PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma

... konulu sunumlar: "PET ve PET/BT Uygulamalarında Radyasyondan Korunma"— 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
Yarı ömür Max pozitron enerjisi (MeV) Max erişme uzak. Su için (mm) TVL Kurşun için (mm) C-11 20.3 dak 0.959 4.1 17 N-13 9.97 dak 1.197 5.1 0-15 122 sn 1.738 7.3 F-18 109.8 dak 0.633 Hızlandırıcı teknolojisindeki gelişimle birlikte PET radyofarmasötiklerinin kullanımı artmış,bu gelişim sürecinde tüm dünyada olduğu gibi Türkiye’de de PET sistemleri ve radyofarmasötikleri yaygın olarak kullanılmaya başlanmıştır. Nükleer Tıp uygulamalarında en çok tercih edilen radyonüklid yarı ömrünün biraz daha uzun olmasından dolayı F-18 dir.radyasyon korunmasıyla iligili yapılan çalışmaların çoğunda F-18 kullanılmıştır.

3 PET radyonüklidlerinden kaynaklanan radyasyon pozitron ve anhilasyon fotonlarıdır

4 Pozitron Bozunumu e+ 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 + b++n n n n n n n n n PET radyonüklidlerinden kaynaklanan radyasyon pozitron ve anhilasyon fotonlarıdır Pozitron bozunumu: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. 18F (109.8dk) b+ 18O

5 Anhilasyon Reaksiyonu
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 ~1-3mm Çekirdekten salınan pozitron yok olmadan önce enerjisine bağlı olarak 1-3mm kadar yol alır.Ortamda elektronla etkileşerek birbirine 180 drerece zıt yönde 2 adet 511 keV lik gama fotonu oloşturur. 511 KeV

6 Foton enerjileri yüksek. Yarı ömürleri kısa.
PET FARKI PET radyonüklidlerinin ışınlama hızı nükleer tıp tekniklerinde kullanılan radyonüklidlere göre daha yüksek. Foton enerjileri yüksek. Yarı ömürleri kısa. PET radyonüklidleri, yüksek foton enerjileri, kısa yar ömürleri, yüksek ışınlama hızlarından dolayı konvansiyonel nükleer tıp uygulamalarında kullanılan radyonüklidlerden farklıdır.Bu da uygulamalarda rayasyon güvenliği açısından daha dikkatli olunmasını gerektirir.

7 Yüksek ışınlama Radyonüklid Işınlama hız sabiti
(R/h/mCi nokta kaynağın 1cm uzağında) F Tc-99m I

8 Kısa yarı ömür Ga-67 3.26 gün Tl-201 3.04 gün In-111 2.83 gün Tc-99m
Radyonüklid Yarı ömür Ga-67 3.26 gün Tl-201 3.04 gün In-111 2.83 gün Tc-99m 6.02 saat F-18 109.8 dakika Konvansiyonel nükleer tıpta kullanılan radyonüklidlerle karşılaştırdığımızda tablodanda görüldüğü gibi F-18 yarı ömrü oldukça kısadır.Tc-99m in yarı ömrü 6 saat olmasına karşın F dakikada yarılanmaktadır.

9 Yüksek foton enerjisi Tc-99m 140 0.26 kurşun 0.17 tungsten F-18 511
Radyonüklid Foton Enerjisi keV HVL (mm) Tc-99m 140 0.26 kurşun 0.17 tungsten F-18 511 4 kurşun 2.8 tungsten Zırhlama kullanacağımız malzeme radyasyonun tipine ve enerjisine göre değişir.Nükleer Tıp uygulamalarında gama ışınlarını durdurmak için kurşun engeller kullanılır. PET ünitelerinde 511keV’lik fotonlardan korunmak için kullanılacak kurşun zırhlama materyallerinin , 140 keV’lik gama fotonlarında kullanılan kurşun kalınlığından 16 kat fazla olması gerekir. Kurşun ağırlık ve boyut olarak pratik kullanımı kısıtlar.Bu nedenle kurşundan daha büyük atom numarası ve yoğunluğu olan tungsten kullanışlı bir alternatiftir.511 keV enerji için tungstenin için değer kalınlığı 4mm civarında iken tungsten için 2.8mm dir.Kurşun ile aynı kalınlıktaki tungsten 1.4 kat fazla zırhlama sağlamaltadır. PET ünitelerinde 511keV’lik fotonlardan korunmak için kullanılacak kurşun zırhlama materyallerinin , 140 keV’lik gama fotonlarında kullanılan kurşun kalınlığından 16 kat fazla olması gerekir.

