KALIBRATOR RADIONUKLIDA MODERN
Kontruksi Kalibrator Dosis
Di seluruh dunia,
instrumen yang digunakan dalam kedokteran nuklir untuk mengukur radioaktivitas
adalah ruang ionisasi re-entrant terkalibrasi, yang biasa disebut kalibrator
radionuklida atau kalibrator dosis. Alat ini terdiri dari ruang ionisasi sumur
silinder yang terhubung ke elektrometer yang dikendalikan mikroprosesor yang
menyediakan pengukuran terkalibrasi untuk berbagai radionuklida umum. Ruang
biasanya terbuat dari aluminium yang diisi dengan argon di bawah tekanan
(biasanya 1-2 MPa atau 10-20 atm). Kalibrator dosis dengan tekanan gas yang
dikurangi tersedia untuk fasilitas produksi positron emission tomography (PET)
di mana aktivitas yang sangat besar dapat diukur.
Ruang biasanya dilindungi
oleh 6 mm timah untuk memastikan pembacaan latar belakang yang rendah.
Tergantung pada lokasi kalibrator dosis. pengguna mungkin memerlukan pelindung
tambahan, baik untuk mengurangi latar belakang di dalam ruangan atau untuk
melindungi operator saat mengukur radionuklida dengan energi dan aktivitas
tinggi. Namun, ini akan mengubah faktor kalibrasi. Jika pelindung tambahan
digunakan, kalibrator dosis harus dikalibrasi ulang atau faktor koreksi
ditentukan untuk memastikan bahwa pembacaan aktivitas tetap benar.
TABEL SPESIFIKASI DUA
KALIBRATOR DOSIS KOMERSIAL
|
Spesifikasi |
Capintec CRC-25R |
Atomlab 200 |
|
Dimensi ruang ionisasi |
Kedalaman 26 cm × diameter
6 cm |
Kedalaman 26,7 cm ×
diameter 7 cm |
|
Rentang pengukuran |
Autoranging dari 0,001
MBq hingga 250 GBq |
Autoranging dari 0,001
MBq hingga 399,9 GBq |
|
Pemilihan nuklida |
8 pra-setel, 5
pengguna- didefinisikan (80 kalibrasi radionuklida dalam memori) |
10 pra-setel, 3
ditentukan pengguna (94 kalibrasi radionuklida dalam manual) |
|
Unit tampilan |
Bq atau Ci |
Bq atau Ci |
|
Akurasi elektrometer |
2% |
1% |
|
Waktu respons |
Dalam 2 detik |
1 detik untuk
aktivitas >75 MBq |
|
Pengulangan |
1% |
0,3% |
Ketidakpastian Pengukuran Aktivitas
dosis dapat dikalibrasi dalam hal aktivitas dengan membandingkannya dengan standar aktivitas yang sesuai yang dapat dilacak langsung ke standar primer nasional. Dengan menggunakan standar aktivitas, faktor kalibrasi untuk ruang ionisasi dapat ditentukan untuk radionuklida spesifik. Efisiensi nuklida N dapat dinyatakan sebagai jumlah dari dua komponen:
pi(Ei) adalah
probabilitas emisi per peluruhan foton energi Ei;
dan i(Ei) adalah efisiensi foton yang bergantung pada energi dari ruang ionisasi.
Gambar diatas
mengilustrasikan kurva efisiensi tipikal sebagai fungsi energi foton. Ruang
aluminium berdinding tipis menunjukkan puncak efisiensi yang kuat pada energi
foton sekitar 50 keV. Untuk mengetahui kurva efisiensi foton yang bergantung
pada energi untuk ruang ionisasi tertentu akan memungkinkan efisiensi nuklida
untuk setiap radionuklida ditentukan dari probabilitas emisi foton untuk setiap
foton dalam peluruhannya.
Ketidakpastian Pengukuran Aktivitas
- Faktor Kalibrasi
Untuk radionuklida
medis, seperti 99mTc dan 131I, ketidakpastian standar nasional biasanya
berkisar antara 1-3%. faktor kalibrasi adalah untuk ukuran dan ketebalan botol
tertentu, dan volume larutan, yang digunakan untuk standar nasional. Faktor
kalibrasi untuk wadah yang berbeda (alat suntik) dan/atau volume yang berbeda
dapat bervariasi dari kalibrasi yang ditetapkan dengan jumlah yang signifikan.
