Vzdělávací program Den s jádrem Základní kurz nukleární medicíny

Vzdělávací program Den s jádrem 2014

Základní kurz nukleární medicíny

–1–


NUKLEÁRNÍ MEDICÍNA I. Základní znalosti MUDr. Otto Lang Lektorovali: MUDr. Pavel Koranda, MUDr. Jan Šantora, CSc. Učební text pro posluchače 3. lékařské fakulty Univerzity Karlovy. Text převzat z 1. vydání (nakladatelství Karolinum, nakladatelství Univerzity Karlovy, Praha) z roku 1998. Tato publikace neprošla jazykovou ani redakční úpravou.

Klinika nukleární medicíny 3. lékařské fakulty Univerzity Karlovy Primář: MUDr. Otto Lang

ISBN 80-7184-721-6 (1. vydání, 1998)

–2–


OBSAH Předmluva.............................................................................................................................................5 Úvod.......................................................................................................................................................6 Část první..............................................................................................................................................7 1.1. Struktura hmoty..........................................................................................................................7 1.2. Radioaktivita..............................................................................................................................7 1.3. Biologické účinky ionizujícího záření........................................................................................8 1.4. Radiační předpisy a radiační ochrana.........................................................................................9 Část druhá...........................................................................................................................................11 2.1. Výroba radionuklidů.................................................................................................................11 2.2. Radiofarmaka...........................................................................................................................12 2.2.1. Metody značení................................................................................................................12 2.2.2. Kontrola kvality................................................................................................................14 2.2.3. Zásady správné výrobní praxe..........................................................................................15 2.2.4. Radioaktivní odpad...........................................................................................................16 2.2.5. Příklady často užívaných radiofarmak..............................................................................16 Část třetí..............................................................................................................................................20 3.1. Měření radioaktivity.................................................................................................................20 3.2. Interakce záření s hmotou.........................................................................................................20 3.3. Detekce záření..........................................................................................................................21 3.3.1. Základní pracovní charakteristiky detektorů.....................................................................23 3.3.2. Studnový detektor.............................................................................................................23 3.3.3. Scintilační sonda...............................................................................................................23 3.4. Radionuklidové zobrazovací systémy.......................................................................................24 3.4.1. Planární gamakamera.......................................................................................................24 3.4.2. Emisní počítačová tomografie..........................................................................................27

–3–


–4–


PŘEDMLUVA Tato skripta jsou určená pro studenty 2. ročníku 3. LF UK v Praze. Byla sepsána pro potřeby nové ho curricula naší fakulty. Obsah skript je částí studijního předmětu zabývajícího se metodologickými základy medicíny. Zahrnuje metodologické základy nukleární medicíny. Sestává ze tří základních částí. Část první obsahuje vybrané základní informace o struktuře hmoty, radioaktivitě a zacházení s ra dioaktivními zdroji, o biologických účincích záření a ochraně proti nim. Druhá část pojednává o výrobě radionuklidů a radiofarmak a o jejich vlastnostech důležitých z hlediska použití v praxi nukleární medicíny. Třetí část vysvětluje základní principy detekce radioaktivního záření a jejich použití na poli nukleární medicíny, jak při měření radioaktivity, tak u zobrazovacích systémů. Tato skripta neobsahují možnosti klinických aplikací metod nukleární medicíny v diagnóze a terapii pacientů. Toto bude předmětem studia ve vyšších ročnících.

–5–


ÚVOD Nukleární medicína je neustále rychle se měnící lékařský obor, jeho obsah je neustále rozvíjen díky mnoha specialistům jak z nukleární medicíny, tak z příbuzných oborů. K udržení si aktuálních znalostí oboru je nutné neustálé vzdělávání i sebevzdělávání. Nukleární medicína představuje spojení mezi konkrétním klinickým problémem a příslušným testem při použití vhodného radionuklidu. Vznikla jako úzký technický obor užívaný v několika málo lékařských odvětví, zejména v endokrinologii a nefrologii. V současné době však představuje v celém světě uznávanou klinickou disciplínu s vlastní atestací, vlastním vzděláváním a specifickým přístupem k pacientovi. Nukleární medicína se neustále přizpůsobuje změnám v ostatních lékařských odvětvích a reaguje na nové situace způsobem, který zajišťuje tomuto odvětví důležitou roli v klinické medicíně. Tyto změny způsobily vývoj nových radiofarmak, konstrukci kvalitnějších přístrojů, nové klinické aplikace zavedených radionuklidových metod a širší pochopení jejich přínosu. Nukleární medicína vznikla v padesátých letech dvacátého století na základě endokrinologie, vnitřního lékařství, fyziologie a biofyziky. Praxe nukleární medicíny však vyžaduje také teoretické i praktické znalosti z patologické fyziologie, onkologie, neurologie, jaderné fyziky a chemie, statistiky a počítačové techniky. Nukleární medicína je svojí náplní převážně diagnostické odvětví medicíny, ale nové možnosti v léčbě různých onemocnění neustále zvyšují její příspěvek také k léčbě pacientů za určitých podmínek. Obor nukleární medicíny je v současné době možno rozdělit na část diagnostickou, která je převažující, a část terapeutickou. Část diagnostická dále zahrnuje diagnostiku in vivo a diagnostiku in vitro. Důležitým rysem nukleární medicíny jako diagnostické metody je zejména její neinvazivní cha rakter, který umožňuje použití jejích metod rovněž v pediatrii a zejména při sledování zdravotního stavu pacientů a efektu terapie mnoha onemocnění. Výhodou metod nukleární medicíny je jejich možnost měřit (kvantifikovat) mnoho fyziologických a patofyziologických procesů lidského organismu zcela neinvazivním způsobem, i když většinou pouze relativně (semikvantitativně). Funkci různých orgánů a systémů je možno hodnotit prostřednictvím tvorby obrazů a jejich interpretace nebo pomocí nezobrazovacích měření. Integrální součást diagnostických metod nukleární medicíny představují také metody in vitro. Umožňují s vysokou citlivostí a specificitou měřit i stopová množství řady biologicky aktivních látek, jako jsou různé hormony či nádorové markery (látky typu polypeptidů a polysacharidu, jejichž hladina v plazmě stoupá při nádorových onemocněních). Obecně je možno říci, že in vivo diagnostické metody nukleární medicíny jsou převážně zobrazovací, avšak tvorba obrazů je založena na funkčním nebo metabolickém stavu zobrazovaného orgánu či systému. Proto jsou tyto metody velmi citlivé, ale méně specifické. Podstatného zvýšení specifičnosti je možno dosáhnout kombinací několika metod nebo užitím speciálních radiofarmak.

–6–


ČÁST PRVNÍ 1.1. Struktura hmoty Elektrony rotují v okolí jádra atomu v oblasti diskrétních energetických hladin, označených hlavním, vedlejším, magnetickým a spinovým kvantovým číslem. Elektronová struktura atomu určuje do značné míry jeho chemické vlastnosti. Vnější energetická vrstva elektronů, zvaná valenční, a počet elektronů v této vrstvě jsou velmi důležité pro tvorbu chemických vazeb. Jádro atomu je složeno z protonů a neutronů, zvaných nukleony. Počet protonů vyjadřuje atomové číslo a označuje se „Z“. Počet neutronů vyjadřuje neutronové číslo a označuje se „N“. Počet nukleonů v jádře vyjadřuje hmotnostní číslo a označuje se „A“. Atomová jádra se stejným potem protonů a neutronů jsou stabilnější ve srovnání s jádry, která mají počet nukleonů různý. Nukleony jsou udržovány v jádře působením jaderných sil, které jsou mnohem větší než síly elektrostatické, ale existují pouze v atomovém jádře. Konkrétní složení jádra určuje přesně entitu zvanou nuklid. Nestabilní nebo radioaktivní nuklid se nazývá radionuklid. Nuklidy se stejným atomovým číslem se nazývají izotopy a mají totožné chemické vlastnosti. Nuklidy se stejným počtem protonů a neutronů lišící se energetickým stavem atomového jádra se nazývají izomery. 1.2. Radioaktivita V současné době bylo objeveno několik tisíc nuklidů a většina z nich je nestabilní. Jejich jádra se mohou rozpadat (přeměňovat) emisí alfa nebo beta částice, uvolněním gama záření nebo elektro novým záchytem. Emise částice nebo záchyt elektronů mění atomové číslo nuklidu, zatímco emisí gama záření se atomové číslo nemění. Charakteristické neboli X záření, které má stejné vlastnosti jako záření gama, má svůj původ v obalu atomu. Vzniká při přechodu elektronu na energickou vrstvu blíže k jádru a jeho energie odpovídá energetickému rozdílu příslušných vrstev. Při všech způsobem přemě ny nestabilních nuklidů musí být zachována energie, hmotnost a náboj. Přeměna radionuklidu je náhodný proces. Proto můžeme vždy hovořit pouze o průměrném počtu jader atomů, které se přemění za určitý časový úsek. Počet přeměn radionuklidu za jednotku času (četnost) je vždy úměrný celkovému počtu radioaktivních atomů přítomných v určitém čase. Četnost se nazývá radioaktivita nebo zjednodušeně aktivita radionuklidu a označuje se „A“. Je třeba si jasně uvědomit, že stejná radioaktivita znamená stejný počet přeměn pro jakýkoli radionuklid. Každý radionuklid je charakterizován svým fyzikálním poločasem přeměny. Je to čas potřebný ke snížení počáteční radioaktivity na polovinu neboli k přeměně poloviny všech přítomných jader a je jedinečný pro daný radionuklid. Fyzikální poločas je nezávislý na fyzikálně-chemických podmínkách. Obdobně fyzikálnímu rozpadu je radiofarmakum aplikované do biologického systému odstraňováno exponenciálně. Čas potřebný k vyloučení jedné poloviny podaného radiofarmaka z biologického systému se nazývá biologický poločas. v biologických systémech ubývá radioaktivita jak fyzikálním rozpadem radionuklidu, tak biologickým vylučováním radiofarmaka. Efektivní úbytek radioaktivity oběma výše zmíněnými mechanismy je pak nazýván efektivní poločas.