10 PET/BT FARKI = + PET DAHA FAZLA KORUNMA BT
Son yıllarda iyi bilinen iki görüntüleme tekniğinin PET ve BT’nin aynı gantry içerisinde entegrasyonu ile elde edilen hibrit görüntüleme sistemlerinin hızla gelişimi Nükleer Tıp bölümlerinde PET/BT modalitelerinin tercih edilmesine sebep olmuştur.Bu iki modalitenin birlikte kullanılmasıyla elde edilen en büyük kazanç;hastanın tek bir uygulamada anatomik (BT) ve fonksiyonel (PET) bilgilerinin eş zamanlı elde edilmesidir. Pozitron görüntülemede kullanılan 511keV yüksek enerjili izotopların uygulamaları ve BTden kaynaklanan X-ışınları; radyasyonla çalışanların, hastaların, çevrenin maruziyet dozunun daha da artmasına sebep olmuştur. Bu da radyasyon güvenliği açısından önlemlerin ve bilimsel çalışmaların arttırılması gerekliliğini ortaya koymuştur. 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. Uluslararası Radyasyondanda korunma komisyonunun 1991 yılında yayınladığı ICRP-60 raporunda radyasyondan korunmanın 3 temel prensibi Uygulamaların gerekliliği, radyasyon korunmasının optimizasyonu,doz limitleri. Diğer radyasyonla çalışılan alanlarda olduğu gibi,PET/BT uygulamalarında da 3 temel ilkenin uygulanması hasta ,çevre ve çalışan kişilerin güvenliğinin temelini oluşturur.Uluslararası radyasyondan korunma kuruluşlarının ortaya koyduğu ortak görüş sonucu yara-zarar ilişkisi göz önüne alındığında radyasyonla çalışmayı gerektiren ve uygulamanın net bir fayda temin edeceği durumlarda ekonomik ve sosyal faktörler göz önünde bulundurularak bütün radyasyon ışınlamalarının mümkün olan en düşük düzeyde tutulması (ALARA) prensibi olarak benimsenmiştir. Doz limitleri:Görevi gereği radyasyonla çalışanlar ve halk için yıllık alınması izin verilen doz aşılmamalıdır.

14 Radyasyonla çalışanlar
Doz Sınırları ICRP 60 Radyasyonla çalışanlar mSv/yıl Halk Tüm vücut (ardışık 5 yıl) 20 1 (tek 1 yıl) 50 5 Göz 150 15 El,ayak,cilt 500 Tüm radyasyon uygulamalarında olduğu gibi radyasyon çalışanlarının ve halkın maksimum alabileceği yıllık dozlar ICRP60 raporunda belirtilen dozların üstüne çıkmamalıdırRadyasyondan korunma sisteminin temel amacı,eşik değerler altındaki doz sınırlarını kullanarak deterministik etkileri önlemek ve mümkün olduğunca stokastik etkileri azaltmaktır.Bunu başarmak için gerekli tüm önlemlerin alınması gereklidir.PET/BT merkezlerinde radyasyon maruziyeti açısından kritik gruplar radyasyon çalışanları, hastalar ve hasta çevresindeki kişilerdir. 16-18 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 rRadyasyondan korunma sisteminin temel amacı,eşik değerler altındaki doz sınırlarını kullanarak deterministik etkileri önlemek ve mümkün olduğunca stokastik etkileri azaltmaktır.Doz limitlerinin varlığına rağmen bütün radyasyon çalışmalarında gereksiz ışınlamalardan sakınmakALARA olarak bilinen bu kuralın sürekliolarakm uygulanmasına dikkat etmeliyiz. 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 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 Radyasyondan korunmada zaman, uzaklık ve zırhlama kurallarını uygulamak en temel ve etkili yaklaşımdır. Uygun labotatuvar tekniklerinin uygulanması, rutin alan ölçümlerinin, personel doz takibinin düzenli yapılması radyasyon korunması için gereklidir.

