Numeryczne wyznaczanie rozkładów dawki wokół aplikatorów ze źródłami promieniowania w brachyterapii HDR oraz w radionuklidowej radioterapii wewnętrznej i ich weryfikacja dozymetryczna. / Eksperymentalne stanowisko do produkcji 99Mo wiązką elektronów z akc

Numeryczne wyznaczanie rozkładów dawki wokół aplikatorów ze źródłami promieniowania w brachyterapii HDR oraz w radionuklidowej radioterapii wewnętrznej i ich weryfikacja dozymetryczna.

Zarówno brachyterapia, jak i jej molekularna odmiana w postaci radionuklidowej radioterapii wewnętrznej są istotnymi metodami leczenia onkologicznego, które mierzą się ze specyficznymi dla siebie problemami. W brachyterapii o wysokiej mocy dawki (HDR) dotychczas nie została opracowana metoda weryfikacji planowanego leczenia, która zyskałaby powszechną akceptację. W terapii radionuklidowej natomiast, sama ocena dozymetryczna jest niezwykle trudna z uwagi na brak pełnej kontroli nad wprowadzonym do organizmu ludzkiego źródłem promieniowania.

W niniejszej pracy zaproponowano wykorzystanie detektora ArcCHECK do weryfikacji planowanego leczenia w brachyterapii HDR. Przeprowadzono napromienianie fantomu, umieszczonego wewnątrz detektora, według eksperymentalnego planu leczenia. Wyniki pomiarów wykonanych detektorem zostały zestawione z wynikami symulacji Monte Carlo układu doświadczalnego. Symulację modelu układu eksperymentalnego wykonano w programie EGSnrc, wykorzystując moduł egs_brachy, dedykowany brachyterapii. W zakresie radionuklidowej radioterapii wewnętrznej, wykonano modelowanie dozymetryczne terapii pacjentów, u których rozpoznano nowotwory neuroendokrynne, leczonych analogiem somatostatyny, znakowanym radioaktywnym lutetm-177, [¹⁷⁷Lu]Lu-DOTA-TOC. Podstawową trudność takiej metody leczenia stanowi dokładne określenie rozkładu aktywności w tkankach i narządach oraz uwzględnienie biologicznej eliminacji radiofarmaceutyku z ustroju. Te i inne decydujące o wielkości dawki zaabsorbowanej w tkance lub narządzie parametry, wyznaczono dokonując analizy ilościowej obrazów SPECT-CT. Właściwe obliczenia dozymetryczne zostały wykonane programem OLINDA/EXM w wersji 2.1.

Eksperymentalne stanowisko do produkcji 99Mo wiązką elektronów z akceleratora liniowego.

Radioizotopy niektórych pierwiastków odgrywają istotną rolę w medycynie nuklearnej – między innymi w diagnostyce medycznej. Obecnie istnieje ryzyko kryzysu zaopatrzenia w izotop molibdenu ⁹⁹Mo, którego izotopem potomnym jest ^99mTc, będący jednym z najpowszechniej stosowanych izotopów do badań diagnostycznych. W świetle bardzo szybko zmieniających się warunków na świecie, ciągłość dostaw tego izotopu może być zagrożona z wielu powodów. Dlatego istotne jest zapewnienie alternatywnej drogi produkcji izotopu ⁹⁹Mo przy stosunkowo niskich kosztach eksploatacyjnych metody produkcji. Dotychczasowe kryzysy światowej produkcji radioizotopów, związane były w głównej mierze z eksploatacją reaktorów jądrowych o charakterze badawczym (np. reaktor w Kanadzie 2008). Inną przyczyną kryzysu mogą być zagrożone drogi transportu z powodu wojen. Odpowiedzią na potencjalne problemy z zapewnieniem dostępności ⁹⁹Mo może być alternatywny sposób wytwarzania ^99mTc dla medycyny nuklearnej. W niniejszej pracy badano metodę otrzymywania ⁹⁹Mo za pomocą akceleratora liniowego.