–7–


Jednotkou radioaktivity je 1 Becquerel (1 Bq). Je definován jako jeden rozpad za sekundu. Historickou jednotkou radioaktivity je 1 Curie (1 Ci, 1 mCi = 37 MBq). Jestliže se radionuklid A rozpadá na radionuklid B a ten dále na radionuklid C a současně je splněna podmínka, že fyzikální poločas radionuklidu A je 10–50x delší než radionuklidu B, je dosaženo přechodné rovnováhy. Zpočátku vzniká z mateřského radionuklidu A dceřiný radionuklid B a za přibližně 4 své poločasy dosáhne maximální radioaktivity. Po dosažení přechodné rovnováhy mezi oběma radionuklidy radioaktivity dceřiného radionuklidu B klesá s poločasem mateřského radionuklidu. 1.3. Biologické účinky ionizujícího záření Ionizující záření může způsobit závažná poškození živých systémů. Z toho důvodu je nezbytně nutné znát jeho účinky na člověka. Zdravotnický personál i pacienti mohu být ozářeni vnějšími i vnitřními zdroji ionizujícího záření. Výsledkem zevního ozáření či vnitřní kontaminace je absorbovaná dávka. Absorbovaná dávka je definována jako energie záření absorbovaná objemem hmoty o jednotkové hmotnosti. Je vyjádřena v Joulech na kilogram. Její jednotkou je 1 Gray (1 Gy). Tato jednotka nezávisí ani na typu radioaktivního záření, ani na jeho intenzitě, ani na druhu absorbátoru. Abychom mohli vyjádřit biologické účinky různých druhů záření, byla definována jednotka dávkový ekvivalent. Její jednotkou je 1 Sievert (1 Sv), rovněž vyjádřený v J/kg. Dávkový ekvivalent je definován jako absorbovaná dávka násobená jakostním faktorem. Tento jakostní faktor odráží relativní účinky různých druhů radioaktivního záření na biologické systémy. Dávkový ekvivalent je jednotka zvláště užitečná z hlediska ochrany před ionizujícím zářením. Pro záření gama, X a beta, nejčastěji užívané v nukleární medicíně, se jakostní faktor rovná jedné. Škodlivý účinek záření je způsoben absorpcí energie jeho fotonů ve tkáních. Velikost absorbované energie závisí na mnoha faktorech: a) radioaktivita podaného radionuklidu, b) fyzikální a biologický poločas radionuklidu, c) orgánová distribuce a metabolická přeměna radiofarmaka v organismu, d) absorbovaná dávka z radioaktivního záření radionuklidu, e) tvar a hmotnost cílového orgánu, f) věk a metabolický stav příslušné tkáně. Škodlivý účinek ionizujícího záření z hlediska organismu jako celku vyjadřuje veličina efektivní dávka. Je dána součtem biologických účinků záření v jednotlivých ozářených tkáních a orgánech. Biologické účinky ionizujícího záření naopak s výhodou využíváme pro terapeutické účely, zejména v onkologii. Pro tento účel se v nukleární medicíně používají zářiče beta nebo alfa aplikované do vnitřního prostředí organismu. Od doby objevení radioaktivity se použití radionuklidů pro různé účely nesmírně rozšířilo. Rovněž se významně zvýšilo riziko pocházející z ionizujícího záření. Radioaktivita poškozuje živé systémy a rozsah poškození závisí na absorbované dávce. Radioaktivní záření může vyvolat v biologickém systému dva druhy poškození — nestochastické neboli deterministické účinky a stochastické neboli náhodné. Nestochastické účinky vykazují dávkový práh a jejich závažnost roste úměrně rostoucí absorbované dávce. Patří k nim například akutní radiační dermatitida nebo akutní nemoc z ozáření. Stochastické účinky nevykazují dávkový práh. předpokládá se, že každá, i velmi malá absorbovaná dávka, může s jistou pravděpodobností poškodit biolo-

–8–


gický systém a pravděpodobnost poškození stoupá s dávkou. Obvykle je dělíme na účinky somatické a genetické. Jelikož radioaktivní záření může poškodit lidský organismus, byly založeny mezinárodní a národní organizace, jejichž úkolem je stanovit pravidla a návody pro bezpečné zacházení s radioaktivním materiálem. K zjištění redukce ozáření jednotlivců byl stanoven princip rozumně minimálního ozáření. Cílem radiační ochrany je zcela vyloučit nestochastické účinky a minimalizovat stochastické účinky záření k udržení co nejmenší rozumně dosažitelné individuální i kolektivní absorbované dávky. Pro zjišťování vnějšího ozáření a vnitřní kontaminace zdravotnických pracovníků a kontaminace pracovních ploch je na oddělení nukleární medicíny stanoven monitorovací program. Zahrnuje pravidelné měření vnější expozice, vnitřní kontaminace a měření radioaktivity pracovních prostor. Monitorování osob může být prováděno třemi hlavními přístroji: filmovým dozimetrem, termoluminiscenčním prstovým dozimetrem a elektronickým operativním dozimetrem. Vnitřní kontaminace bývá nejčastěji způsobena radioizotopy jódu. Jód je akumulován štítnou žlázou a proto je vnitřní kontaminace jódem zjišťována pravidelným měřením radioaktivity nad štítnou žlázou. Rovněž je požadováno denní měření kontaminace pracovních ploch ve všech prostorách, kde jsou připravována a aplikována radiofarmaka. Pro tato měření se nejčastěji používají přístroje vybavené Geiger-Müllerovými trubicemi nebo scintilačními detektory. Podle stejného principu je nutno rovněž minimalizovat ozáření pacientů. Pro snížení absorbované dávky pacientů můžeme použít několik metod. Na prvním místě stojí správná indikace metod nukleární medicíny. Odesílající lékař by ml mít vždy na mysli dvě základní myšlenky. První je, jakou infor maci potřebuji pro správnou léčbu pacienta a druhá je, která metoda je schopna mi tuto informaci poskytnout. Další metodou je správná volba radiofarmaka. V diagnostice musíme upřednostnit čisté gama zářiče s krátkým fyzikálním poločasem s vysokou radionuklidovou a radiochemickou čistotou. Podaná radioaktivita musí být dostatečně vysoká pro získání dobrých výsledků a jejich správnou interpretaci a dostatečně nízká vzhledem k minimalizaci absorbované dávky pro pacienta. Rovněž můžeme urychlit eliminaci radiofarmaka z těla pacienta, např. použitím diuretik nebo projímadel. Obecně je radiační riziku přípustné, pokud jsou splněny základní podmínky. Patří k nim: nepřekročit dávkové limity pro pracovníky, dosáhnout dobrých výsledků s nejnižším možným ozářením jedince a vyvážit radiační riziko jednotlivce přínosem daným výsledkem měření. Rovněž si musíme uvědomit relativní riziko různých činností v lidském životě a v životním prostředí. Např. riziko vzniku zhoubného nádoru s následkem smrti z průměrného vyšetření na pracovišti nukleární medicíny je srovnatelné s rizikem smrti způsobeným vykouřením 100 cigaret, jízdou 5000 km autem, praktikováním horolezectví po dobu dvou hodin nebo podstoupením průměrného chirurgického výkonu. 1.4. Radiační předpisy a radiační ochrana Použití záření a radioaktivních látek pro jakékoli účely je regulování na vládní úrovni všech zemí na celém světě. Rovněž výstavba a provoz jakéhokoli oddělení nukleární medicíny je možná pouze na základě povolení vládního úřadu ve shodě se zvláštním zákonem. Každé pracoviště nukleární medicíny musí mít vlastní provozní, monitorovací a havarijní řad. Většinou je rozděleno na dvě části. v neaktivní části bývají umístěny čekárny pro neaplikované pacienty, administrativní místnosti pracoviště, denní místnosti personálu a pracovny lékařů. Aktivní část pra-

–9–


coviště nukleární medicíny, kontrolované pásmo, je ta část, kde se pracuje se zdroji ionizujícího záření a kde může být pracovník vystaven ozáření. Je zde rovněž regulován vstup a pohyb osob. Každá organizace provozující pracoviště nukleární medicíny musí jmenovat dohlížejícího pracovníka, který dohlíží na používání a odstraňování radioaktivních látek v organizaci. Jeho náplní bývá sledování dávek pracovníků, radiačních nehod, úniků radioaktivity, nesprávného podání radioaktivity a nápravná opatření organizace. Pro pochopení principů radiační ochrany je nezbytná znalost druhu a energie ionizujícího záření. v radiační ochraně se využívají tři základní principy: čas, vzdálenost a stínění. Celková radiační zátěž jednotlivce je přímo úměrná době, po kterou je vystaven zdroji ionizujícího záření. Je tedy rozumné trávit v blízkosti zdrojů radioaktivity pouze tolik času, kolik je nezbytně nutné. Všechny laboratorní postupy jsou zpočátku nacvičovány bez radioaktivních materiálů a teprve po získání zručnosti je možno pracovat s radioaktivitou. Rovněž se nedoporučuje dlouhé prodlévání s pacienty léčenými I-131 několik dnů po aplikaci. Princip času je také důvodem pro používání radionuklidů s krátkým poločasem. Intenzita radioaktivního záření klesá přímo úměrně se čtvercem vzdálenosti. Je proto žádoucí, aby jedinec zůstával od zdroje ionizujícího záření co nejdále. Z tohoto důvodu se při manipulaci s radioaktivními zdroji používají různé nástroje a rovněž je dodržována určitá vzdálenost od pacientů. Stínění představuje důležitý prostředek v radiační ochraně, zejména před pronikavým zářením. Je možno používat různé materiály s vysokým protonovým číslem, ale z ekonomických důvodů je nejčastěji pro pohlcení ionizujícího záření užíváno olovo. Všechny zdroje ionizujícího záření, pokud je to možné, musí být uloženy ve stíněném prostoru. Radiofarmaka připravená pro pacienty by měla být před aplikací uchována ve stíněných stříkačkách. Radionuklidy emitující beta částice by měly být uskladněny v nádobách z materiálu s nízkým protonovým číslem, jako jsou plastické hmoty, aby nedocházelo k tvorbě pronikavého brzdného záření.