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. Toplam radyasyon; maruziyet süresi ve doz hızının çarpımına eşittir.Maruziyet uzaklığın karesi ile ters orantılıdır, uzaklık arttıkça radyasyon dozu azalır.Bu nedenle işimizi hızlı fakat dikkatli yapmalıyız.Radyasyon kaynağını yakınında fazla zaman harcamamalıyız.

20 370MBq F-18 FDG enjeksiyon sonrası ve görüntüleme sonrası doz hızları
Uzaklık (m) Doz hızı(mikroSv/saat) (370MBq enj. sonra) Doz (mikroSv) PET/CT gör.sonrası 832.7 325.2 0.5 123.4 54.1 1.0 39.8 18.5 2.0 17.3 6.3 370 MBq f-18 FDG verilen hastanın enjeksiyon sonrası ve enjeksiyondan 1 saat sonra belli uzaklıklarada yapılan ölçümlerinden elde edilen doz hızlarının zaman ve uzaklıkla değişimleri görülmektedir.hHastanın yakınında 837 mikrosV olan doz hızı hastanın 2m uzağında 17.3 e düşmüştür. G.S.Pant ve ark.IJNM,21(4): ,2006

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 Zaman ve uzaklık radyasyondan korunmada uygulanması kolay ve etkili bir yöntem olmakla birlikte etkin bir korunma için radyoaktivite kaynağının zırhlanması şarttır. Nükleer Tıp uygulamalarında kullandığımız kurşun önlük,şırınga zırhlama, kurşun bariyer kalınlıkları PET uygulamaları için yeterli olmayacaktır.

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

24 Laboratuvar kuralları
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.

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

26 Pratik uygulamalarda çalışanların maruz kaldığı dozlar
PET/BT Pratik uygulamalarda çalışanların maruz kaldığı dozlar Pozitron emisyon tomografisi rutin pratik uygulamalarda hastaların aldıklara dozlara ve her aşamada dikkat edilecek hususları yapılan çalışmalar doğrultusunda inceliyelim.Daha önce de belirttiğimiz gibi çalışaların maruziyet dozları en sık kullanılan F-18 FDG için araştırılmıştır.

27 Uygulanan radyofarmasötiğin cinsi Uygulama dozu Çalışmanın türü
Radyasyon dozları Uygulanan radyofarmasötiğin cinsi Uygulama dozu Çalışmanın türü Hastadan uzaklık Görüntüleme süresi PET merkezlerinde çalışan personelin işlem sırasında maruz kalacağı radyasyon dozu Uygulanan radyofarmasötiğin cinsi,uygulama dozu,çalışmanın türü, hastadan uzaklık, görüntüleme süresine göre farlılık gösterir. Teknisyenler ve hastaların maruz kaldığı radyasyon dozları daha çok F-18 FDG için incelenmiştir.Bu çalışmalarda ölçümler TLD(termolüminesans ve EPD(elektronik cep dozimetri) ile yapılmıştır.

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
Çalışan,özellikle üretilmiş radyofarmasötiği alırken ve enjektöre doz çekimi, kalite kontrol sırasında radyasyona maruz kalmaktadır. Radyofarmasötik sentezi bilgisayar kontrolü altında tam otomatik yapılmalıdır. Radyofarmasötik enjektörlere otomatik doz yükleyici ile aktarılmalıdır. Üretim Yükleme Radyofarmasötik içeren vial Yükleme standı-60 mm kurşun İki personel dönüşümlü olarak çalışmalıdır Radyofarmasi görevlisi özellikle üretilmiş radyofarmasötiği alırken ve enjektöre doz çekimi, kalite kontrol sırasında radyasyona maruz kalmaktadır. Radyofarmasötik sentezi bilgisayar kontrolü altında tam otomatik yapılmalı. Bilgisayar ekranından üretim aşamaları izlenebilir ve kontrol edilebilir olmalı. Personel tecrübesi radyasyon maruziyetinde önemlidir. İlk 1 yıl içinde daha yüksek doza maruz kalınmakta ( WB 0.28 mSv/ ay) tecrübe arttıkça doz azalmaktadır (WB 0.03 mSv/ ay)

