlem (Gonzalez L ve ark, 1999)

39 Enjeksiyon İşlemi  Enjeksiyon işlemi sırasında alınan radyasyon dozu yaklaşık işlem başına 2-3 mikroSv dir.  Zırh kullanılmadan yapılan enjeksiyonlarda doz 5-6 kat artar.  Uygulanan doza göre maruziyet dozu değişecektir.

40 Görüntüleme hazırlığı ve hasta pozisyonlama   Hasta bekleme odasında, hastanın yanında bulunulması radyasyon güvenliği açısından sakıncalıdır.   Çok gerekmedikçe hasta bekleme odasında yalnız olmalıdır. 370MBq FDG enjeksiyonundan sonra 1saat uptake periyodunda hastanın yanında kalan bir kişi 0.1 m 0.59mSV 1 m 0.07 mSv Benatar NA JNM 2000

41  Hastanın çekim öncesi pozisyonlanmasında hastanın ayak ucunda bulunulmasına dikkat edilmelidir. Uzaklık Doz hızı ± SD (mikroSv/ saat) KafaAbdomenAyak Verteks Sağ yan Sol yan ÖnArka Plantar yüz 0 cm cm cm Chiesa C ve ark. EJNM 1997; 24: MBq F-18 FDG enjeksiyonundan 50 dk sonra maruz kalınan ortalama doz

42 Efektif dozlar Konvansiyonel NT uygulamalarında radyasyon uygulama başına radyasyon çalışanının aldığı ortalama radyasyon dozu; 1.5 mikroSv ( )mikroSv 1.5 mikroSv ( )mikroSv ClarkeE.A.Nuc.Med.Commun 13: ,1992 PET çalışmalarında radyasyon çalışanının hasta başına aldıkları doz; PET çalışmalarında radyasyon çalışanının hasta başına aldıkları doz;. 5.5mikroSv /370 MBq ( Benatar NA JNM 2000) 11 mikroSv/500MBq ( Chiesa C ve ark. EJNM 1997) 5 mikroSv/ 370 MBq (Dignum ve ark.1998)

43 Farklı çalışmalarda radyasyon çalışanlarının efektif dozları Araştırma Günlük doz Günlük aktivite (mikroSv) (MBq) Robinson ve ark E.Stranden ve ark PET Tüm vücut efektif doz değeri; ~7,5 mSv/ yıldır  < mSv Konvansiyonel NT Tüm vücut efektif doz değeri  mSv/ yıl  < mSv Clarke E.A. Nuc.Med.Commun 13: ,1992

44 Görüntüleme sonrası  Hasta F-18 FDG enjeksiyonundan en az 2 saat sonra bölümden ayrılır.  NRC radyasyon güvenlik kuralları, radyofarmasötik uygulanmış hastanın 1 m uzaklıkta ölçülen doz hızı değeri (< 50 mikroSv/saat ) ise evine gönderilmesine izin vermektedir.  500 MBq F-18 FDG uygulana olguların enjeksiyondan 50 dakika sonra vücut ön ve arkasında 1 m uzaklıkta doz hızı  20 mikroSv /saat ( Chiesa C ve ark. EJNM 1997; 24: )  Hasta enjeksiyondan en erken 1 saat sonra evine gönderilebilir.

45  F-18 FDG uygulanan hastalar özel güvenlik önlemlerine gerek duyulmadan evlerine gönderilebilir.  Hamileler ve çocuklar için de özel kısıtlama gerekmez. Bölümü terk ettikten sonra evde çocuk ile yakın temasta bulunulması durumunda çocuğun maruz kalacağı doz 0.5 mSv dan az olacaktır.  Hastalar PET merkezine çocuklarını getirmeleri radyasyon güvenliği açısından sakıncalıdır. Cronin B ve ark. EJNM 1999; 26: Gebeler ve çocuklar için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 mSv Halk için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 mSv.

46 Hamile Hasta F-18 FDG fetus dozu 3ay öncesi-3 ay mGy/MBq 6-9 ay0.017 mGy/MBq 200 MBq için 4mSv Stabin ve ark.JNM 2001 Fetusun aldığı 5 mGy'lik bir radyasyon dozu 2 yıllık doğal radyasyon dozuna eşdeğerdir (2.5 mSv/yıl) F-18 FDG sütteki sekresyonu düşüktür. F-18 FDG enjeksiyonundan hemen önce emzirme önerilir. Emzirme yasağı YOKTUR. Hicks ve ark.JNM 2001 Emzirme

47 Atıklar  İğne, şırınga, vial, eldiven gibi radyoaktif madde ile bulaşmış materyel plastik torba ile kaplı çöp toplama kabında izole edilmeli ve diğer çöplerden ayrı imha edilmelidir.  Radyoaktif atıklar aktivite düzeyi bacground düzeyine indiği zaman standart atık olarak yok edilebilir. FDG doz enjeksiyonundan sonra çıkan atıklar 1 günlük yarılanmaya (10 yarı ömür= 18 saat) bırakılması yeterlidir.  Radyoaktif atık deposunun kapısı kilitli olmalı, kapıda uyarı işareti bulunmalı ve uygun zırhlama yapılmalıdır.  Radyoaktif atıkların kayıtları düzenli tutulmalıdır.