Eksperymenty przeprowadzano na autorskim układzie pomiarowym umożliwiającym manipulowanie energią wiązki elektronów. Przedmiotem badań były próby produkcji izotopu ⁹⁹Mo z tarczy z molibdenu naturalnego, które przede wszystkim miały na celu uniezależnienie produkcji ^99mTc od reaktora jądrowego. Przeprowadzone eksperymenty mogą się przyczynić w przyszłości do wykorzystania przedstawionej wiedzy w celu komercyjnego wytwarzania najpopularniejszego w medycynie nuklearnej izotopu – ^99mTc. W ramach pracy doktorskiej zbadano możliwość wykorzystania do tego celu dostępnego liniowego akceleratora elektronowego. Za pomocą tarczy konwersji (np. odpowiedniej grubości wolfram lub tantal) uzyskuje się wysokoenergetyczne fotony, które wywołują reakcje fotojądrowe, prowadzące do powstawania izotopów promieniotwórczych. W celu detekcji oraz weryfikacji powstałych w wyniku naświetlania radioizotopów, stosowano dwa półprzewodnikowe spektrometry promieniowania – germanowy detektor HPGe oraz oprogramowanie Tukan8k. Badania bazowały na symulacjach prowadzonych metodą Monte Carlo. Obliczenia numeryczne przeprowadzono w programie FLUKA z interfejsem flair. Dodatkową weryfikację (porównanie oczekiwanych aktywności) przeprowadzono przy pomocy kodu GEANT4 w wersji 4.9.2 zainstalowanego na platformie systemu Linux. Ze względu na fakt, iż najpopularniejszym radionuklidem w medycynie nuklearnej jest ^99mTc, produkcja izotopu macierzystego, którym jest ⁹⁹Mo jest kluczowa z punktu widzenia zaopatrzenia ośrodków (szpitali, centrów medycznych). Technet-99m powszechnie używany do badań diagnostycznych (np. badania perfuzji serca, wykrywanie nowotworów) ma okres połowicznego zaniku około 6 h. Obecnie do produkcji izotopu ⁹⁹Mo wykorzystuje się przeważnie reaktory jądrowe, takie jak np. polski reaktor badawczy MARIA. Metoda produkcji izotopu potomnego wymaga pozyskania i oddzielenia izotopu molibdenu ⁹⁹Mo od innych produktów rozszczepienia uranu. Wymaga to specjalistycznej infrastruktury lub współpracy z laboratoriami posiadającymi dostęp do kosztownej technologii obróbki materiałów wysoce radioaktywnych. Próbki naświetlane w reaktorze Maria, aby zostały oczyszczone ze zbędnych produktów rozszczepienia, muszą przebyć daleką drogę (do Holandii i z powrotem). Np. Ośrodek Radioizotopów POLATOM otrzymuje gotowy i czysty produkt ⁹⁹Mo, a następnie wykorzystuje go w celu przygotowania generatorów molibdenowo – technetowych. Proponowane w pracy metody nie generują wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych, jak w przypadku rozszczepienia uranu. Metoda produkcji ⁹⁹Mo stanowi ścieżkę produkcji konkurencyjną do reaktorowej, ze względu na stosunkowo wyższą dostępność materiałów jak i akceleratorów liniowych oraz relatywnie niskie koszty samej metody. Ponadto reaktor jądrowy jest dużo droższy pod względem utrzymania w przeciwieństwie do akceleratora, który w dowolnym momencie można włączyć lub wyłączyć.

Pierwsza część niniejszej rozprawy doktorskiej bazuje na literaturze oraz dostępnych artykułach naukowych. We wstępie zamieszczono zwięzłe nakreślenie problemu oraz skupiono się na pokazaniu charakterystyki zaproponowanej metody produkcji. W części opisowej przedstawiono zagadnienia związane ze znajomością obecnych metod produkcji radioizotopów. Przedstawiono także możliwe zastosowania układu do produkcji radionuklidów, metody ich produkcji oraz krótko scharakteryzowano ich podstawowe właściwości fizyczne. Opis przeprowadzonych prac oraz dokonywane pomiary i obliczenia zaprezentowano w drugiej części rozprawy. W części eksperymentalnej rozprawy przedstawiono widma promieniowania gamma (emitowanego przez powstałe izotopy promieniotwórcze) z naświetlanych tarcz, zmierzone za pomocą detektora półprzewodnikowego (HPGe), a także wyniki eksperymentów z naświetlań tarcz molibdenowych (molibden naturalny). Omówienie literatury specjalistycznej umożliwia zestawienie oraz porównanie wyników eksperymentów i odniesienie się odpowiednio do uzyskanych rezultatów. Pozwala to na ocenę możliwości wytwarzania izotopu ⁹⁹Mo.