30 Radyofarmasötik içeren vial ve enjektör kabı 60mm kalınlıkta kurşun ile çevrili çalışma modülü içinde en az 10mm kalınlıkta kılıf içinde saklanmalıdır. Konv Nt uygulamalarında vial zırhlama materyali cm kalınlığında 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. 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 Parmaklar mSv/ işlem mSv /ay 2.4 mSv /yıl 0.42 – 2.67 mSv/ay mSv /yıl Sağ elini kullanan radyofarmasist için sol elin radyasyon maruziyet dozu sağdan daha yüksektir.En yüksek maruziyet N-13 amonyak ve F-18 FDG üretimi sırasında olmaktadır.Tecrübeli personel için yıllık doz 140 mSv (< 500 mSv) iken tecrübesiz elemanda radyasyon maruziyeti 500 mSv/yıl düzeyine dek çıkmaktadır. Gerekli koşullar sağlandığı taktirde radyofarmasötik üretimi aşamasında maruz kalınan doz ICRP-60 yıllık MPD limitinin altında olacaktır. Tecrübe ile maruziyet 10 kat veya daha çok azalacaktır.Günlük çalışma kurallarına uyulmazsa parmak dozları yıllık kabul edilen dozu aşabilir. Parmaklar sğ el 576 Sol el 1840 mSv sol el mSv /gün sağ el mSv /gün Gonzalez L ve ark. EJNM 1999; 26: 894

33 0.3 -5.3 mikroSv arasında farklılık gösterir
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; Doz hazırlanması sırasında farklılık;Kullanılan teknik,teknisyenin tecrübesi,zırhlama ile bağlantılıdır.Radyasyon çalışanının deneyimi ve pratiği dozu azaltmada önem kazanır. Çalışan görevlilerin eğitimli olması ve çalışma deneyimi maruziyeti 2-3 kat azaltacaktır Ellerin maruziyetini azaltmak için teknisyenin her iki elinin dönüşümlü kullanılması ve personelin dönüşümlü çalışması önerilir. Eller için 5 hasta çekilirse yıllık 840 mSv Tüm vücut ortalama mikrosv tan hesaplanan yıllık 4 mSv 700 mikroSv Lineman ve ark.Nuklearmedizine,January, (3):77-81

34 Doz hazırlanması sırasında farklılık
Kullanılan teknik Zırhlama Radyasyon çalışanının deneyimi ve pratiği Doz hazırlanması sırasında farklılık Kullanılan teknik, Teknisyenin tecrübesi Zırhlama Radyasyon çalışanının deneyimi ve pratiği , Çalışan görevlilerin eğitimli olması ve çalışma deneyimi maruziyeti 2-3 kat azaltacaktır Ellerin maruziyetini personelin dönüşümlü çalışması önerilir.

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 taşınması sırasında hazırlanan aktivite kurşun veya tungstenden yapılı enjektör) kabına koyulmalıdır.Enjektör taşıyıcılar için 20-40mm kalınlığında kurşun koruyucu, enjektörlerin taşınmasında hareketli masalar kullanılmalıdır. 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. PET teknisyeni radyofarmasötiği intravenöz kanülden 30 sn süresince uygular Enjeksiyon işlemi PET çalışmalarında yüksek radyasyon maruziyetine neden olur. Tüm vücut radyasyon dozu mSv/ işlem.Hastanın damar y Maruz kalınan radyasyon dozu uygulanan RF ve doza göre değişir. Günlük uygulamalarda en sık F-18 FDG 370 MBq (10 mCi) dozunda kullanılmaktadır. O-15 su sık uygulanan diğer bir radyofarmasötiktir. Yarı ömrü çok kısa olduğundan 3700 MBq (100 mCi) gibi yüksek doza dek uygulanması gerekebilir. Radyasyon maruziyeti artar.