– 10 –


ČÁST DRUHÁ 2.1. Výroba radionuklidů Radionuklidy používané v nukleární medicíně jsou pouze umělé. Jsou vyráběny v cyklotronech a jaderných reaktorech. Rovněž existují sekundární zdroje krátkodobých radionuklidů, nazývané radionuklidové generátory. V cyklotronu jsou elektromagnetickým polem urychlovány částice s elektrickým nábojem. Urychlením se zvyšuje jejich energie v závislosti na typu a uspořádání cyklotronů. Urychlené částice ozařují terčová jádra, kde probíhají jaderné reakce. Abychom se vystříhali zisku nežádoucích radionuklidů, musí být ozařovaný materiál čistý a energie a druh ozařovacích částic musí být přesně stanoveny. Radionuklidy vyráběné v cyklotronu jsou beznosičové, protože v důsledku odlišného atomového čísla od ozařovaných izotopů neobsahují žádné stabilní izotopy vyráběného radionuklidu. Nezbytná je izolace radionuklidu příslušnými chemickými metodami. K radionuklidům vyráběným v cyklotronu a rutinně užívaných v nukleární medicíně patří Ga-67, I-123, In-111 a Tl-201 pro jednofotonové zobrazování a krátkodobé radionuklidy C-11, N-13, O-15 a F-18 pro pozitronové zobrazovací systémy. V jaderném reaktoru se vyrábějí různé radionuklidy buď pomocí tepelných neutronů, které reagují s cílovými jádry v reaktorovém obalu, nebo pomocí chemické izolace radionuklidů z vyhořelých palivových tyčí reaktoru. Příkladem klinicky užívaných radionuklidů vyráběných v jaderném reaktoru může být I-131, Mo-99, Xe-133, Fe-59, Cr-51, Yb-169, P-32 a další. Izotopy různých prvků jsou oddělovány příslušnými chemickými postupy, ale v důsledku podobného chemického chování bývá obvykle problematické izolovat požadovaný radionuklid. Radionuklidové generátory představují velmi užitečný zdroj krátkodobých radionuklidů. Jejich použití je značné rozšířené, neboť je možný snadný transport na pracoviště vzdálená od cyklotronu či jaderného reaktoru. Díky krátkému fyzikálnímu poločasu vyráběných radionuklidů umožňují aplikovat pacientům vyšší aktivity při nízké absorbované dávce a současné výborné kvalitě obrazu. Jsou konstruovány na principu vztahu dlouhodobého mateřského radionuklidu a krátkodobého dceřiného radionuklidu. Aby bylo možno oba radionuklidy oddělit, musí mít různé chemické vlastnosti. Radionuklidový generátor je tvořen skleněnou chromatickou kolonou, umístěnou v olověném stínícím válci. Kolona je naplněna adsorpčním materiálem (kysličník hlinitý), na nějž je adsorbován mateř ský radionuklid. Vzhledem k tomu, že dceřiný prvek má odlišné chemické vlastnosti, může být z kolony vymyt (eluován) vhodným roztokem (fyziologický roztok). Po vymytí dochází k nové produkci dceřiného radionuklidu, který může být opakovaně vymýván, Generátorový eluát nesmí obsahovat mateřský radionuklid ani adsorpční materiál. Radionuklidový generátor musí být sterilní a nepyrogenní. Měl by být jednoduchý, měl by se snadno obsluhovat,měl by být kdykoli k dispozici a měl by poskytovat vysoké aktivity dceřiného radionuklidu opakovaně a reprodukovaně. Musí být vhodně stíněn pro minimalizaci ozáření pracovníků. Dceřiný nuklid se musí rozpadat na stabilní nebo velice dlouhodobý nuklid pro minimalizaci absorbované dávky pacienta. Nejčastěji užívaným generátorovým systémem v nukleární medicíně je Mo-99/Tc-99m generátor

– 11 –


v eluční formě. Je možno ho rutinně používat týden až 10 dní. Tc-99m je eluováno fyziologickým roztokem ve formě technecistanu sodného. Je nezbytné provádět některé testy kontroly kvality. Dalším rutinně užívaným generátorovým systémem je Rb-81/Kr-81m generátor. Kr-81m je eluován vzduchem, užívá se pro zobrazení plicního parenchymu. 2.2. Radiofarmaka Radiofarmakum je radioaktivní sloučenina používající se pro diagnostické a terapeutické účely u lidí. Více než 95 % radiofarmak v nukleární medicíně slouží pro diagnostické účely. Radiofarmaka obvykle nemají žádný farmakologický účinek, protože jsou užívána pouze ve stopových množstvích. Nevykazují žádný vztah mezi farmakologickou dávkou a účinkem a tím se liší od běžných léků. Musí být sterilní a nepyrogenní a musí vyhovovat všem kontrolním testům jako běžné léky, aby mohla být bezpečně podána lidem. Radiofarmakum může být buď radioaktivní prvek nebo značená sloučenina. Radiofarmakum má dvě součásti: radionuklid a farmakum. Při návrhu nového radiofarmaka je nejprve vybráno vhodné farmakum na základě své farmakokinetiky. Musí se buď přednostně hromadit v daném orgánu nebo se musí účastnit příslušné fyziologické funkce. Poté je na vybrané farmakum navázán vhodný radionuklid. Po podání radiofarmaka jako diagnostického indikátoru člověku je radioaktivní záření z něho emitované registrováno detektorem, umístěným vně pacientova těla. Tímto způsobem je možno hodnotit funkčně morfologickou strukturu nebo fyziologickou funkci daného orgánu nebo systému. Radiofarmakum aplikované pro diagnostické účely musí být bezpečné, nesmí být toxické, radioaktivní záření musí být snadno detekovatelné a absorbovaná dávka musí být co nejmenší. Radiofarmakum je z těla vylučováno močí, stolicí, potem a dalšími mechanismy. Ideální radiofarmakum by mělo splňovat některé vlastnosti. Mělo by být snadno dostupné, mělo by mít krátký efektivní poločas, nemělo by mít žádné korpuskulární záření v případě použití pro diagnostické účely a naopak by mělo mít korpuskulární záření, je-li užíváno pro terapeutické účely, poměr jeho akumulace v příslušném orgánu a akumulace v okolí by měl být vysoký. Radiofarmaka se akumulují v různých orgánech a tkáních prostřednictvím několika mechanismů. Nejdůležitější je metabolická aktivita tkán, pasivní difuse a fagocytosa, blokáda kapilár, buněčná sekvestrace, vazba na receptory, reakce antigenu s protilátkou a některé další. 2.2.1. Metody značení Užití sloučenin značených radionuklidy neustále roste v lékařství, biochemii a ostatních oborech. v medicíně jsou sloučeniny značené beta-zářiči a v poslední době také alfa-zářiči používány zejména pro terapii, zatímco sloučeniny značené gama-zářiči mají mnohem širší uplatnění. Zejména jsou uži tečné pro zobrazování in vivo. Ve sloučeninách značených radionuklidy jsou některé atomy v molekule nahrazeny podobným či odlišným radioaktivním atomem. v procesu značení je možno použít celou šíři různých metod. Nejčastěji se používá chemická syntéza, biologická syntéza, izotopová výměnná reakce nebo přímé značení v reaktoru. V průběhu izotopové výměnné reakce je jeden či více atomů v molekule nahrazen radioaktivním izotopem téhož prvku. Reakce tohoto typu jsou používány zejména pro značení látek obsahujících jod pomocí radioizotopů jodu a pro značení pomocí pozitronových zářičů.

– 12 –


V průběhu biologické syntézy se nechá růst živý organismus (obvykle vhodná bakterie) v živné půdě obsahující radioaktivní značkovač. Radionuklid je zabudován do produkovaných metabolitů organismu a tyto metabolity jsou pak chemicky izolovány. Příkladem je vitamin B-12 značený radioaktivním kobaltem. Většina radiofarmak používaných v klinické praxi se připravuje jednoduchým způsobem v příslušných lékových formách a mnoho z nich je možno připravit za použití komerčně dostupných souprav — kitů. Vždy je třeba mít na mysli několik důležitých faktorů ovlivňujících stálost složení značných sloučenin. K nejdůležitějším patří chemická stabilita, skladovací podmínky, měrná radioaktivita, radiolýza a doba expirace. Chemická stabilita závisí na typu vazby mezi radionuklidem a sloučeninou. Sloučeniny s kovalentními vazbami jsou obvykle relativně stabilní za různých fyzikálně chemických podmínek. Mnoho značených sloučenin je značně citlivých a snadno se rozkládají při zvýšené teplotě nebo působením světla. proto je vhodné uchovávat tato radiofarmaka v chladu a v temnu. Měrná radioaktivita je definovaná jako radioaktivita na jeden gram značené sloučeniny. v mnoha případech je nutno padat pacientům radiofarmakum s vysokou měrnou radioaktivitou. Na druhé straně však vysoká měrná radioaktivita může způsobit rozklad sloučeniny a vznik nežádoucích příměsí nebo může způsobit denaturaci bílkovin. Radiolýza znamená rozklad značené sloučeniny působením radioaktivního záření, vysílaného radionuklidem. Čím vyšší je měrná radioaktivita, tím snadněji dochází k radiolýze. Radiolýza se rovněž zvyšuje s delším poločasem radionuklidu a s vyšší energií jeho záření. Expirace radiofarmaka znamená dobu, po kterou je možno jej bezpečně použít k určenému účelu. Expirace Tc-99m sloučenin je obvykle 10 minut až 5 hodin. 2.2.1.1. Značení pomocí Tc-99m a izotopů jodu V nukleární medicíně patří k nejpoužívanějším radionuklidům Tc-99m a izotopy jodu. Tc-99m značené sloučeniny představují zhruba 70 % všech radiofarmak, zatímco I-123 a I-131 značená radiofarmaka se používají přibližně v 5 %. Často používaným způsobem značení sloučenin v lékařství a v biologii je jodace. I-123 je vhodný pro diagnostické metody in vivo. Je to čistý gama zářič s energií fotonů 160 keV a má rovněž poměrně krátký fyzikální poločas 13 hodin. I-125 je nejpoužívanějším radionuklidem ve vyšetřovacích metodách in vitro. I-131 patří k nejvíce užívaným izotopům jodu v klinické praxi zejména pro radioterapii. Je to smíšený gama a beta zářič, energie fotonů gama je 364 keV a jeho fyzikální poločas je 8 dní. Tc-99m má ideální fyzikální vlastnosti pro diagnostiku in vivo a proto má v praxi nukleární medicíny dominantní postavení. Je to čistý gama zářič s energií 140 keV, která je optimální pro detekci moderními gamakamerami, a s fyzikálním poločasem pouhých 6 hodin. Z tohoto důvodu můžeme pacientům aplikovat radioaktivitu stovek megabecquerelů, což nám umožní získat obrazy výborné kvality při udržení nízké absorbované dávky pro pacienta. Tc-99m je snadno dostupné ve sterilní, apyrogenní a beznosičové formě z molybden-techneciových generátorů. Tc-99m je získáváno z generátorů jako roztok technecistanu sodného (Na 99mTcO4). v této formě je chemicky málo reaktivní a pouhým přidáním není možno označit žádnou sloučeninu. Pro zvýšení reaktivity je nutno Tc-99m nejprve redukovat do nižších oxidačních stupňů. Rudinně nejpoužívanější chemickou látkou pro redukci Tc-99m jsou cínaté ionty, nejčastěji ve formě chloridu.

