PET ve PETBT Uygulamalarnda Radyasyondan Korunma Fiz Uzm

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

Klinik yararı olan Pozitron yayan radyonüklidler Nüklid Yarı ömür Max pozitron enerjisi (Me. V) Max erişme TVL uzak. Kurşun için Su için (mm) C-11 20. 3 dak 0. 959 4. 1 17 N-13 9. 97 dak 1. 197 5. 1 17 0 -15 122 sn 1. 738 7. 3 17 F-18 109. 8 dak 0. 633 17

PET radyonüklidlerinden kaynaklanan radyasyon pozitron ve anhilasyon fotonlarıdır

Pozitron Bozunumu e+ Ø Pozitron, elekton ile aynı kütleye sahip, elektrondan farklı olarak pozitif yüklü partiküler radyasyondur. Ø Proton sayısı fazla olan kararsız n n atomların çekirdeklerinden yayılırlar. Ø Proton nötrona dönüşür ve çekirdek kararlı hale gelir. Bu sırada çekirdek dışına pozitron ve nötrino yayınlanır. n n n 18 F b+ p n + b ++ n 18 O (109. 8 dk)

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

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

Yüksek ışınlama Radyonüklid Işınlama hız sabiti (R/h/m. Ci nokta kaynağın 1 cm uzağında) F-18 7. 96 Tc-99 m 1. 41 I-131 3. 24

Kısa yarı ömür Radyonüklid Yarı ömür Ga-67 3. 26 gün Tl-201 3. 04 gün In-111 2. 83 gün Tc-99 m 6. 02 saat F-18 109. 8 dakika

Yüksek foton enerjisi Radyonüklid Foton Enerjisi ke. V Tc-99 m 140 F-18 511 HVL (mm) 0. 26 kurşun 0. 17 tungsten 4 kurşun 2. 8 tungsten PET ünitelerinde 511 ke. V’lik fotonlardan korunmak için kullanılacak kurşun zırhlama materyallerinin , 140 ke. V’lik gama fotonlarında kullanılan kurşun kalınlığından 16 kat fazla olması gerekir.

PET/BT FARKI PET = + BT DAHA FAZLA KORUNMA

PET/BT Ø İki modalitenin birlikte kullanılmasıyla elde edilen en büyük kazanç; Hastanın tek bir uygulamada anatomik (BT) ve fonksiyonel (PET) bilgilerinin eş zamanlı elde edilmesidir. Ø Hibrid görüntülemede amaç atenüasyon düzeltmesini ve anatomik lokalizasyonu yapmaktır Ø Pozitron görüntülemede kullanılan 511 ke. V 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.

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

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

Doz Sınırları ICRP 60 Radyasyonla çalışanlar m. Sv/yıl Halk m. Sv/yıl Tüm vücut 20 Tüm vücut 1 (ardışık 5 yıl) Tüm vücut (ardışık 5 yıl) 50 (tek 1 yıl) Tüm vücut 5 (tek 1 yıl) Göz 150 Göz 15 El, ayak, cilt 500 El, ayak, cilt 50 • 16 -18 yaş arasındaki stajyer ve öğrenciler için etkin doz 1 yılda 6 m. Sv’ ı geçemez. • Hamileliği belirlenmiş radyasyon görevlileri gözetimli alanda çalışırlar. (Batın yüzeyi eşdeğer doz sınırı 1 m. Sv dır. )

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

Radyasyon maruziyeti açısından kritik gruplar Ø Radyasyon çalışanları Ø Hastalar Ø Hasta çevresindeki kişiler

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

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

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

370 MBq F-18 FDG enjeksiyon sonrası ve görüntüleme sonrası doz hızları Uzaklık (m) Doz hızı(mikro. Sv/saat) (370 MBq enj. sonra) Doz (mikro. Sv) PET/CT gör. sonrası 0 832. 7 325. 2 0. 5 123. 4 54. 1 1. 0 39. 8 18. 5 2. 0 17. 3 6. 3 G. S. Pant ve ark. IJNM, 21(4): 100 -103, 2006

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

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

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

Laboratuvar kuralları Ø Ø Ø 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.