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

39 Zırh kullanılmadan yapılan enjeksiyonlarda doz 5-6 kat artar.
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. Enjeksiyon yapılması sırasında 5 hasta çekilirse mSv arasında yıllık alınacak doz.

40 Görüntüleme hazırlığı ve hasta pozisyonlama
Hasta bekleme odasında, hastanın yanında bulunulması radyasyon güvenliği açısından sakıncalıdır. Çok gerekmedikçe hasta bekleme odasında yalnız olmalıdır. Enjeksiyon sonrası hasta yanında kalmanın 9-10 mikrosievert yüksek radyasyon dozuna sebep olurHastaya enjekte edilen FDG böbrekler yoluyla atılmakta bu hastaları idrarları yoğun aktivite içermektedir.Bu hastalar için ayrrı tuvalet planlanmalıdır. Tıbbi personel için hasta pozisyonlama sırasında tüm vücut radyasyon dozu mSv/ işlem olarak tanımlandı. Hasta pozisyonlama sırasında tüm vücut radyasyon dozu mSv/ işlem 370MBq FDG enjeksiyonundan sonra 1saat uptake periyodunda hastanın yanında kalan bir kişi 0.1 m mSV 1 m mSv Benatar NA JNM 2000

41 Doz hızı ± SD (mikroSv/ saat)
Hastanın çekim öncesi pozisyonlanmasında hastanın ayak ucunda bulunulmasına dikkat edilmelidir. 500 MBq F-18 FDG enjeksiyonundan 50 dk sonra maruz kalınan ortalama doz Uzaklık Doz hızı ± SD (mikroSv/ saat) Kafa Abdomen Ayak Verteks Sağ yan Sol yan Ön Arka Plantar yüz 0 cm 336 223 214 293 300 47 30 cm 78 75 103 96 14 100 cm 13 20 18 2 Chiesa ve ark.çalışmalarında baş, göğüs ön /sağ yan duvarıve ayaklar hizasında uzaklıklarda doz hızı değerlerini incelediler. En yüksek değer kafadan ve ant. göğüs duvarı hizasından alınan ölçümlerdi (kısmen radyofarmasötiğin vücuttaki dağılımına ve organ hacmine bağlıdır) Chiesa C ve ark. EJNM 1997; 24:

42 Efektif dozlar Konvansiyonel NT uygulamalarında radyasyon uygulama başına radyasyon çalışanının aldığı ortalama radyasyon dozu; 1.5 mikroSv ( )mikroSv ClarkeE.A.Nuc.Med.Commun 13: ,1992 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 Clarke ve ark. konvansiyonel nükleer tıp uygulamalarında çalışanların maruziyet dozunu günlük 12 mikroSv olarak hesaplamışlardır.(3) PET merkezinde nükleer tıp çalışanlarının maruz kaldığı tüm vücut efektif doz değeri; ~7,5 mSv/ yıldır. ICRP tarafından kabul edilen yıllık dozun (20-50 mSv) altındadır. Konvansiyonel NT çalışmalarında maruz kalınan dozdan (~ 0, 24 mSv/ yıl) daha yüksektir. Nükleer tıp biriminde PET/BT ve SPECT görüntülemede dönüşümlü olarak çalışan teknisyenlerin radyasyon maruziyetlerinin incelendiği çalışmada;Günlük ort. PET/BT hasta sayısı 6.8 ve tüm vücut radyasyon maruziyet 4.5 mikroSv /çalışma (31 mikroSv/gün) bulundu. Bu değer, Benatar tarafından 5.5 mikroSv /çalışma Chiesa tarafından 5.9 mikroSv/ çalışma olarak tanımlanmıştır. (31 mikroSv x 20 gün x12 ay= 7441 mikroSv= 7,5 mSv < mSv) Standart gama kamera taknisyeni için maksimum aylık değer yaklaşık 20 mikroSv bulundu (20 mikroSvx 12 ay = 240 mikro Sv = 0,24 mSv << mSv). Clarke ve ark.günlük efektif doz NT uyg için 12 mikroSv bulunmuştur. Konvansiyonel NT Tüm vücut efektif doz değeri ~2.8 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. 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 Hamileler ve çocuklar için de özel kısıtlama gerekmez.
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. Halk için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 mSv. Cronin B ve ark. EJNM 1999; 26: Gebeler ve çocuklar için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 mSv