- Elektronik
Elektrometer mengukur arus keluaran dari ruang ionisasi mulai dari puluhan femtoamper hingga mikroampere — rentang dinamis 108, sesuai dengan tingkat aktivitas dari kilobecquerel hingga ratusan Giga becquerel. Kalibrator dosis modern secara otomatis menyesuaikan rentang sementara unit yang lebih tua mengharuskan operator untuk memilih rentang yang sesuai. Potensi karakteristik linearitas yang berbeda untuk setiap rentang dapat mengakibatkan diskontinuitas ketika rentang diubah.
- Pertimbangan Statistik
Pengukuran berulang pada sampel tunggal tidak akan identik karena sifat peluruhan radioaktif yang acak. Jika periode pengukuran tetap konstan, presisi aktivitas yang diukur akan meningkat seiring dengan peningkatan aktivitas. Sebaliknya, presisi akan menurun untuk sumber aktivitas rendah. Untuk mengimbangi ini, banyak kalibrator secara otomatis menyesuaikan periode pengukuran tergantung pada tingkat aktivitas.
- Rekombinasi Ion
Ketika aktivitas sumber meningkat, kemungkinan rekombinasi ion positif dengan elektron meningkat. Pada aktivitas sumber tinggi, ini bisa menjadi signifikan dan menyebabkan pengurangan arus terukur. Efek rekombinasi diilustrasikan pada Gambar. Untuk sebagian besar kalibrator modern, efek rekombinasi harus kurang dari 1% saat mengukur 100 GBq 99mTc
- Radiasi Latar Belakang
- Wadah Sumber dan Efek Volume
Variasi dalam komposisi dan ketebalan wadah sumber akan menimbulkan variasi yang sesuai dalam aktivitas yang diukur. Efek ini akan paling terlihat untuk pemancar foton energi rendah dan pemancar murni. Ketika aktivitas ditarik ke dalam jarum suntik, geometri sumber akan berbeda dari yang ada di botol. Komposisi dan ketebalan dinding spuit tidak hanya akan berbeda dari vial, tetapi distribusi sumbernya juga akan berbeda tergantung pada ukuran spuit yang digunakan.
Pengurangan respons kalibrator dosis karena peningkatan ketebalan dinding kaca 0.08 mm dan 0.2 mm
Pengaruh geometri dan ukuran sampel pada pembacaan kalibrator dosis ditunjukkan untuk In-111 diukur dalam berbagai jarum suntik.
- Posisi Sumber
Penahan sumber pabrikan dirancang untuk menjaga sumber pada area respons maksimum pada sumbu vertikal sumur. Variasi respons akibat perubahan ketinggian vertikal atau posisi horizontal beberapa milimeter biasanya tidak signifikan.
- Adsorpsi Sumber
Radiofarmasi tertentu
telah diamati untuk menyerap ke permukaan wadah. Misalnya, hingga 30% aktivitas
201Tl telah ditemukan teradsorpsi ke dalam gelas vial P6. 99mTc-tetrofosmin
telah terbukti menyerap ke permukaan jarum suntik, sehingga beberapa jenis jarum
suntik dapat mempertahankan aktivitas sebanyak 19%. Dari jumlah tersebut, 6%
menempel pada plunger karet dengan sisanya menempel pada tabung spuit plastik.
Hingga 15% dari 99mTc-makroagregat albumin (MAA) dapat menempel pada spuit,
meskipun jumlah pada plunger karet biasanya tidak lebih dari 1%. Kemungkinan
adsorpsi aktivitas harus dipertimbangkan setiap kali fasilitas menggunakan
jarum suntik dari pabrikan yang berbeda.
Mengukur Pemancar Beta Murni
Efisiensi deteksi ruang ionisasi untuk radiasi beta rendah karena
sebagian besar, jika tidak semua, partikel diserap dalam larutan sumber
(penyerapan sendiri), Respon kalibrator dosis dari partikel hampir seluruhnya
berasal dari radiasi bremsstrahlung. Di wilayah energi yang menarik untuk
pengukuran ruang ionisasi, spektrum foton bremsstrahlung kira-kira bentuknya
sama dengan distribusi energi partikel beta. Oleh karena itu, energi partikel
rata-rata merupakan parameter yang baik untuk mengkarakterisasi respons ruang
ionisasi terhadap radiasi bremsstrahlung. Fluks radiasi Bremsstrahlung
sebanding dengan kuadrat nomor atom bahan penyerap. Dalam ruang ionisasi yang
diisi argon, aktivitas signifikan diperlukan untuk mendapatkan perkiraan
aktivitas yang tepat. Namun, karena aktivitas substansial radionuklida
diperlukan untuk digunakan secara terapeutik, pengukuran yang andal
dimungkinkan menggunakan pemancar murni yang digunakan secara klinis seperti
90Y, 89Sr, dan 32P
Hasil publikasi yang membandingkan efisiensi intrinsik kalibrator
dosis dari lima produsen berbeda menemukan bahwa semua sistem memiliki
kalibrasi yang baik untuk 32P, pengurangan efisiensi sekitar 10–20% untuk 89Sr,
dan perbedaan besar dalam efisiensi untuk 90Y. Untuk radionuklida ini, hasil
yang diperoleh dengan menggunakan faktor kalibrasi yang disediakan oleh
pabrikan berkisar antara 64 hingga 144% dari nilai sebenarnya, menekankan
kembali perlunya kalibrasi untuk dikonfirmasi di departemen kedokteran nuklir.