– 13 –


V současné době jsou pro výrobu Tc-99m značených radiofarmak běžně na trhu dostupné hromadně vyráběné neradioaktivní soupravy — kity. Jejich použití významně usnadnilo výrobu radiofarmak přímo na odděleních nukleární medicíny. Obvykle mají dlouhou expirační dobu, mohou tedy být dlouho skladovány a použity k výrobě radiofarmaka v době jeho bezprostřední potřeby. Značení Tc-99m je možno obvykle provést pouhým přidáním technecistanu sodného. Kity pro většinu Tc-99m značených radiofarmak jsou připravovány ze sloučeniny, která má být označena, a cínatých iontů v příslušné formě a v příslušném množství. Acidita je upravena přidáním zředěného hydroxidu sodného a rovněž jsou přítomny konzervační a stabilizační látky. Takto vzniklý roztok je pak lyofilizován (vysušen mražením) a lahvička soupravy je vyplněna sterilním dusíkem, aby se zabránilo oxidaci cínatých iontů. V každém kitu je velmi důležité množství přítomných cínatých iontů. Pokud je jich příliš mnoho, mohou přebytečné cínaté ionty vytvářet koloidní částice. Po přidání technecistanu sodného se pak Tc-99m váže nejen na požadovanou sloučeninu, ale také na koloidní částice. To způsobí sníženou účinnost značení a změnu biodistribuce radiofarmaka. Pokud je jich málo, nedojde k úplné redukci technecistanu, což má za následek přítomnost volného Tc-99m v radiofarmaku. Podle způsobu podání mohou být radiofarmaka v různých lékových formách. v zásadě se jedná o formy parenterální, perorální, inhalační a externí. Nejčastěji se radiofarmaka užívají v parenterální formě. Obvykle se jedná o pravé roztoky (většinou), koloidy nebo suspenze. Perorální formy jsou obvykle koloidní roztoky nebo kapsle. Inhalační formy mohou být jak radioaktivní plyny, jako je Kr-81m, tak radioaktivní aerosoly. Externí formy se užívají výjimečně. 2.2.2. Kontrola kvality Jelikož jsou radiofarmaka přípravky určené k podání člověku, musí splňovat požadavky řady přísných kontrolních testů. Používají se veškeré kontrolní testy jako u neradioaktivních léků. Navíc je nutno provést měření radionuklidové a radiochemické čistoty. Zavedení kitů a užívání krátkodobých radionuklidů vyžaduje provádění testů kontroly kvality přímo na pracovišti nukleární medicíny dříve, než je možné povolit jejich podání pacientům. Testy kontroly kvality jsou dvojího druhu. Fyzikálně chemické testy zahrnují zejména měření radioaktivity, měření radionuklidové a radiochemické čistoty a některé další parametry. Biologické testy zahrnují kontrolu sterility, pyrogenicity a toxicity. 2.2.2.1. Fyzikálně chemické testy Radionuklidová čistota radiofarmaka je definovaná jako část celkové radioaktivity přípravku emitovaná příslušným požadovaným radionuklidem. Je vyjádřena v procentech. Příkladem radionuklidových nečistot může být Mo-99 nebo Tc-99 v radiofarmakách značených Tc-99m a některé izotopy jodu v přípravcích značených I-131. Přítomnost těchto nežádoucích radionuklidů zvyšuje absorbovanou dávku pacienta a může znehodnotit scintigrafické obrazy. Radionuklidová čistota gama zářičů se kontroluje měřením energetických spekter na scintilačním spektrometru. Tímto způsobem je možno odlišit jednotlivé gama zářiče, které mají odlišnou energii gama fotonů. Radiochemická čistota radiofarmaka je definovaná jako část celkové radioaktivity obsažená v pří-

– 14 –


pravku v požadované chemické formě. Také je vyjádřena v procentech. Příkladem radiochemické nečistoty je volný Tc-99m technecistan či Tc-99m cínatý koloid v Tc-99m značených přípravcích. Přítomnost radiochemických nečistot v radiofarmaku má za následek zkreslení scintigrafických obrazů v důsledku nízké akumulace v cílovém orgánu a vysoké akumulace v okolních tkáních. Rovněž může změnit biodistribuci radiofarmaka a nepřiměřeně zvýšit absorbovanou dávku pacienta. Existuje mnoho analytických metod pro zjišťování a určení přítomnosti radiochemických nečistot v příslušném radiofarmaku. K nejčastěji rutinně užívaným patří tenkovrstvá chromatografie. Měření radioaktivity jakéhokoli radiofarmaka je základní operace v nukleární farmacii. Musí se změřit celková radioaktivita před ředěním a obvykle se také měří každá individuální dávka před aplikací pacientovi. Tato měření se provádějí pomocí měřiče aktivity. 2.2.2.2. Biologické testy Biologické testy užívané pro kontrolu kvality radiofarmak jsou shodné s testy užívanými u běžných léků. Je třeba si uvědomit, že konkrétní sterilní roztok radiofarmaka může být po podání pacientovi silně pyrogenní. Pyrogenicita je totiž způsobena hlavně metabolickými produkty mikroorganismů nebo jejich částmi. Sterilita znamená nepřítomnost jakéhokoliv živého organismu v radiofarmaku. Nejběžnější metodou sterilizace v nukleární farmacii je membránová filtrace. Spočívá v prostém přefiltrování radiofarmaka přes membránový filtr, který odstraňuje různé organismy díky malé velikosti otvorů. Pyrogenní látky jsou buď polysacharidy nebo bílkoviny produkované metabolickou aktivitou mikroorganismů. Neexistuje žádná specifická metoda, která by zajistila nepyrogenicitu přípravku. Nejlepší způsob prevence pyrogenicity je správný pracovní postup při výrobě, zejména užití sterilního ná dobí, roztoků a dalších pomůcek a práce v aseptickém prostředí. Před uvolněním jakéhokoliv radiofarmaka pro humánní použití musí být stanovena jeho toxicita a bezpečnost. Testy toxicity jsou prováděny na různých zvířatech. U většiny radiofarmak způsobuje toxicitu farmaceutická část, nikoliv radionuklid. Protože hmotnost radiofarmak užívaných v klinické praxi je velmi malá, toxický efekt prakticky nepřichází v úvahu. 2.2.3. Zásady správné výrobní praxe Obecným cílem zásad správné výrobní praxe je vyrobit radiofarmakum výborné kvality. Hlavním problémem při výrobě je jednak ochrana radiofarmaka před možnou kontaminací v procesu výroby, jednak ochrana personálu před možným poškozením zdraví. Zásady správné výrobní praxe zahrnují architektonické uspořádání výrobních prostor včetně různých druhů přístrojů, vzdělání zdravotnického personálu a jejich praxi, veškeré pracovní postupy při přípravě radiofarmak včetně ředění a podání pacientům. Úsek nukleární farmacie obvykle tvoří několik místností pro výrobu generátorových radionuklidů, výrobu vlastních radiofarmak, jejich skladování, měření a ředění. Součástí úseku nukleární farmacie jsou rovněž pracovní místnosti pro laboranty a kancelář. Vstup do prostor nukleární farmacie je silně omezen z důvodů výše uvedených. Laboratorní část úseku nukleární farmacie musí být vybavena pracovními povrchy z nerezové oceli, podlaha musí být pokryta lidem, musí zde být instalovány čističe vzduchu, které pohlcují částice ra-

– 15 –


dioaktivních materiálů. Místo pro výrobu a ředění radiofarmak musí být vybaveno boxy s laminárním prouděním vzduchu pro práci ve sterilním prostředí. Rovněž zde musí být instalována havarijní sprcha pro případ větší kontaminace tělesného povrchu. Pro dodržení správných výrobních postupů musí být laboratoř vybavena požadovanými přístroji. Příkladem může být měřič aktivity, zařízení pro tenkovrstvou chromatografii, měřiče kontaminace prostředí, monitor radioaktivity, pH metr, světelný mikroskop, scintilační spektrometr, ledničky a mrazničky, temperované lázně, olověné kryty, dostatečný počet olověných nádob pro lahvičky obsahující radioaktivitu, autokláv, lyofilizátor, váhy, pipety a další. Na úseku nukleární farmacie musí pracovat vysokoškolák chemik nebo farmaceut s atestací z výroby radiofarmak a zkušené laborantky se středoškolským vzděláním. Denní provoz úseku nukleární farmacie mimo jiné zahrnuje příjem radioaktivních materiálů a neradioaktivních kitů, přípravu radiofarmak, kontrolu jejich kvality, jejich skladování, ředění na jednotlivé dávky pro pacienty a odstraňování radioaktivního odpadu. Personál musí nosit laboratorní pláště a gumové rukavice, veškeré laboratorní práce musí být prováděny v boxech s laminárním prouděním vzduchu za aseptických podmínek. S radioaktivními materiály se musí pracovat za olověným stíněním. Po přípravě radiofarmaka musí být vystaven jeho průvodní list, a lahvička řádně označena. Průvodní list musí obsahovat název radionuklidu, jeho chemickou formu, celkovou a měrnou radioaktivitu vztaženou k určitému datu a hodině a informaci o radiochemické čistotě. Veškerý pohyb radiofarmaka musí být zaznamenán do provozního deníku úseku radiofarmacie. Zejména je nutno zaznamenat jméno a rodné číslo pacienta, název, množství a označení radiofarmaka, které bylo pacientovi podáno. 2.2.4. Radioaktivní odpad Radioaktivní odpat vznikající na pracovištni nukleární medicíny představují např. injekční stříkač ky, jehly, lahvičky obsahující zbytky radioaktivity a kontaminované tampony, příp. prádlo. Je možno je odstranit různými způsoby, obvykle v závislosti na poločasu použitého radionuklidu. Radionuklidy s poločasem kratším než 65 dní se obvykle nechají ve vhodném prostoru fyzikálně rozpadnout a potom se odstraňují jako běžný neradioaktivní nemocniční odpad. Za minimální dobu ponechání odpadu na stíněném místě se považuje 10 poločasů příslušného radionuklidu. Před likvidací je nutno obaly s odpadem proměřit vzhledem k radioaktivitě. Podle délky poločasu se radioaktivní odpad obvykle dělí na třídenní (Tc-99m), tříměsíční (Ga-67, In-111, Tl-201, I-131), půlroční a dlouhodobý a podle obsahu příslušných radionuklidů se po dobu rozpadu skladuje odděleně. 2.2.5. Příklady často užívaných radiofarmak 2.2.5.1. Radiofarmaka značená Tc-99m Tc-99m značený makroagregovaný albumin (MAA) Po intravenosním podání se vzhledem k velikosti částic zachytí na přechodnou dobu v plicních kapilárách. Jedná se tedy o radiofarmakum volby pro zobrazení plicní perfúze, rovněž se užívá při radionuklidové flebografii pro detekci průchodnosti žilního systému dolních končetin. Je dostupný ve formě komerčních kitů. Obvykle obsahuje 2 mg makroagregovaného albuminu. Po-