46 Hamile Hasta Emzirme F-18 FDG fetus dozu 3ay öncesi-3 ay 0.022 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) Emzirme Hamile Hasta F-18 FDG fetus dozu 3ay öncesi-3 ay mGy/MBq 6-9 ay mGy/MBq 200 MBq için 4mSv Stabin ve ark.JNM 2001 Emzirme ,F-18 FDG sütteki sekresyonu düşüktür. F-18 FDG enjeksiyonundan hemen önce emzirme önerilir. Emzirme yasğı YOKTUR Hicks ve ark.JNM 2001 F-18 FDG sütteki sekresyonu düşüktür. F-18 FDG enjeksiyonundan hemen önce emzirme önerilir. Emzirme yasağı YOKTUR Hicks ve ark.JNM 2001

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. PET/CT ünitelerinin planlanmasıPET 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 Hasta bekleme PET/CT Çalışan Tuvaleti PET/CT ünitelerinde alanlar Hasta görüşme Radyoaktif olmayan Hasta bekleme PET/CT görüntüleme Kontrol odası

50 F-18 FDG İşakışı Hasta Çalışan Görüntü kontrol FDG odası Laboratuvar
PET/CT Görüntüleme Radyoktif olmayan Hasta bekleme odası Sekreterlik FDG enjeksiyon odası Radyoktif Hasta bekleme odası F-18 FDG İşakışı Hasta tuvaleti Tuvalet 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 alanıBitişik yerlerin kullanım şekliDuvar yapı malzemesi ve kalınlığı gibi özellikler göz önünde bulundurulara hesaplanmalıdır. 1/KK=5.10-3,Gama Radyasyonu için zayıflatma grafiklerinden veya HVL yöntemi ile hesaplanır. HVL yöntemi ile zırhlama kalınlıkları; DuvarKalınlığı=-ln(5.10-3)/0.693=7.6HVL, 1/k zayıflatma faktörü 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 Zırhlama özellikleri PET/CT rapor Kamera 1 Hasta bekleme Aktif Yarım
Teknisyen-rapor Koridoru 3 metre genişlikte Kamera 1 Hasta bekleme Aktif Yarım Duvar kurşunlu Rutin lab Kamera 2 deneysel Gama kam Pet lab Hasta hazırlık Koridor 2.5 metre genişlikte Korid 2 metre plk Kamera 3 Önerilen oda boyutu 7.92*4.88 cm En küçük 7.32*4.27 Tavan yüksekliği 2.44 Cihaz L=6.121 W=2.095 cm W(İş yükü) = A. .t (Sv/Yıl) : Bitişik alanların meşguliyet faktörlerine göre iş yükü, (F-18) = doz sabiti P(Görevli) = 20mSv/Yıl: Radyasyon görevlilerin yıllık alabileceği radyasyon dozu sınırı, P(Halk) = 1mSv/Yıl : Halkın yıllık alabileceği radyasyon dozu sınırı, T = Meşguliyet Faktörü: Radyoaktif maddenin bulunduğu yerin etrafındaki yerlerin insanlar tarafından ne oranda işgal edildiği, Tam Meşguliyet (T =1): Çalışma odaları, koridor gibi alanlar Kısmı Meşguliyet(T=1/4): Depo, Ambar, Tuvalet gibi alanlar, Aralıklı Meşguliyet(T=1/16): Merdiven, Asansör, Sokak gibi alanlar, Kullanma faktörü(U) : Birincil demet radyasyonun engele düşme oranı, U=1: Taban, Tavan ve Duvar gibi engellerin kullanma faktörü radyoaktif kaynaklar için U=1 değeri kabul edilmektedir) d(m) = Etki alanı, radyoaktif madde ile zırhlanması gereken yer arasındaki uzaklık, A(mCi)= Hastaya verilen ortalama radyoaktivite miktarını göstermektedir. Zayıflatma Faktörü 1/Kr= (P/W.U.T) x d2 plk A K2 plk K1 Oda 1 B1 oda2 D2 Pet acq Kamera 4 Hasta wc oda3 PET/CT B2 UPS C D1