48 PET/CT ünitelerinin planlanması  PET ünitesi içinde soğuk ve sıcak alanlar belirlenmelidir.  Çalışan kişilerden hastaya ve hastalar arasındaki ışınlama en az olacak şekilde planlama yapılmalıdır.  Hastalar ayrı odalarda yatırılmalıdır.  Uygun zırhlama yapılmalıdır.

49 PET/CT ünitelerinde alanlar F-18 FDG Laboratuvar Hasta tuvaleti PET/CT PET/CT görüntüleme Hasta görüşme Kontrol odası Çalışan Tuvaleti Hasta bekleme Radyoaktif olmayan Hasta bekleme

50 F-18 FDG İşakışı FDG Laboratuvar Görüntü kontrol odası PET/CT Görüntüleme Radyoktif Hasta bekleme odası Hasta tuvaleti Sekreterlik FDG enjeksiyon odası Tuvalet Radyoktif olmayan Hasta bekleme odası Hasta Çalışan

51 Zırhlama karakteristikleri belirleme  Çalışma alanları,  PET dozları ve x-ışını ekipmanlarının özellikleri  Meşguliyet faktörlerine göre bitişik alanların iş yükü,  Radyoaktif maddenin bulunduğu yerin etrafındaki alanların insanlar tarafından ne oranda işgal edilidiği,  Radyoaktif madde ile zırhlanması gereken yer arası uzaklık, İzin verilen doz sınırları,  Lokalizasyona göre zırhlama kalınlıkları ve yerlerinin belirlenmesi.  Zırhlama materyalinin seçimi. Zırhlama gerektiren her oda için duvarların kurşun, beton, delikli tuğla gibi değişik duvar malzemeleri için gereken minimum kalınlıklar; Tavan, taban ve kapı için ayrı ayrı olmak üzere,odaların alanı,bitişik yerlerin kullanım şekli,duvar yapı malzemesi ve kalınlığı gibi özellikler göz önünde bulundurularak hesaplanmalıdır.

52 Teknisyen-rapor Koridoru 3 metre genişlikte plk Pet lab Hasta bekleme Aktif Yarım Duvar kurşunlu deneysel Gama kam Hasta hazırlık Kamera 1 rapor Oda 1 oda2 oda3 Hasta wc UPS Rutin lab Koridor 2.5 metre genişlikte Kamera 2 Kamera 3 Kamera 4 Korid 2 metre Pet acq PET/CT   D2 D1C B2 B1 A Zırhlama özellikleri

53 Radyoizotop= F-18 Aktivitesi= 555MBq F-18 Hasta doz sbt= W(iş yükü)= 5838 MBq.sa/hafta TVL = 17.6 cm beton, 1.66cm kurşun ZIRHLANAN ALAN İzin verilen doz(P) mikroSv/haftaUzaklık(d)m Meşguliyet faktörü(T) A duvarı/ koridor 203,501/5 B1 duvarı/iç koridor 205,01/5 B2 duvarı/hastawc 200,901/2 C duvarı/dış alan 205,301/40 D1 duvarı/UPS odası 204,101/20 D2 duvarı/kumanda 4002,501 Kum.ünit.cam4002,301 Kapı(K1)/hasta giriş 205,301/8 Kapı(K2) Tekn.giriş 203,801/8 Tavan /çatı --- Taban/Rad.Onk.Dr.oda4002,01 PET/BT görüntüleme odası

54 PET/CT görüntüleme odası zırhlama ZIRHLANAN ALAN ZIRHLANAN ALANKurşun(cm)Beton(cm) Mevcut duvar(cm) A duvarı/ koridor B1 duvarı/iç koridor B2 duvarı/hastawc C duvarı/dış alan D1 duvarı/UPS odası D2 duvarı/kumanda ünitesi Kum.ünit.cam Kapı(K1)/hasta giriş Kapı(K2) Tekn.giriş Tavan /çatı --- Taban/Rad.Onk.Dr.oda

55 PET/BT uygulamalarında hasta dozları

56 PET efektif dozları Radyofarmasötik Efektif doz mSv/MBq N-13 amonyum F-18 FDG F-18 FDOPA C-11 methionine 0.052

57 NT tetkikleri hasta dozları TetkikEtkin doz(mSv) Beyin 7 Kemik4 Kalp8 FDG ile yapılan tüm vücut PET görüntülemede en yaygın kullanılan 10 mCi F-18 FDG nin hastaya verdiği radyasyon dozu diğer nükleer tıp uygulamalrıyla kıyaslandığında myokard perfüzyon sintigrafisi gibi bazı tetkiklerden düşük ve onlara yakındır. UNSCEAR 2000 Report

58 PET FDG görüntülemesi sırasında hastaların maruz kaldığı radyasyon dozu radyolojik tetkiklerle karşıştırılırsa; Akciğer grafisi 0.14mSv Abdomen BT 10 mSv Beyin BT 2 mSv Akciğer BT 4-6 mSv F-18 FDG görüntüleme sırasında hastaların maruz kaldığı radyasyon dozu akciğer ve batın tomografisi sırasında alınan doza yakındır.