Masalah yang Timbul dari Kontaminan Radionuklida
seringkali tidak mungkin
larutan radionuklida benar-benar bebas dari radionuklida lain. Proporsi
radioaktivitas total yang ada sebagai radionuklida spesifik didefinisikan
sebagai kemurnian radionuklida. Farmakope nasional dan internasional menentukan
kemurnian radionuklida radiofarmaka. Kehadiran kontaminan, bahkan ketika kurang
dari 1% dari total aktivitas, dapat memiliki efek yang nyata pada arus ruang
ionisasi dan, dengan demikian, pada aktivitas yang diukur. Kehadiran kontaminan
energi tinggi ini akan berdampak buruk pada kualitas gambar karena penetrasi
septum meningkat dan juga akan menyebabkan peningkatan dosis radiasi pada
pasien
PENGUJIAN PENERIMAAN KALIBRATOR DOSIS DAN QUALITY CONTROL (QC)
Uji Penerimaan
penerimaan untuk kalibrator dosis harus mencakup pengukuran akurasi, reproduktifitas, linearitas dan respon geometri. Ini diperlukan untuk memastikan bahwa unit memenuhi spesifikasi pabrikan dan untuk memberikan angka dasar untuk kontrol kualitas selanjutnya. (1) Akurasi dan Reproduktifitas. Akurasi ditentukan dengan membandingkan pengukuran aktivitas menggunakan standar terkalibrasi yang dapat dilacak dengan aktivitas yang dinyatakan pemasok, dikoreksi untuk peluruhan radioaktif. Akurasi dinyatakan dalam persen deviasi dari aktivitas aktual dan harus diukur untuk semua radionuklida yang akan digunakan secara rutin. Reproduksibilitas, atau keteguhan, dapat dinilai dengan melakukan pengukuran berulang dari sumber yang sama. Jika pemegang sampel dikeluarkan dari ruang antara setiap pengukuran, reproduktifitas yang diukur akan mencakup kesalahan apa pun yang terkait dengan kemungkinan variasi posisi sumber (2) Linearitas, (3) Respons Geometri. Aktivitas yang diukur dapat bervariasi dengan posisi sumber di dalam ruang ionisasi, dengan komposisi vial atau spuit, atau dengan volume cairan di dalam vial atau spuit. Faktor koreksi yang tepat harus ditetapkan untuk wadah dan radionuklida yang akan digunakan secara klinis, terutama jika radionuklida yang memiliki komponen substansial foton energi rendah
Quality Control
ketika wadah sumber
kosong, kalibrator dosis akan tetap merekam 'aktivitas' akibat radiasi latar. Minimal,
latar belakang harus ditentukan setiap pagi sebelum kalibrator dosis digunakan
dan dicatat. Fitur pengurangan latar belakang, jika tersedia, dapat digunakan
pada saat itu untuk menghapus latar belakang yang diukur dari pengukuran
berikutnya. Teknisi juga harus memastikan tidak adanya latar belakang tambahan
sebelum semua pengukuran aktivitas di siang hari.
Sebuah sumber cek berumur panjang harus digunakan setiap hari untuk mengkonfirmasi keteguhan respon dari kalibrator dosis. Sumber radioaktif tertutup 57Co dan 137Cs, dibentuk untuk meniru botol, tersedia secara komersial untuk tujuan ini. Sumber pemeriksaan harus diukur pada semua pengaturan radionuklida yang digunakan secara klinis.