53 Meşguliyet faktörü(T)
Radyoizotop= F-18 Aktivitesi= 555MBq F-18 Hasta doz sbt= 0.092 W(iş yükü)= 5838 MBq.sa/hafta TVL = 17.6 cm beton, 1.66cm kurşun ZIRHLANAN ALAN İzin verilen doz(P) mikroSv/hafta Uzaklık(d) m Meşguliyet faktörü(T) A duvarı/ koridor 20 3,50 1/5 B1 duvarı/iç koridor 5,0 B2 duvarı/hastawc 0,90 1/2 C duvarı/dış alan 5,30 1/40 D1 duvarı/UPS odası 4,10 1/20 D2 duvarı/kumanda 400 2,50 1 Kum.ünit.cam 2,30 Kapı(K1)/hasta giriş 1/8 Kapı(K2) Tekn.giriş 3,80 Tavan /çatı - Taban/Rad.Onk.Dr.oda 2,0 PET/BT görüntüleme odası

54 PET/CT görüntüleme odası zırhlama
ZIRHLANAN ALAN Kurşun(cm) Beton(cm) Mevcut duvar(cm) A duvarı/ koridor 0.32 27.94 20 B1 duvarı/iç koridor 0.29 25.86 B2 duvarı/hastawc 1.60 19.00 10 C duvarı/dış alan 0.21 19.40 30 D1 duvarı/UPS odası 0.25 23.00 D2 duvarı/kumanda ünitesi Kum.ünit.cam 0.30 - Kapı(K1)/hasta giriş 0.27 Kapı(K2) Tekn.giriş Tavan /çatı Taban/Rad.Onk.Dr.oda 0.31 27.16

55 PET/BT uygulamalarında hasta dozları

56 PET efektif dozları Radyofarmasötik Efektif doz mSv/MBq N-13 amonyum
0.002 F-18 FDG 0.019 F-18 FDOPA 0.018 C-11 methionine 0.052 F-18 kısa yarı ömrü hastanın dozlarını azaltır.NT uygulamalarında kalp ve diğer tetkiklere göre daha düşüktür.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 rutinin parçası olan tetkiklerle karşılaştırıldığında bazı tetkiklerden düşük ve onlara yakındır.

57 NT tetkikleri hasta dozları
Tetkik Etkin doz(mSv) Beyin Kemik 4 Kalp UNSCEAR 2000 Report 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.