59 F-18 FDG organ dozları Hedef organ mGy/MBq Hedef organ mGy/MBq Beyin Beyin Kalp Kalp Mesane Mesane Mide Mide Karaciğer Karaciğer Akciğer Akciğer F-18 FDG aktivite başına en fazla doza maruz kalan organlar; mesane,kalp,beyin Brix ve ark. J.Nuc.Med.Vol.46,No.4.April(2005)

60 BT uygulamalarında hasta dozlarını etkileyen faktörler Tüp akımı Tüp voltajı Çekim süresi Kesit kalınlığı Alan boyutu Pitch değeri BT uygulamalarında radyasyon dozu;

61 Düşük (LD-BT) ve yüksek doz (D-BT) uygulamalarda efektif dozlar BT tipikVpmAsp Efektif doz(mSv) LD-BT LD-BT D-BT  p: pitch değeri, kVp:Tüp voltajı, mAs: tüp akımı Brix ve ark. J.Nuc.Med.Vol.46,No.4.April(2005) BT sistemlerinin teknik özellikleri PET/BT de hasta radyasyon dozunu belirleyen önemli faktördür.

62 Düşük doz BT çalışmalarında efektif doz mSv Yüksek doz BT uygulamalarında tüm vücut efektif doz mSv arasında Brix ve ark. J.Nuc.Med.Vol.46,No.4.April(2005) Bugünkü tahminler 5mSv (500mrem) efektif dozun her kişide 2.5 fetal kanser riskine sebep olduğu şeklindedir.

63 PET / BT transmisyon görüntüsü elde edildiğinde maruz kalınan radyasyon dozu belirgin şekilde artar.

64 Standart PET ve PET/BT uygulamalarında hasta dozları Uygulama Hasta mSv/işlem Standart PET 7 (370MBq F-18 FDG) 7 (370MBq F-18 FDG) PET/BT 8.5 p2, mAs30 (LD-BT) 8.5 p2, mAs30 (LD-BT) 24.8 p1, mAs111 (D-BT) 24.8 p1, mAs111 (D-BT) Brix ve ark. J.Nuc.Med.Vol.46,No.4.April(2005) PET/BT uygulamalarında, diagnostik amaçlı çalışmalarda BT kullanılarak yapılan yüksek doz uygulamalar tüm vücut efektif dozunu (24.8mSv) belirgin şekilde arttırır. Düşük doz uygulamalarda hasta dozları düşmektedir(8.5mSv)

65 PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri ProtokolAlankVpmASDozmSv Standart Tüm vücut Abdomen Düşük doz Tüm vücut Bayer.T,Mueller.SP,Brix.G ve ark.2004

66 PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri (mSv) PET/ BT (mSv) p3; 80; 0.8 p6; 80; Beyin Kalp Tüm vücut Wu TH ve ark. Nucl Med Commun. 2005; 26: (p6:pitchdeğeri; 80 mA tube akımı, 0.8 sn tüp rotasyon zamanı)

67 Eksternal pozitron emisyon kaynağı yoluyla transmisyon verilerini kullanmak yerine BT bazlı atenüasyon düzeltmesinin kullanımı tetkik zamanında belirgin bir azalmaya neden olur. Düzeltilmiş PET görüntülerinin kalitesini arttırır. Hibrid görüntülemede amaç atenüasyon düzeltmesini ve anatomik lokalizasyonu yapmaktır. Düşük hızlı BT ile transmisyon görüntüsü eldesi yeterli bilgiyi sağlayacak ve hastanın radyasyon maruziyeti azalacaktır.

68 PET/BT hasta dozlarını azaltma yöntemleri  Standart doz uygulamaları  Kullanılan alanlarda uygun zırhlama yapılması  BT kullanımında pratik ve teorik eğitim  Endikasyon,hasta yaşı ve büyüklüğüne göre BT’de doz optimizasyon kriterlerinin belirlenmesi  BT dozimetre değerlendirmeleri ve farklı çalışma protokollerinin etkilerinin değerlendirilmesi

69  PET/BT çalışmalarında hastaların, radyasyonla çalışan kişilerin ve çevrenin güvenliği için optimum koşullarda düzenlenmiş alanlarda çalışılmalıdır.  ALARA prensibine göre maruz kalınacak radyasyonun mümkün olduğunca en düşük düzeyde tutulması için gerekli koruyucu çalışmalar yapılmalı ve radyoaktif maddelerin hazırlanmasından hasta merkezden ayrılana dek radyasyondan korunma kurallarına uyulmalıdır.


"PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma Fiz.Uzm Bağnu UYSAL DEÜ Tıp Fakültesi Nükleer tıp AD." indir ppt

Benzer bir sunumlar


Google Reklamları