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

PET/BT Pratik uygulamalarda çalışanların maruz kaldığı dozlar

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

Üretim-doz hazırlanması - enjektöre doz çekimi Ø Düşük enerjili radyofarmasötikler için kullanılan doz kalibratörlerinin iyonizasyon odalarının çevresinde yaklaşık 0. 3 -0. 6 cm lik kurşun zırhlama bulunmaktadır. Ø Pozitron yayan radyonüklidler için ilave zırhlama yapılmalıdır. Doz kalibratörünün mevcut kurşun kalınlığı en az 5 cm olmalıdır. Ø Diğer bir alternatif önlem doz kalibratörünün önüne kurşun tuğla konulmasıdır.

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

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

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

PET Radyofarmasötiklerinden Kaynaklanan Radyasyon Tüm vücut 0. 002 - 0. 014 m. Sv/ işlem 0. 03 -0. 28 m. Sv /ay 2. 4 m. Sv /yıl El bileği 0. 42 – 2. 67 m. Sv/ay 26 - 49 m. Sv /yıl Parmaklar sol el sağ el 1. 4 -7. 7 m. Sv /gün 0. 8 -2. 4 m. Sv /gün Gonzalez L ve ark. EJNM 1999; 26: 894

Yapılan farklı çalışmalarda F-18 FDG dozun hazırlanması sırasında maruz kalınan radyasyon dozu; 0. 3 -5. 3 mikro. Sv arasında farklılık gösterir Enjektöre doz hazırlığı sırasında ellerin maruz kaldığı doz her biri için; 700 mikro. Sv Lineman ve ark. Nuklearmedizine, January, 2000. 39(3): 77 -81

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

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

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

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

Enjeksiyon yapan çalışan için tüm vücut radyasyon dozu; Zırhsız enjektör ; 0. 0138 m. Sv/işlem (Mc. Cormick VA ve ark, 1993) Zırhlı enjektör ; 0. 0028 m. Sv / işlem 0. 0020 m. Sv/ işlem (Chiesa C ve ark, 1997) (Gonzalez L ve ark, 1999)

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

Görüntüleme hazırlığı ve hasta pozisyonlama Ø Hasta bekleme odasında, hastanın yanında bulunulması radyasyon güvenliği açısından sakıncalıdır. Ø Çok gerekmedikçe hasta bekleme odasında yalnız olmalıdır. 370 MBq FDG enjeksiyonundan sonra 1 saat uptake periyodunda hastanın yanında kalan bir kişi 0. 1 m 0. 59 m. SV 1 m 0. 07 m. Sv Benatar NA JNM 2000

Ø Hastanın çekim öncesi pozisyonlanmasında hastanın ayak ucunda bulunulmasına dikkat edilmelidir. 500 MBq F-18 FDG enjeksiyonundan 50 dk sonra maruz kalınan ortalama doz Doz hızı ± SD (mikro. Sv/ saat) Kafa Uzaklık Verteks Abdomen Sağ yan Sol yan Ön Ayak Arka Plantar yüz 0 cm 336 223 214 293 300 47 30 cm 78 78 75 103 96 14 100 cm 14 13 13 20 18 2 Chiesa C ve ark. EJNM 1997; 24: 1380 -1389

Efektif dozlar Konvansiyonel NT uygulamalarında radyasyon uygulama başına radyasyon çalışanının aldığı ortalama radyasyon dozu; 1. 5 mikro. Sv (0. 3 -5. 3)mikro. Sv Clarke. E. A. Nuc. Med. Commun 13: 795 -798, 1992 PET çalışmalarında radyasyon çalışanının hasta başına aldıkları doz; 5. 5 mikro. Sv /370 MBq 11 mikro. Sv/500 MBq 5 mikro. Sv/ 370 MBq (Benatar NA JNM 2000) (Chiesa C ve ark. EJNM 1997) (Dignum ve ark. 1998)

Farklı çalışmalarda radyasyon çalışanlarının efektif dozları Araştırma Günlük doz (mikro. Sv) Günlük aktivite (MBq) Robinson ve ark. 32 1260 E. Stranden ve ark 36 1440 PET Tüm vücut efektif doz değeri; ~7, 5 m. Sv/ yıldır < 20 -50 m. Sv Konvansiyonel NT Tüm vücut efektif doz değeri ~2. 8 m. Sv/ yıl < 20 -50 m. Sv Clarke E. A. Nuc. Med. Commun 13: 795 -798, 1992

Görüntüleme sonrası Ø Hasta F-18 FDG enjeksiyonundan en az 2 saat sonra bölümden ayrılır. Ø NRC radyasyon güvenlik kuralları, radyofarmasötik uygulanmış hastanın 1 m uzaklıkta ölçülen doz hızı değeri (< 50 mikro. Sv/saat ) ise evine gönderilmesine izin vermektedir. Ø 500 MBq F-18 FDG uygulana olguların enjeksiyondan 50 dakika sonra vücut ön ve arkasında 1 m uzaklıkta doz hızı Ø 20 mikro. Sv /saat (Chiesa C ve ark. EJNM 1997; 24: 1380 -1389) Ø Hasta enjeksiyondan en erken 1 saat sonra evine gönderilebilir.