– 16 –


čet částic se pohybuje od 1 do 4 milionů. Aplikovaná aktivita je 70 až 200 MBq podle váhy pacienta, injekční stříkačku je před aplikací nutno dobře promíchat. Tc-99m značená fosfonátová radiofarmaka V současné době se používají tři sloučeniny: pyrofosfát (PYP), metylendifosfonát (MDP) a hydroxymetylendifosfonát (HDP). Tc-99 MDP a Tc-99 HDP se používají pro zobrazování skeletu, zatímco Tc-99m PYP slouží pro zobrazení srdečního infarktu. Komerční kity jsou běžně dostupné, aplikovaná aktivita je od 500 do 1 000 MBq na pacienta v závislosti na jeho váze. Tc-99m sulfurkoloid Jedná se o koloidní částice fagocytované buňkami RES. Používá se proto pro statické zobrazení jater a sleziny. Rovněž je možno ho použít pro vyšetřování horní části trávicí trubice, neboť se nevstřebává. Je možno ho použít i pro zobrazování RES kostní dřeně a lymfatického systému. v této indikace se však používají částice menší velikosti. Komerčně vyráběné kity jsou běžně dostupné. Velikost částic se pohybuje od 10 do 500 nm. Aplikovaná aktivita pro zobrazení jater je zhruba 150 MBq. Tc-99m DTPA Tc-99m DTPA se používá pro zobrazení dynamické studie mozku, pro dynamickou scintigrafii ledvin, pro měření glomerulární filtrace a pro přípravu aerosolu u ventilační scintigrafie plic. Rovněž je možno ji použít pro zjišťování průchodnosti zkratů u hydrocephalů a k detekci likvorové píštěle. Je dostupná ve formě komerčního kitu. Obvykle podaná aktivita pro zobrazení ledvin se pohybuje kolem 150 MBq na pacienta. Tc-99m značené deriváty kyseliny iminodioctové (IDA) Tc-99m deriváty IDA mají obdobnou farmakokinetiku jako bilirubin a proto se používají pro hodnocení funkce jaterních buněk, průchodnosti žlučových cest a funkce žlučníku. Deriváty IDA jsou dostupné ve formě komerčně vyráběných kitů. Obvykle se aplikuje aktivita 150 až 200 MBq na pacienta, u ikterických pacientů je nutno aplikovanou aktivitu zvýšit. Tc-99m hexamethylpropylen amin oxim (HMPAO) Tc-99m HMPAO je lipofilní komplex užívaný primárně pro zobrazení relativní perfúze mozkové tkáně. Vzhledem ke své lipoficitě se rovněž používá pro značení bílých krvinek. Je dostupný ve formě komerčních kitů, obvyklá aplikovaná aktivita pro zobrazení mozkové perfúze je kolem 500 MBq. Tc-99m značené kationty Při hledání náhrady za Tl-201 pro zobrazování perfúze srdečního svalu byl vytvořen kationtový komplex Tc-99m s různými chemickými skupinami. V současné době je tento preparát dostupný ve dvou hlavních formách jako setamibi (komplex s izonitrilovou skupinou) tetrofosmin (komplex s phosphinovou skupinou). Obě jsou používané pro

– 17 –


zobrazování prokrvení srdečního svalu u pacientů s ischemickou chorobou srdeční. Obvykle aplikujeme 300 až 1 000 MBq na vrcholu zátěže a v klidu. v poslední době se obě uvedená radiofarmaka úspěšně používají pro zobrazení různých nádorových tkání, např. nádorů prsu a nádorů mozku. Rovněž slouží k zobrazení adenomu příštítných tělísek. Tc-99m merkaptoacetyltriglycin (MAG3) Poměrně dlouhou dobu se hledala vhodná Tc-99m značená náhrada I-131 značeného hippuranu pro hodnocení funkce ledvin. Tyto snahy vyústily v objevení Tc-99m MAG3, který má podobnou farmakokinetiku jako kyselina paraaminohippurová. V současné době je dostupný ve formě komerčních kitů, užívá se pro hodnocení funkce ledvin a pro měření efektivního průtoku plasmy ledvinami. Obvykle se aplikuje 120 MBq na pacienta. Tc-99m dimerkaptojantarová kyselina (DMSA) Kumuluje se v buňkách proximálních tubulů ledvinné kůry, užívá se tedy pro zobrazení funkčního ledvinného parenchymu a do určité míry rovněž slouží pro hodnocení funkce ledvin. Naředěný roztok musí být použit do 30 minut, obvykle aplikujeme 120 MBq Tc-99m DMSA na jednoho pacienta. Ostatní Tc-99m značená radiofarmaka Existuje mnoho dalších radiofarmak značených pomocí Tc-99m a jejich počet neustále narůstá. Velmi důležitým radiofarmakem jsou krevní buňky značené Tc99m. Erytrocyty se používají v nativní formě pro zobrazení krevního poolu a pro měření mechanické funkce srdce. Je možno je označit jak in vivo, tak in vitro. Obvykle užíváme aktivitu 1000 MBq. Rovněž můžeme použít teplem denaturované erytrocyty pro zobrazení slezinné tkáně. v této indikaci podáváme obvykle 150 MBq. Kromě toho je možno pomocí Tc-99m značit také bílé krvinky a krevní destičky. V poslední době bylo věnováno velké úsilí pro syntézu použitelných monoklonálních protilátek pro zobrazování různých nádorů. v současné době je na trhu několik druhů komerčně dostupných kitů ve formě protilátek nebo jejich částí pro zobrazování nádorů a zánětlivých afekcí. Patří k nim např. Tc-99m Anti-CEA a další. 2.2.5.2 Radiofarmaka značená jodem I-131 jodid sodný Je podáván buď v kapslích nebo ve formě roztoku a podáván perorálně. Nejvíce se používá pro léčbu chorob štítné žlázy, jako je karcinom nebo hyperthyreosa. I-123 nebo I-131 orthojodhippuran sodný Má podobnou farmakokinetiku jako kyselina paraaminohippurová, je tedy užíván pro měření efektivního průtoku plazmy ledvinami metodami zobrazovacími i měření krevních vzorků. Rovněž umožňuje vyšetřovat ledvinné funkce u pacientů s akutní tubulární nekrózou. I-123 nebo I-131 značený matajodbenzylguanidin (MIBG) Jako prekursor noradrenalinu je akumulován buňkami dřeně nadledvin. I-123 MIBG se používá pro

– 18 –


diagnostiku feochromocytomů a neuroblastomů, rovněž je možno ho použít pro zobrazení hustoty adrenergních receptorů v myokardu. I-131 MIBG se používá pro léčbu neuroblastomů, zejména u dětí. I-123 jodbenzamid (IBZM) Používá se pro zobrazení hustoty mozkových dopaminových D2 receptorů. I-131 značené monoklonální protilátky Používají se v terapii různých druhů nádorů, v současné době stále ještě spíše experimentálně. 2.2.5.3 Ostatní různá radiofarmaka In-111 DTPA Přednostně se používá pro mozkovou cisternografii a perimyeloscintigrafii. In-111 značené monoklonální protilátky Používají se především pro zobrazování kolorektálních a ovariálních karcinomů. In-111 značený pentetreotid Jedná se o analog somatostatinu, používá se především pro zobrazování různých druhů nádorů, jejichž buňky mají na svém povrchu receptory pro somatostatin. Tl-201 chlorid Má podobnou farmakokinetiku jako draslíkový iont, v klinické praxi nukleární medicíny se hojně používá pro zobrazování perfúze srdečního svalu a zejména k hodnocení životaschopnosti myokardu v případě nedostupnosti F-18 FDG. Rovněž slouží pro zobrazování různých tumorů, v poslední době je však nahrazován Tc-99m sestamibi. Ga-67 citrát Používá se zejména pro zobrazování nádorů a zánětlivých afekcí. Z nádorů je vhodný pro zobrazování lymfomů a plicních karcinomů, ze zánětlivých afekcí se používá pro diagnostiku osteomye litidy, sarkoidosy a dalších. F-18 fluorodeoxyglukosa (FDG) Jedná se o radiofarmakum značené pozitronovým zářičem F-18. Používá se pro zobrazení oblastí s vysokým metabolickým obratem glukosy. Jeho nejdůležitější použití je v oblasti onkologie, kardiologie a neurologie. Sr-89 chlorid Akumuluje se v místech kostních metastáz různých druhů nádorů. Jedná se o beta zářič, může odstranit bolest spojenou s přítomností metastáz, zejména při difúzním postižení skeletu.

– 19 –


Re-189 hydroxyethyliden difosfonát (HEDP) Obdobně jako předchozí radiofarmakum se používá v paliativní léčbě bolesti pacientů s kostními metastázami různých nádorů. ——— Vývoj nových potřebných radiofarmak je nikdy nekončící proces. v současné době je velké úsilí věnováno vývoji zhruba ve třech oblastech. Jednak se zkouší řada různých peptidů pro zobrazení nej různějších patologických procesů, jednak se vyvíjejí receptorová radiofarmaka pro zobrazení nejrůz nějších receptorů, zejména v neurologii a v onkologii, jednak je velké úsilí věnováno použití různých fragmentů monoklonálních protilátek jak pro diagnostiku, tak pro terapii, zejména v onkologii.

– 20 –


ČÁST TŘETÍ 3.1. Měření radioaktivity Radioaktivní rozpad je náhodný proces a proto je při měření radioaktivity nutno očekávat oscilace hodnot. Z tohoto důvodu je třeba hodnoty měření korigovat pomocí statistických metod. Při jakémkoli měření registrujeme odchylku od skutečné pravdivé hodnoty — hovoříme o chybě měření. Existují dva druhy chyb — systematické a náhodné. Správnost měření vyjadřuje, jak se změřená hodnota shoduje s hodnotou pravdivou, skutečnou. Přesnost série měření vyjadřuje jeho reprodukovatelnost a ukazuje velikost odchylky jednotlivých měření od průměrné nebo střední hodnoty. Čím více se změřená hodnota blíží průměrné hodnotě, tím je lepší přesnost měření, zatímco čím více se změřená hodnota blíží skutečně pravdivé hodnotě, tím je měření správnější. Je důležité si dobře uvědomit, že série měření může být velmi přesná, ale jejich hodnota může být současně značně vzdálená skutečné pravdivé hodnotě. Přesnost můžeme zlepšit eliminací náhodných chyb; chceme-li zlepšit správnost měření, musíme odstranit chyby náhodné i systematické. Průměrnou (střední) hodnotu získáme sečtením hodnot všech měření s vydělením tohoto součtu počtem měření. Směrodatná odchylka určuje rozdíl naměřených hodnot od střední hodnoty a je tedy mírou přesnosti měření. Směrodatná odchylka měření radioaktivního vzorku vyjadřuje náhodnost radioaktivního rozpadu. Pokud je počet měření velký, rozložení hodnot měření může být vyjádřeno pomocí normálního Gaussova rozložení, i když radioaktivní rozpad sleduje rozložení Poissonovo. v podmínkách klinické praxe při měření radioaktivního vzorku používáme k určení střední hodnoty obvykle jen jednu změřenou hodnotu. Přesnost měření v tomto případě můžeme zlepšit záznamem většího počtu impulsů, neboť tímto způsobem snížíme směrodatnou odchylku. 3.2. Interakce záření s hmotou Veškeré druhy radioaktivního záření mohou při svém průchodu hmotnou interagovat s jejími atomy a způsobit jejich excitaci nebo ionizaci. Proto je radioaktivní záření nazýváno také ionizující záření. Způsob interakce je různý pro korpuskulární a elektromagnetické záření. Z hlediska praxe nukleární medicíny je nejdůležitější interakce záření beta jakožto zástupce korpuskulárního záření a interakce záření gama jako představitele elektromagnetického záření. Beta záření reaguje především s elektrony atomového obalu a jen výjimečně s jeho jádrem. Pokud beta částice při srážce s elektronem obalu mu předá dostatek energie, dojde k jeho uvolnění z obalu a vznikne kladně nabitý iont — hovoříme o ionizaci, která má za následek vznik iontového páru. Tímto způsobem může dojít k porušení chemických vazeb v molekulách. Proces ionizace využíváme zejména v terapii a rovněž slouží jako prostředek pro detekci nabitých částic při jejich registraci v plynovém detektoru. Pokud má beta částice, zejména elektron, vysokou energii a prochází v blízkosti atomového jádra, dojde vlivem elektrostatických sil k jejich silnému zbrzdění. Tímto způsobem ztrácí energii ve formě X záření (charakteristického rentgenového) — hovoříme o vzniku brzdného záření. Tvorba brzdného záření vzrůstá s rostoucí energií beta částic a s rostoucím protonovým číslem absorbátoru. Z tohoto důvodu je nutno skladovat zdroje vysokoenergetického záření beta v obalech z umělé hmoty spíše než