PEMBERIAN RADIOFARMASI UNTUK MASING-MASING PASIEN
Menyesuaikan Aktivitas untuk Perbedaan Ukuran dan Berat Pasien
Protokol yang digunakan
dalam praktik kedokteran nuklir harus merinci aktivitas radiofarmasi yang biasa
diberikan kepada pasien standar. Jika aktivitas tetap digunakan untuk semua
pasien, ini akan menyebabkan paparan radiasi tinggi yang tidak perlu pada
pasien dengan berat badan kurang dan dapat menghasilkan gambar dengan kualitas
yang tidak dapat diterima atau waktu pencitraan yang sangat lama pada pasien
obesitas. Ada berbagai pendekatan untuk menentukan kegiatan yang akan
dilaksanakan. Ini biasanya dirancang untuk memberikan kepadatan hitungan
konstan dalam gambar untuk menjaga kualitas gambar atau untuk memberikan dosis
efektif yang konstan kepada pasien. tabel dosis radiasi yang disediakan dalam
publikasi International Commission on Radiological Protection (ICRP) 53, 80 dan
106 bahwa dosis efektif (mSv/MBq) dapat dinyatakan sebagai fungsi daya
sederhana dari berat badan. Faktor penskalaan untuk aktivitas, untuk memberikan
dosis efektif yang konstan, oleh karena itu, dapat diturunkan dari persamaan (W/70)a,
di mana W mewakili berat orang dan faktor daya a spesifik untuk
radiofarmasi. Pendekatan ini berguna, tetapi harus digunakan dengan hati-hati.
Aktivitas yang diekstrapolasi akan menghasilkan dosis organ dan jaringan yang
sebanding untuk pasien dengan tubuh besar tetapi tidak untuk pasien dengan
berat badan yang sama karena timbunan lemak tubuh yang besar karena
biodistribusi radiofarmaka tidak akan sama
Bagan Dosis Pediatrik
Anak-anak kira-kira tiga
kali lebih radiosensitif daripada orang dewasa, jadi menentukan aktivitas yang
tepat untuk diberikan untuk prosedur pediatrik sangat penting. Selain faktor
penskalaan yang akan diterapkan pada aktivitas dewasa, aktivitas minimum harus
ditentukan untuk memastikan kualitas gambar yang memadai. Di masa lalu, faktor
penskalaan dinilai menggunakan berat badan saja atau luas permukaan tubuh yang
diperoleh dari tinggi dan berat badan. Kedua metode ini dapat menimbulkan
faktor penskalaan yang sangat berbeda.
Baru-baru ini, Komite
Dosimetri dan Pediatrik Asosiasi Eropa Kedokteran Nuklir (EANM) telah
menyiapkan kartu dosis yang mengakui bahwa faktor penskalaan tunggal tidak
optimal untuk semua radiofarmasi. radiofarmasi dapat dikelompokkan menjadi tiga
kelas (ginjal, tiroid, dan lainnya), dengan faktor skala yang berbeda untuk
setiap kelas. Kartu dosis memberikan aktivitas minimum yang direkomendasikan
dan faktor penskalaan yang bergantung pada berat untuk setiap radiofarmasi yang
ditentukan untuk memberikan dosis efektif yang independen terhadap berat.
Dosage card can be
accessed online on:
http://www.eanm.org/docs/EANM_Dosage_Card_040214.pdf?PHPSESSID=sf56mg9ehjv5r9t4v50mre3375
Rekomendasi ICRP secara
khusus mengecualikan paparan medis dari sistem batas dosisnya, karena pasien
mendapat manfaat langsung dari paparan radiasi. Namun, dalam Publikasi 73
(1996). ICRP memperkenalkan istilah 'tingkat referensi diagnostik' (DRL) untuk
pasien. DRL adalah tingkat penyelidikan dan didasarkan pada kuantitas yang
mudah diukur, biasanya dosis permukaan masuk dalam kasus radiologi diagnostik,
atau aktivitas yang diberikan dalam kasus kedokteran nuklir. DRL dirujuk oleh
IAEA sebagai tingkat panduan dalam Seri Laporan Keselamatan No. 40 [9.10], yang
diterbitkan pada tahun 2005.
Sumber: D. L. Bailey, J. L. Humm, A. Todd-Pokropek, A. van Aswegen. 2014. Nuclear Medicine Physics, A Handbook for Teachers and Students. IAEA (International Atomic Energy Agency)
-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
Nama : Putri Dwi Yusha
NIM : 1810442002
Mata Kuliah : Kedokteran Nuklir A
Dosen : Dr. Afdhal Muttaqin, M.Si
Komentar
Posting Komentar