Ø F-18 FDG uygulanan hastalar özel güvenlik önlemlerine gerek duyulmadan evlerine gönderilebilir. Halk için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 m. Sv. Ø 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 m. Sv dan az olacaktır. Ø Hastalar PET merkezine çocuklarını getirmeleri radyasyon güvenliği açısından sakıncalıdır. Cronin B ve ark. EJNM 1999; 26: 121 -128 Gebeler ve çocuklar için yıllık kabul edilebilir maksimum efektif doz sınırı 1 m. Sv

Hamile Hasta F-18 FDG fetus dozu 3 ay öncesi-3 ay 6 -9 ay 0. 022 m. Gy/MBq 0. 017 m. Gy/MBq 200 MBq için 4 m. Sv Stabin ve ark. JNM 2001 Fetusun aldığı 5 m. Gy'lik bir radyasyon dozu 2 yıllık doğal radyasyon dozuna eşdeğerdir (2. 5 m. Sv/yıl) Emzirme F-18 FDG sütteki sekresyonu düşüktür. F-18 FDG enjeksiyonundan hemen önce emzirme önerilir. Emzirme yasağı YOKTUR. Hicks ve ark. JNM 2001

Atıklar q 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. q 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. q Radyoaktif atık deposunun kapısı kilitli olmalı, kapıda uyarı işareti bulunmalı ve uygun zırhlama yapılmalıdır. q Radyoaktif atıkların kayıtları düzenli tutulmalıdır.

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

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

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

Zırhlama karakteristikleri belirleme Ø Ø Ø Ø 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 olmak üzere, odaların alanı, bitişik yerlerin kullanım şekli, duvar yapı malzemesi ve kalınlığı gibi özellikler göz önünde bulundurularak hesaplanmalıdır.

Zırhlama özellikleri Rutin lab deneysel Gama kam Pet lab plk plk Oda 1 oda 2 oda 3 rapor Hasta bekleme Aktif Yarım Duvar kurşunlu Kamera 2 Teknisyen-rapor Koridoru 3 metre genişlikte Koridor 2. 5 metre genişlikte Korid 2 metre Kamera 1 Hasta hazırlık Kamera 3 A K 1 B 1 Hasta wc B 2 K 2 D 2 C PET/CT D 1 Pet acq Kamera 4 UPS

Radyoizotop= F-18 Aktivitesi= 555 MBq F-18 Hasta doz sbt= 0. 092 W(iş yükü)= 5838 MBq. sa/hafta TVL = 17. 6 cm beton, 1. 66 cm kurşun ZIRHLANAN ALAN İzin verilen doz(P) mikro. Sv/hafta Uzaklık(d) m Meşguliyet faktörü(T) A duvarı/ koridor 20 3, 50 1/5 B 1 duvarı/iç koridor 20 5, 0 1/5 B 2 duvarı/hastawc 20 0, 90 1/2 C duvarı/dış alan 20 5, 30 1/40 D 1 duvarı/UPS odası 20 4, 10 1/20 D 2 duvarı/kumanda 400 2, 50 1 Kum. ünit. cam 400 2, 30 1 Kapı(K 1)/hasta giriş 20 5, 30 1/8 Kapı(K 2) Tekn. giriş 20 3, 80 1/8 - - - 400 2, 0 1 Tavan /çatı Taban/Rad. . Onk. Dr. oda PET/BT görüntüleme odası

PET/CT görüntüleme odası zırhlama ZIRHLANAN ALAN Kurşun(cm) Beton(cm) Mevcut duvar(cm) A duvarı/ koridor 0. 32 27. 94 20 B 1 duvarı/iç koridor 0. 29 25. 86 20 B 2 duvarı/hastawc 1. 60 19. 00 10 C duvarı/dış alan 0. 21 19. 40 30 D 1 duvarı/UPS odası 0. 25 23. 00 30 D 2 duvarı/kumanda ünitesi 0. 29 25. 86 30 Kum. ünit. cam 0. 30 - - Kapı(K 1)/hasta giriş 0. 27 - - Kapı(K 2) Tekn. giriş 0. 29 - - - 0. 31 27. 16 - Tavan /çatı Taban/Rad. Onk. Dr. oda