– 21 –


v olověných kontejnerech. Na druhé straně můžeme vzniku brzdného záření v organismu využít pro zobrazování distribuce některých radionuklidů užívaných v terapii. Beta plus částice, pozitrony, interagují rovněž s orbitálními elektrony. Dochází přitom k zániku obou částic a k přeměně jejich hmotnosti na dva gama fotony o stejné energii 511 keV, které jsou emitovány od sebe v úhlu 180 stupňů. Hovoříme o vzniku anihilačního záření. Tato skutečnost tvoří základní princip pozitronové tomografie. Gama záření interaguje s orbitálními elektrony. Jeho fotony obvykle uletí v absorbátoru dlouhou dráhu, dřív než ztratí veškerou svou energii, proto se nazývá pronikavé záření. Interakce fotonů gama s atomy absorbátoru může probíhat třemi způsoby, z nichž dva jsou pro praxi nukleární medicíny důležité. Fotoelektrický jev nastává při předání veškeré energie gama fotonu orbitálnímu elektronu zvanému fotoelektron. Důsledkem je vyražení elektronu z atomového obalu. Fotoelektron pak ztrácí svoji energii další excitací a ionizací. Comptonův rozptyl znamená předání pouze části energii gama fotonu orbitálnímu elektronu rovněž s jeho následným vyražením. v tomto případě hovoříme o Comptonově elektronu. Gama foton touto srážkou ztrácí část své energie a navíc mění směr svojí dráhy. Takto odkloněný neboli rozptýlený gama foton může opět reagovat s atomy absorbátoru buď fotoelektrickým jevem, nebo Comptonovým rozptylem. Comptonův elektron ztrácí svoji energii stejně jako fotoelektron excitací a ionizací. V závislosti na energii gama fotonů a protonovém čísle a tloušťce absorbátoru mohou některé gama fotony proletět absorbátorem bez jakékoli interakce s jeho atomy. Zeslabení záření gama interakcí jeho fotonů s atomy absorbátoru hraje důležitou roli v ochraně před ionizujícím zářením. Termín polovrstva znamená tloušťku absorbátoru, která sníží hustotu toku gama fotonů na jednu polovinu. Závisí na energii fotonů a protonovém čísle absorbátoru. 3.3. Detekce záření Interakce ionizujícího záření s hmotou absorbátoru se rovněž využívá pro jeho detekci a měření. v praxi nukleární medicíny využíváme několik základních principů. Některé slouží v radiační ochraně, jiné při měření a zobrazování. Nejstarším principem detekce ionizujícího záření je zčernání fotografické emulze. Tento princip využíváme v osobní dozimetrii. Běžně užívaným a levným prostředkem osobní dozimetrie je filmový dozimetr, který dává spolehlivé výsledky v expozici beta, gama a X záření. Skládá se z filmu citlivého na ionizující záření, který je světlotěsně uzavřen v krabičce z umělé hmoty. Uvnitř krabičky je několik filtrů z různě silného měděného a olověného plechu, které slouží pro rozlišení záření různého druhu a energie. Dalším principem detekce ionizujícího záření je termoluminiscence. Některé anorganické krystaly (např. LiF nebo aluminofosfátové sklo) mohou akumulovat energii ionizujícího záření. Jestliže krystal poté zahřejeme na teplotu 300–400 stupňů Celsia, emituje viditelné světlo v množství, které je úměrné pohlcené energii záření. Termoluminiscenční dozimetry, označované jako TLD, se většinou používají jako prstové dozimetry. Krystal je uzavřen v prstenu z umělé hmoty, prsten se nosí krystalem směrem do dlaně. Tento dozimetr dává spolehlivé hodnoty expozice a je možno ho opakovaně použít. Jiným principem detekce ionizujícího záření je přeměna jeho energie na elektrický proud. Používají se dva základní způsoby založené na excitaci a ionizaci.

– 22 –


Prvním je ionizace molekul plynu, druhým excitace a ionizace pevných, tekutých nebo plastických hmot, zvaných scintilátory, které přeměňují energii fotonů ionizujícího záření na energii fotonů viditelného světla. Fotony viditelného světla jsou pak přeměněny na elektrický proud fotonásobičem. V plynových detektorech slouží radioaktivním zářením vytvořené iontové páry jako nosiče elektrického proudu po přivedení vysokého napětí na elektrody tímto plynem izolované. Protékající proud je úměrný napětí mezi elektrodami a toku fotonů ionizujícího záření. Při nižších napětích mezi 50–300 v vytvářejí elektrický proud pouze primární ionty, vzniklé průchodem ionizujícího záření plynovou náplní detektoru. v této oblasti napětí pracují ionizační komory. Detektorem je válcová komora s centrálním vodičem vyplněná vzduchem nebo různými plyny. Detektory tohoto typu se přednostně používají pro měření vzorků o vysoké radioaktivitě. v praxi nukleární medicíny slouží jako součást měřičů aktivity a některých osobních dozimetrů. Měřič aktivity je nezbytný přístroj, užívaný v nukleární medicíně pro měření radioaktivity radionuklidů a radiofarmak. Jeho pracovní charakteristiky, jako je stabilita, správnost, linearita a geometrie, musejí být pravidelně kontrolovány. Stabilita přístroje je kontrolována denně. K její kontrole se používá radionuklid s dlouhým poločasem přeměny. Při měření sledujeme velikost odchylky proti předchozímu výsledku, která nesmí být větší než 10 %. Správnost měření kontrolujeme jednou za rok pomocí standardního zářiče. Odchylka výsledku měření a deklarované aktivity rovněž nesmí přesáhnout 10 %. Linearita měření znamená schopnost měřit správně široký rozsah aktivit. Správná geometrie měření znamená zisk stejných hodnot při měření stejné radioaktivity obsažené v různých objemech. Jestliže je napětí mezi elektrodami vyšší (kolem 1000–1200 V), protékající proud nezávisí na počtu iontových párů, vytvořených v plynu průchodem ionizující částice. v této oblasti pracují GeigerMüllerovy trubice neboli Geiger-Müllerovy počítače. Používají se k monitorování úrovně radiace v pracovním prostředí jakou součást přístrojů zvaných měřiče kontaminace povrchů nebo měřiče dávkového příkonu. Jsou citlivější než ionizační komory, nemohou však rozlišit záření různých energií. Jejich účinnost pro korpuskulární záření alfa a beta je téměř 100 %, pro rentgenové a gama záření však pouze 1–2 %. Scintilační detektory obsahují scintilátor, který při absorpci rentgenového nebo gama záření vysílá záblesky viditelného světla. Světelné fotony jsou pak přeměněny na tok elektronů v zařízení zvaném fotonásobič, na jehož výstupu registrujeme elektrický impuls. Tyto impulsy jsou dále tvarovány v předzesilovači, zesíleny v zesilovači, tříděny v analyzátoru impulsů a nakonec registrovány v čítači. Počet impulsů zaregistrovaných za jednotku času označujeme jako registrovanou četnost. Pro různé druhy záření můžeme použít různé typy tekutých nebo pevných scintilátorů. V nukleární medicíně se rutinně užívají pevné scintilační krystaly jodidu sodného s příměsí thalia [NaI(Tl)]. Slouží k detekci gama a X záření. Scintilační detektor se principiálně skládá z NaI(Tl) krystalu, fotonásobiče, předzesilovače, zesilovače, analyzátoru impulsů a záznamového zařízení. NaI(Tl) krystaly jsou hermeticky uzavřeny v hliníkovém obalu. Jsou velmi křehké a musí se proto s nimi zacházet opatrně. Teplota v místnosti se nesmí rychle měnit, aby nedošlo k rozlomení krystalu a tím ke zničení přístroje. U nezobrazovacích zařízení, jako jsou studnové detektory a scintilační son-