58 PET FDG görüntülemesi sırasında hastaların maruz kaldığı radyasyon dozu radyolojik tetkiklerle karşıştırılırsa; Akciğer grafisi mSv Abdomen BT mSv Beyin BT 2 mSv Akciğer BT mSv Rutin bir gögüs BT tetkikinde 4-6 mSv arasında doza maruz kalma söz konusudur. Bugünkü tahminler 5 mSv (500 mRem) efektif bir dozun her kiside 2.5 fatal kanser gelisimi riskine tekabül ettigi seklindedir. MDBT’nin tek dedektörlü BT’ye göre hastaya daha fazla radyasyon dozu verip vermedigini arastırmak için bir çok çalısma yapılmaktadır. ;lk çalısmalarda; 4 dedektörlü BT’lerde, tek dedektörlü BT’lere gore belirgin bir doz artısı oldugu bildirilmistir. Ancak bu sonuç radyasyon ısın profilinin aktif dedektör enine gore daha genis tutulması sonucu ortaya çıkan doz verimsizligine baglanmıstır. Bu durum kolimasyon optimizasyonu ile birlikte fokal spot izlemi için daha iyi yazılım (software) gelistirilmesi sonucu degismistir. Yeni cihazlarda dedektör sayısı arttıkça X ısını daha verimli kullanılmaktadır. Ancak daha yüksek rezolüsyonda görüntü elde etmek için daha ince kesitler ve daha küçük pitch’ler kullanılması gerekmektedir. Bu hastaya verilen dozu artırmak demektir. Yeni cihazlarda buna bir miktar çözüm için pitch düsürülürse kendiliginden tüp akım miktarı düsürülmekte yada vücut kalınlıgı ile orantılı olarak doz ayarlanması yapılmaktadır. Ekspojur faktörü (mAs/slice)= tüp akımı (mA)x gantri dönüsü (sn)/pitch/kesit basına seklinde hesaplanabilir 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 Beyin 0.046 Kalp 0.068
Mesane Mide Karaciğer Akciğer F-18 FDG organ dozlarıF-18 FDG aktivite başına en fazla doza maruz kalan organlar; mesane,kalp,beyin 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
BT uygulamalarında radyasyon dozu; Tüp akımı Tüp voltajı Çekim süresi Kesit kalınlığı Alan boyutu Pitch değeri BT uygulamalarında radyasyon dozu;tüp akımına, tüp voltajına,çekim süresine ,kesit kalınlığına, alan boyutuna ve pitch değerine bağlı olarak değişir. Yapılan çalışmalar tüp akımını azaltarak baş,boyun, toraks,abdomen ve pelviste görüntü kalitesini bozmadan ciddi kayıp olmaksızın çalışılabileceğini söylemektedir. Tek kesitli ve çok kesitli BT çalışmalarında hastaya verilen radyasyon dozu çalışmalar arasında farklılık gösterir.Dört kesitli BT uygulamalarında düşük geometrik doz etkinliği nedeni ile verilen radyasyon dozu yüksek olmaktadır.Kesit sayısı arttıkça radyasyon dozu %30-%100 arasında artmaktadır.(7).Ancak 16 kesitli tomografi cihazlarında ince kolimasyon kullanılması ile radyasyon dozu azalmaktadır(8).

61 Düşük (LD-BT) ve yüksek doz (D-BT) uygulamalarda efektif dozlar
BT tipi kVp mAs p Efektif doz(mSv) LD-BT LD-BT D-BT p: pitch değeri, kVp:Tüp voltajı, mAs: tüp akımı Brix ve ark.tarafından yapılan çaılşmada düşük doz BT çalışmalarında efektif doz 5mSV tan küçük yüksek doz BT uygulamalarında tüm vücut efektif doz mSv arasında bulunmuştur..Bugünkü tahminler 5mSv (500mrem) efektif dozun her kişide 2.5fetal kanser riskine sebep olduğu şeklindedir. BT sistemlerinin teknik özellikleri PET/BT de hasta radyasyon dozunu belirleyen önemli faktördür. Brix ve ark. J.Nuc.Med .Vol.46,No.4.April(2005)

62 Düşük doz BT çalışmalarında efektif doz 1 - 4 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
Hasta mSv/işlem Standart PET 7 (370MBq F-18 FDG) PET/BT p2, mAs30 (LD-BT) p1, mAs111 (D-BT) Standart PET ve PET/CT uygulamalarında hasta dozları 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) 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) Brix ve ark. J.Nuc.Med .Vol.46,No.4.April(2005)

65 PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri
Protokol Alan kVp mAS Doz mSv Standart Tüm vücut 130 111 24 Abdomen 147 25 Düşük doz 15 8 Bayer.T,Mueller.SP,Brix.G ve ark.2004

66 PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri (mSv)
Beyin Kalp Tüm vücut PET/ BT (mSv) p3; 80; 0.8 p6; 80; 0.8 0.45 0.22 5.66 3.45 18.97 8.81 (p6:pitchdeğeri; 80 mA tube akımı, 0.8 sn tüp rotasyon zamanı) Wu TH ve ark. Nucl Med Commun. 2005; 26:

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