PET/BT uygulamalarında hasta dozları

PET efektif dozları Radyofarmasötik N-13 amonyum Efektif doz m. Sv/MBq 0. 002 F-18 FDG 0. 019 F-18 FDOPA 0. 018 C-11 methionine 0. 052

NT tetkikleri hasta dozları Tetkik Beyin Kemik Kalp UNSCEAR 2000 Report Etkin doz(m. Sv) 7 4 8 FDG ile yapılan tüm vücut PET görüntülemede en yaygın kullanılan 10 m. Ci F-18 FDG nin hastaya verdiği radyasyon dozu diğer nükleer tıp uygulamalrıyla kıyaslandığında myokard perfüzyon sintigrafisi gibi bazı tetkiklerden düşük ve onlara yakındır.

PET FDG görüntülemesi sırasında hastaların maruz kaldığı radyasyon dozu radyolojik tetkiklerle karşıştırılırsa; Akciğer grafisi Abdomen BT Beyin BT Akciğer BT 0. 14 m. Sv 10 m. Sv 2 m. Sv 4 -6 m. Sv F-18 FDG görüntüleme sırasında hastaların maruz kaldığı radyasyon dozu akciğer ve batın tomografisi sırasında alınan doza yakındır.

F-18 FDG organ dozları Hedef organ m. Gy/MBq Beyin Kalp Mesane Mide Karaciğer Akciğer 0. 046 0. 068 0. 160 0. 013 0. 011 0. 010 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)

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

Düşük (LD-BT) ve yüksek doz (D-BT) uygulamalarda efektif dozlar BT tipi k. Vp m. As p LD-BT 120 110 120 60 30 195 1. 5 2 1. 5 Efektif doz(m. Sv) 4. 5 1. 3 14. 1 p: pitch değeri, k. Vp: Tüp voltajı, m. As: tüp akımı 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)

Düşük doz BT çalışmalarında efektif doz 1 - 4 m. Sv Yüksek doz BT uygulamalarında tüm vücut efektif doz 14 - 19 m. Sv arasında Brix ve ark. J. Nuc. Med. Vol. 46, No. 4. April(2005) Bugünkü tahminler 5 m. Sv (500 mrem) efektif dozun her 10000 kişide 2. 5 fetal kanser riskine sebep olduğu şeklindedir.

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

Standart PET ve PET/BT uygulamalarında hasta dozları Uygulama Standart PET/BT Hasta m. Sv/işlem 7 (370 MBq F-18 FDG) 8. 5 24. 8 p 2, m. As 30 (LD-BT) p 1, m. As 111 (D-BT) PET/BT uygulamalarında, diagnostik amaçlı çalışmalarda BT kullanılarak yapılan yüksek doz uygulamalar tüm vücut efektif dozunu (24. 8 m. Sv) belirgin şekilde arttırır. Düşük doz uygulamalarda hasta dozları düşmektedir(8. 5 m. Sv) Brix ve ark. J. Nuc. Med. Vol. 46, No. 4. April(2005)

PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri Protokol Alan k. Vp m. AS Doz m. Sv Standart Tüm vücut 130 111 24 Abdomen 130 147 25 Tüm vücut 130 15 8 Düşük doz Bayer. T, Mueller. SP, Brix. G ve ark. 2004

PET / BT Görüntüleme Efektif Doz Değerleri (m. Sv) PET/ BT (m. Sv) p 3; 80; 0. 8 p 6; 80; 0. 8 Beyin 0. 45 0. 22 Kalp 5. 66 3. 45 Tüm vücut 18. 97 8. 81 (p 6: pitchdeğeri; 80 m. A tube akımı, 0. 8 sn tüp rotasyon zamanı) Wu TH ve ark. Nucl Med Commun. 2005; 26: 323 -330

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.

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

Ø PET/BT çalışmalarında hastaların, radyasyonla çalışan kişilerin ve çevrenin güvenliği için optimum koşullarda düzenlenmiş alanlarda çalışılmalıdır. Ø 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.