– 23 –


dy, jsou použity krystaly malé o velké tloušťce, u zobrazovacích zařízení, jako jsou gama kamery, naopak velké a tenké. Fotonásobič se skládá z fotokatody, naléhající na scintilační krystal a schopné po dopadu světelného fotonu emitovat elektron, ze soustavy dynod uprostřed a z anody na konci odvráceném od scintilátoru. Vše je uzavřeno v evakuované skleněné trubici. Mezi fotokatodu a anodu je přivedeno vysoké napětí kolem 1000 V, které slouží k zesílení toku elektronů mezi dynodami. Svazek elektronů dopadající na anodu zde způsobí pokles napětí a tento pokles ve formě impulzu je dále veden do předzesilovače. Amplituda tohoto impulsu je úměrná počtu světelných fotonů dopadajících na fotokatodu a počet světelný fotonů je zase úměrný energii fotonů gama nebo X absorbované hmotou scintilačního krystalu. Napětí na fotonásobiči musí být velmi stabilní. Zesilovač zvětšuje signál přicházející z předzesilovače a propouští ho dále do analyzátoru impulzů ke třídění v závislosti na jeho amplitudě. Analyzátor impulsů je zařízení, které vybírá pouze impulsy předem zvolené velikosti a propouští je dále do registrační aparatury, jako jsou čítače, počítače, filmy apod. Na výstupu scintilačního detektoru je možno získat distribuci velikosti registrovaných impulsů, která nám zobrazuje energetické (scintilační) spektrum gama zářiče. v ideálním případě by energie gama záření tvořila čárové spektrum v důsledku jediné registrované energie při interakci fotoelektrickým jevem. Reálně však místo čáry registrujeme širší fotopík. Je to způsobeno náhodnými procesy v průběhu registrace impulsu. Jestliže gama záření interaguje s hmotou scintilátoru Comptonovým rozptylem, dochází k tvorbě Comptonových elektronů, které mají různou, ale vždy menší energii než je fotopík. Tato část energetického spektra se nazývá Comptonovo spojité spektrum. Relativní vztah výšky fotopíku a Comptonova spektra závisí na energii záření, tloušťce scintilačního krystalu a na velikosti rozptylujícího prostředí mezi zářičem a krystalem. 3.3.1. Základní pracovní charakteristiky detektorů Z hlediska použití v nukleární medicíně mají detektory ionizujícího záření některé důležité parametry. Stabilita, správnost, linearita a geometrie byly vysvětleny v předchozím textu. Pozadí detektoru znamená registrovanou četnost bez přítomnosti jakéhokoli zdroje ionizujícího záření. Jeho příčinou je kosmické záření, přírodní radioaktivita, radioaktivita stavebních materiálů a také radioaktivita materiálů, z nichž je detektor vyroben. Pozadí můžeme minimalizovat přiměřeným stíněním detektorů olovem, použitím speciálních materiálů při jejich konstrukci nebo použitím analyzátoru impulsů k vyřazení energie nežádoucího záření z registrace. Energetické rozlišení principiálně znamená schopnost odlišit od sebe dvě blízké energie gama fotonu, je v podstatě charakterizováno šířkou fotopíku v polovině své výšky na změřeném energetickém spektru. Detekční účinnost je dána podílem registrované četnosti při měření zdroje a skutečné četnosti měřeného zdroje. Závisí na druhu a energii registrovaného záření, velikosti a tloušťce scintilačního krystalu detektoru a geometrické účinnosti měření. Mrtvá doba detektoru je časový úsek, v němž detektor není schopen registrovat záření. Zahrnuje čas potřebný k registraci impulsu. Mrtvá doba Geiger-Müllerových počítačů je 100–500 mikrosekund,

– 24 –


detektoru s NaI(Tl) krystalem 0,5–5 mikrosekund. Snížení registrované četnosti představuje problém při měření zdrojů s vysokou radioaktivitou. Řešení spočívá buď ve snížení radioaktivity nebo v korekci registrované četnosti, abychom při měření získali správný výsledek. Scintilační detektory se mohou použít jakou součást zobrazovacích i nezobrazovacích přístrojů. Z nezobrazovacích se používá studnový detektor a scintilační sonda. 3.3.2. Studnový detektor Scintilační studnový detektor je tvořen scintilačním detektorem, který má uprostřed krystalu vyvrtán otvor pro zasunutí zkumavky. Tímto způsobem je dosaženo výrazně lepší geometrické účinnosti měření. Nezbytnou součástí je příslušná elektronická aparatura. Aby se snížilo pozadí detektoru, musí být celý přístroj stíněn olověným krytem. Slouží především k měření různých vzorků in vitro. Obvykle je vybaven automatickým vzorkoměničem a ovládán počítačem. Jeho hlavní výhodou je vysoká účinnost měření pro gama záření, která činí pro energie 140 keV 50–70 %. 3.3.3. Scintilační sonda Scintilační sonda je scintilační detektor používaný především pro měření radioaktivity nad štítou žlázou při měření podílu perorálně podaného I-131, akumulovaného ve štítné žláze. Kromě toho je možno ji použít pro některá další nezobrazovací vyšetření pacientů in vivo. Na rozdíl od studnového detektoru musí mít scintilační sonda kolimátor, který vymezuje její zorné pole, tedy část prostoru, z něhož mohou gama fotony dopadnout do krystalu. Je to olověný kužel pokrývající celý detektor a přečnívající vpředu různě daleko před krystal. 3.4. Radionuklidové zobrazovací systémy Radionuklidové zobrazování je založeno na schopnosti detektovat zevně umístěným detektorem elektromagnetické záření — záření gama nebo rentgenové — vycházející z radionuklidu podaného do těla a akumulovaného v příslušném orgánu. Záření absorbované detektorem je využito pro tvorbu digitálního obrazu v počítači, který je pak interpretován lékařem. Zobrazovací zařízení se nazývá scintilační kamera nebo gamakamera. Stejně jako nezobrazovací systémy využívá pro detekci ionizujícího záření NaI(Tl) scintilační krystal včetně příslušné elektroniky. 3.4.1. Planární gamakamera Nejčastěji užívaným typem scintilační kamery je kamera Angerova typu. Hal O. Anger ji sestrojil v roce 1960. Obsahuje velkoplošný scintilační krystal, který může registrovat záření vycházející z velké plochy současně tak umožňuje záznam dynamických i statických obrazů ze sledované zájmové oblasti pacienta. v současné době jsou na trhu kamery s mnoha různými technickými vylepšeními, základní princip však zůstává totožný. Stejně jako nezobrazovací zařízení obsahuje scintilační kamery kolimátor, scintilační krystal, fotonásobič, předzesilovač, zesilovač, analyzátor impulsů a záznamové či zobrazovací zařízení. Navíc musí být vybavena XY pozičním obvodem, který vytváří souřadnice místa, v němž došlo k interakci zá-

– 25 –


ření s hmotou krystalu. Práce kamery je řízena vestavěným počítačem a pro obsluhu je většinou velmi příjemná. Detekční hlava (kolimátor, krystal, fotonásobič a zesilovače) je umístěna ve stojanu zvaném gantry [gentry], který umožňuje pohyb detekční hlavy podle potřeby vyšetření. Detektor kamery má obvykle kruhový (50 cm v průměru) nebo obdélníkový velkoplošný scintilační NaI(Tl) krystal, silný kolem 1 cm. Před krystal je umístěn kolimátor, který vymezuje jeho zorné pole, takže gama záření z jiných míst prostoru nemůže do krystalu dopadnout. Celý detektor je umístěn v olověném obalu — stínění. 3.4.1.1. Kolimátory Kolimátor je obvykle olověná deska s mnoha otvory. Podle způsobu uspořádání otvorů vzhledem k čelu kolimátoru je dělíme na kolimátory paralelní, divergentní a fan beam [fan bím] kolimátory. Nejvíce se používají paralelní kolimátory, jejichž otvory jsou kolmé k čelu kolimátoru a navzájem rovnoběžné. Dále je rozdělujeme podle energie záření, pro kterou se dají použít, a podle jejich citlivosti a rozlišení. Hovoříme pak o kolimátorech pro nízké, střední a vysoké energie a na druhé straně o kolimátorech s vysokým rozlišením, vysokou citlivostí a pro všeobecné použití (s kompromisními parametry). Kolimátory pro vyšší energie záření mají větší tloušťku a silnější přepážky mezi otvory, aby se zabránilo pronikání gama fotonů skrze tyto přepážky a tím rozmazání obrazu. Polohové rozlišení znamená schopnost rozlišit dva blízko sebe umístěné bodové zdroje záření, citlivost znamená schopnost propustit gama fotony do scintilačního krystalu. Polohové rozlišení paralelního kolimátoru se zhoršuje s rostoucí vzdáleností zdroje záření od čela kolimátoru, zatímco citlivost zůstává stejná. Z tohoto důvodu je třeba provádět záznam dat s minimální vzdáleností čela detektoru od povrchu těla pacienta. Divergentní kolimátory mají rozbíhavé otvory směrem od krystalu detektoru. Používají se pro zobrazování velkých orgánů pomocí pojízdných gamakamer s malým scintilačním krystalem — např. pro scintigrafii plic na jednotkách intenzívní péče. Fan-beam kolimátory mají otvory sbíhavé směrem od krystalu detektoru. Používají se pro zobrazování malých orgánů gamakamerami s velkým zorným polem. v dnešní době se nejvíce uplatňují při tomografii mozku. Kolimátor kuželovitého tvaru s jedním až třemi otvory na vrcholu se nazývá pinhole [pinhoul]. Používá se pro zobrazování malých, povrchově uložených orgánů, jako je štítná žláza, kyčelní kloub či kojenecké ledviny. Má velmi dobré polohové rozlišení, ale různou citlivost. 3.4.1.2. Elektronické součásti detektoru Scintilační kamery mají velké množství fotonásobičů (až 90 i více), umístěných za krystalem scintilátoru a spojených s ním světlovodivě. Fotonásobiče jsou obvykle hexagonálního tvaru. Výstup z fotonásobičů slouží ke generování X, Y souřadnic místa interakce gama fotonu s hmotou scintilačního krystalu prostřednictvím pozičního obvodu. X a Y souřadnice jsou pak vedeny na vychylovací destičky osciloskopu a zde jsou použity pro tvorbu obrazu. Rovněž slouží k tvorbě digitálního obrazu v paměti počítače. Čím větší je počet fotonásobičů na stejnou plochu krystalu, tím lepší je polohové rozli šení gamakamery jako celku.

– 26 –


3.4.1.3. Počítače Využití digitálních počítačů v nukleární medicíně nesmírně vzrostlo a v současné době jsou veškeré operace v zobrazování prováděny jejich pomocí. Data z detektoru gamakamery jsou nejprve digitalizována v analogově digitálním převodníku. Zorné pole detektoru je v paměti počítače reprezentováno maticí různé velikosti (32×32 až 1280×1024 polí). Každý prvek matice se nazývá pixel [pixl] a odpovídá příslušnému místu ve scintilačním krystalu, danému jeho souřadnicemi X a Y. Číslo obsažené v každém pixelu odpovídá počtu impulsů detekovaných v příslušném místě krystalu. Tento způsob záznamu dat se nazývá frame mode [frejm moud] (patří k nejužívanějším v nukleární medicíně) a vyžaduje předvolbu velikosti matice, počtu obrazů ve studii a buď dobu trvání záznamu jednoho obrazu (framu) nebo celkový počet zaznamenaných impulsů v jednom obrazu. Počítače tvoří velmi důležitou součást zobrazovacích systémů, současně scintilační kamery bez nich nedovedou pracovat; zejména ECT (emisní počítačová tomografie) bez počítače není možno provést. Základní funkcí počítačů moderních gamakamer je především kontrolovat a korigovat důležité pracovní charakteristiky gamakamery, jako je vysoké napětí na fotonásobiči a nastavení fotopíku v analyzátoru impulsů. Dalšího zlepšení obrazu pomocí počítačů pro jeho snazší interpretaci může být dosaženo odečtením tkáňového pozadí (radioaktivita tkání v okolí zobrazovaného orgánu), matematickými operacemi s obrazem a jeho částmi, tvorbou parametrických obrazů (parametrický obraz je tvořen zobrazením dis tribuce některých parametrů vzniklých zpracováním obrazu, např. fáze či amplitudy funkce sinus, nikoli zobrazením distribuce radioaktivity v zájmovém orgánu) a tomografických obrazů, vymezením oblastí zájmu v obrazu (ROI — z anglického „region of interest“), tvorbou dynamických křivek (popisují časovou změnu radioaktivity ve vymezené oblasti zájmu, např. v ledvině) a jejich matematickým zpracováním včetně výpočtu kvantitativních údajů fyziologických funkcí. Využitím interpolace, a tím potlačením maticového charakteru digitálního obrazu (zprůměrováním počtu impulsů v sousedních pixelech, vyhlazením statických i dynamických obrazů použitím prostorových a časových matematických filtrů nebo barevným kódováním v závislosti na velikosti čísla v každém pixelu obrazu). 3.4.1.4. Parametry scintilační kamery Velmi důležitým parametrem gamakamery je homogenita zorného pole. Znamená stejnou odezvu v celém zorném poli kamery. v praxi i velmi dobře nastavené a odladěné kamery mívají nehomogenitu zorného pole v počtu registrovaných impulsů až 10 %. Významného zlepšení je možno dosáhnout pomocí počítače, který nehomogenitu koriguje. Můžeme využít několika způsobů korekce. Patří k nim korekce počtu impulsů v každém pixelu na průměrnou hodnotu, nastavení fotopíku pro každý pixel v obrazové matici, různé nastavení vysokého napětí pro každý fotonásobič a korekce prostorového zkreslení. Abychom zajistili stálou kvalitu obrazů, musíme u gamakamer provádět řadu kontrolních testů. K rutinním patří kontrola polohy nastavení fotopíku, homogenita zorného pole a kontrola pozadí detektoru. Tyto testy je nutno provádět denně, u novějších přístrojů alespoň jednou týdně. Prostorové rozlišení systému je třeba kontrolovat týdně, u moderních kamer alespoň jednou měsíčně. Výše popsaný typ Angerovy kamery umožňuje dvourozměrné zobrazení a proto se nazývá

– 27 –


planární kamera. Podle způsobu záznamu dat v závislosti na sledovaných metabolických procesech rozlišujeme dva základní typy záznamu dat. 3.4.1.5. Druhy záznamu dat Při statickém záznamu dat můžeme hodnotit orgánovou distribuci radiofarmaka,která se v čase nemění. Abychom dosáhli dobrou informační hustotu obrazu (znamená počet impulsů zaregistrovaných na 1 centimetru čtverečním obrazu, pro scintigrafické obrazy je řádově ve stovkách a je nižší proti jiným zobrazovacím systémům o řády), musíme předvolit příslušnou dobu střádání dat na základě registrované četnosti nebo musíme předvolit příslušný počet impulsů, který má být zaznamenán. Kromě záznamu obrazů o stejné velikosti jako má detektor můžeme zaznamenat celotělové obrazy. Při tomto způsobu záznamu dat je pacient posunován na vyšetřovacím stole nad a pod detektorem od hlavy k patě, takže získáme obraz distribuce radioaktivity v celém jeho těle. Rychlost pohybu pacienta se opět řídí registrovanou četností tak, aby informační hustota obrazu byla dostatečná. Protože se distribuce radiofarmaka v čase nemění, můžeme střádat data delší dobu. Z tohoto důvodu používáme při statickém záznamu dat kolimátory s vysokým rozlišením. Při dynamickém záznamu dat můžeme naopak sledovat různě rychlé časové změny distribuce radiofarmaka v těle (např. krevní průtok). Podle rychlosti funkčních nebo metabolických dějů musíme předvolit počet obrazů (framů) a dobu trvání jednoho obrazu. Protože se rozložení radiofarmaka může měnit velmi rychle a délka trvání záznamu dat jednoho obrazu je omezená (až na zlomky sekundy), musíme použít kolimátory s vysokou citlivostí, abychom dosáhli dostatečnou informační hustotu. Zvláštním druhem záznamu dat je záznam synchronizovaný neboli gatovaný [gejtovaný]. Užívá se k hodnocení periodické funkce orgánů, jako je mechanická funkce srdce. v tomto případě použijeme k synchronizaci EKG signálu, konkrétně R kmitu, který nám umožní záznam časových změn distribuce radiofarmaka s velmi vysokým časovým rozlišením. v podstatě se jedná o to, že počítač si rozdělí R-R interval na několik časových úseků, např. dvacet. Každý interval i označí pořadovým číslem, v tomto případě 1–20, a vymezí si v paměti prostor pro dvacet framů, z nichž do každého jsou střádána data po dobu několika milisekund v závislosti na srdeční frekvenci. Po detekci R kmitu začne střádat data do obrazu číslo 1, po uplynutí doby pro něho vymezené střádá data do obrazu číslo 2 a tak pokračuje dále, dokud nezaregistruje následující R kmit. Pak celý proces opakuje. Tímto způsobem je možno sečíst několik set srdečních cyklů, takže informační hustota obrazu je dostatečná pro jeho další zpracování. 3.4.2. Emisní počítačová tomografie U planárních obrazů je díky superpozici dat pominut třetí rozměr prostorových objektů. Proto byla vyvinuta tomografická zařízení. Dnes se používá výhradně transversální tomografie. Při tomto způsobu záznamu je získána projekce zobrazovaného objektu z mnoha úhlů při rotaci detektoru podél dlouhé osy pacienta. Počítač potom vytvoří obrazy řezů kolmých k rovině detektoru, transversální řezy (každý prvek obrazu řezu je v paměti počítače reprezentován krychličkou zvanou voxel, analogicky pixelu u planárního obrazu) a obrazy řezů v dalších vzájemně kolmých rovinách (frontální neboli koronární a sagitální). Protože při zobrazování v nukleární medicíně je zdroj záření v těle pacienta a fotony jsou z něho emitovány, hovoříme o emisní počítačové tomografii (ECT).

– 28 –


Takováto technika záznamu a tvorby obrazu zlepšuje jejich kvalitu a tím usnadňuje lékaři interpretaci především zlepšením kontrastu mezi zobrazovaným orgánem a jeho pozadím. Kromě toho zlepšuje tomografii patologických lézí. Těmito prostředky zvyšuje pravděpodobnost záchytu patologických změn. Podle toho, jaký při tomografickém záznamu dat použijeme radionuklid, rozlišujeme dva druhy emisní tomografie. Použijeme-li zdroj gama záření, hovoříme o jednofotonové emisní tomografii (SPECT, z anglického single photon emission computed tomography), použijeme-li zdroj pozitronového záření,hovoříme o pozitronové emisní tomografii (PET, z anglického positron emission tomography). SPECT je v dnešní době nejužívanější způsob tomografického zobrazování v nukleární medicíně. Tomografické gamakamery mají principiálně stejný detektor jako planární kamery, avšak konstrukce gantry umožňuje pohyb detektoru kolem těla pacienta. Minimální úhel rotace je 180 stupňů v malých úhlových krocích. Dráha detektoru kolem pacienta může být kruhová nebo eliptická, moderní kamery jsou vybavovány zařízením, které automaticky udržuje optimální vzdálenost detektoru od povrchu těla pacienta; toto zařízení se nazývá body contouring [body kontúring]. Střádaná data jsou uchována v paměti počítače pro další zpracování a rekonstrukci obrazů ve třech základních, vzájemně kolmých, rovinách: transversální, frontální a sagitální. Tomografické kamery mohou mít jeden, dva nebo tři detektory. SPECT obraz je druh statického obrazu, musíme tedy dát na dostatečnou informační hustotu obrazů. Proto je obvyklá doba záznamu jednoho vyšetření 20–30 minut. Musíme předvolit úhel rotace, úhlový posun při pohybu detektoru a dobu trvání záznamu jednoho obrazu v závislosti na registrované četnosti. Pro rekonstrukci obrazů ze zaznamenaných dat existuje několik matematických algoritmů. v současné době je nejčastěji užíván algoritmus zvaný filtrovaná zpětná projekce. Filtry jsou matematické funkce, které zlepšují kvalitu obrazu zesílením obrazové informace a potlačením šumu. v současné době je v rámci softwarového vybavení dodávána řada různých filtrů včetně možnosti jejich modifikace. Jiným možným algoritmem obrazové rekonstrukce je iterativní metoda. PET je založena na principu koincidenční detekce dvou anihilačních fotonů, vzniklých ve tkáni při interakci pozitronu s elektronem. Tyto dva fotony, které vznikají ve stejný okamžik, mají stejnou energii 511 keV a jsou emitovány v prostorovém úhlu 180 stupňů, jsou detekovány dvěma protilehlými detektory, spojenými koincidenčním obvodem. Nastřádaná data jsou pak použita pro tvorbu obrazů. V současných PET systémech je velké množství detektorů (stovky až tisíce), uspořádaných do prstenců. Počet prstenců je až šestnáct a jsou uspořádány v řadách. Každý detektor je spojen s protilehlým ve stejném prstenci koincidenčním obvodem. Zorné pole je vymezené šířkou prstenců detektoru. Toto zařízení nepotřebuje žádný kolimátor. Data jsou střádána v paměti počítače způsobem frame mode. Rekonstrukce obrazů je prováděna stejným způsobem jako u metody SPECT. V současné době existují dvě alternativy detekce anihilačních gama fotonů pozitronových radionuklidů, které umožňují jejich využití, zejména F-18-FDG, v klinické praxi i bez pozitronového tomografického zařízení. Jednou z nich je možnost použít tzv. „těžké kolimátory“, které jsou konstruovány pro energii 511 keV. Záznam dat v tomto případě probíhá jednofotonovým způsobem (tedy bez koincidence) stejně jako při použití ostatních zdrojů záření gama. Tato alternativa je nejlacinější. Nevýhodou je níz ká účinnost pro detekci vysokoenergetických gama fotonů při malé tloušťce scintilačního krystalu a ne

– 29 –


příliš dobré polohové rozlišení. Rutinně se nejvíce hodí pro použití v kardiologii, její význam pro diagnostiku v onkologii a zejména v neurologii je značně omezen. Druhou alternativou, která se v současné době silně rozvíjí, je koincidenční detekce anihilačních fotonů speciálně upravenou dvoudetektorovou gamakamerou. Takto upravená gamakamera bývá vybavena scintilačními krystaly o větší tloušťce a modifikace elektronické výbavy zajišťuje koincidenční propojení obou detektorů. Principiálně detekuje anihilační fotony stejně jako PET kamera, její cena je však několikanásobně nižší. Protože technické parametry těchto kamer jsou dostatečné pro klinické použití ve všech medicínských odvětvích, jejich počet stále roste. Použití počítačů, digitální forma obrazů a současné možnosti spojení rovněž umožňují přenos a zpracování obrazů na vzdálených stanicích, případně konsultace se špičkovými odborníky na celém světě. Také je možné současné prohlížení či překrývání digitálních obrazů vzniklých různými technikami, jako je CT, MRI a NM, a porovnání informací strukturálních s metabolickými. Tímto způsobem je možno zlepšit rozhodování při diagnostice a terapii pacienta.

– 30 –

Vzdělávací program Den s jádrem Základní kurz nukleární medicíny

Recommend Documents