BRAKİTERAPİ(BRACHYTHERAPY)`DE KULLANILAN PALLADYUM
Transkript
BRAKİTERAPİ(BRACHYTHERAPY)`DE KULLANILAN PALLADYUM
I. ULUSAL PARÇACIK HIZLANDIRICILARI ve UYGULAMALARI KONGRESi 25-26 EKiM 2001, TAEK, ANKARA BRAKİTERAPİ’DE KULLANILAN PALLADYUM-103 RADYOİZOTOPUNUN 30 MeVp/15 MeVd ENERJİLİ BİR SİKLOTRONDA ÜRETİLEBİLİRLİĞİ Mustafa Karadağa, Haluk Yücelb, Şeref Turhanb, M.Atıf Çetinerb, Atilla Özmenc a Gazi Üniversitesi, Gazi Eğitim Fakültesi, Fizik Böl., 06500 Teknikokullar-Ankara Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi(ANAEM), 06100 Beşevler-Ankara c Gazi Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Böl., 06500 Teknikokullar-Ankara b ÖZET Son yıllarda, prostat kanserinin tedavi edildiği brakiterapide Palladyum-103 radyoizotopunun kullanımı hızla artmaktadır. ABD’de 1998 yılında 40 000’den fazla hastaya brakiterapi uygulanmış ve 2006 yılına kadar da %50 artış beklenmektedir[1] Ülkemizde brakiterapide, 125I ve 192Ir radyoizotopları kullanılmaktadır, ancak 103Pd radyoizotopunun brakiterapide uygulaması bulunmamaktadır. Brakiterapi ile prostat kanser tedavisi, yüksek özgül aktiviteli (2 mCi/kaynak) 103Pd radyonüklit kaynakları, duvar kalınlığı 0.05 mm’den az olan titanyum kapsül (boyutu: 0.8 mm x 4.5 mm) içinde kapalı (sızdırmaz) bir şekilde tümör yüzeyine veya doğrudan tümör içine yerleştirilerek yapılmaktadır. Bu çalışmada, ANAEM’de kurulması planlanan siklotron tipi bir hızlandırıcıda (proton demet enerjisi 30 MeV ve akımı 350 µA; döteron demet enerjisi 15 MeV ve akımı 30 µA) 103Pd üretilebilirliği incelenmiştir. 103Rh(p,n)103Pd (t1/2=16.99 gün) nükleer reaksiyonu ile 103Pd’ün aktivite verimi; 16 MeVp enerjisinde, 0.18-0.24 mCi/(µAh) olacağı hesaplanmıştır. Farklı proton demet akımlarında, ışınlama süreleri 1, 7, 14, 17 gün ve bekleme süresi 24 saat için 103Pd radyoizotopunun, böyle bir hızlandırıcıdaki üretim kapasitesi değerlendirilmiştir. Anahtar Kelimeler: Brakiterapi, Siklotron, Palladyum-103, Radyoizotop üretimi 1. GİRİŞ Brakiterapi son yıllarda kullanımı yaygınlaşan bir çeşit prostat kanser tedavisi yöntemidir. Bu yöntemde özel 103 125 192 olarak hazırlanmış, Pd, I veya Ir radyoizotoplarından birini ihtiva eden kaynak tümör üzerine veya doğrudan tümör içerisine yerleştirilerek tedavi yapılmaktadır. 103Pd Brakiterapi kaynağı, üzerinde 103Pd emdirilmiş dört adet reçine boncuk içeren; duvar kalınlığı 0.05 mm, uzunluğu 4.5 mm ve çapı 0.8 mm olan titanyum kapsülden oluşur. Kapsül, kaynağın yerini ve yönelimini tanımlamak için X-ışını işaretleyicileri olarak görev yapan ve aktif olmayan iki altın boncuğu da ihtiva eder (Şekil-1)[2]. Şekil 2 103Pd’nin bozunma şeması 103 Pd brakiterapi kaynakları 0.7 mCi-2mCi aralığında kapsül (hava kerma şiddeti 1-2.5 µGym2h-1 [4] ) üniteler şeklinde kullanılmaktadır[2]. 2. PALLADYUM-103 ÜRETİMİ Şekil 1 Brakiterapide kullanılanan kaynağın şematik gösterimi 103 Pd kaynağı; Auger elektronlarının, 20(%64.7)23(%12.3) keV aralığındaki Kα ve Kβ X-ışınlarının ve esas olarak 39.75 keV (%0.069)’lik gamma ışını yayınlaması ile elektron yakalama (EC) tarzında bozunur (Şekil-2)[3]. Radyoizotop üretimi X(a,b)Y şeklinde ifade edilen nükleer reaksiyonların neticesinde meydana gelir. Bir X hedef çekirdeği üzerine gönderilen a parçacığı, nükleer etkileşim sonucunda Y ürün çekirdeğini oluşturur. Ea enerjisinde gönderilen parçacığının, nükleer reaksiyon meydana getirebilmesi için, m E th = − Q 1 + a MX (2.1) ile verilen eşik enerjisine eşit veya daha büyük enerjili olması gereklidir. Burada ma ve MX; sırasıyla a ve hedef çekirdeğin kütleleri, Q ise nükleer reaksiyonun parçalanma enerjisidir. Ancak a ile gösterilen parçacığın yüklü olması durumunda, hedef çekirdek ile a parçacığı arasındaki , E C = 1.44 zZ (R a + R X ) (2.2) (MeV) ile verilen Coulomb engelinin de aşılması gereklidir. Burada z ve Z; a ve hedef çekirdeğin atom numaraları, R ise çekirdek yarıçaplarını ifade etmektedir. Rh103 izotopunun protonlarla bombardımanı ile meydana gelen 103Rh(p,n)103Pd reaksiyonunun bazı nükleer özellikleri Tablo-1[1,5]’de, meydana gelebilecek diğer katkı reaksiyonları ve nükleer özelikleri de Tablo-2 [1,5]’de verilmiştir. Tablo 1 103Rh(p,n)103Pd reaksiyonu için bazı nükleer özellikler Ürün Yarıömür Reaksiyon Q (MeV) 103 16.97 d 103 -1.03 Pd Rh(p,n)103Pd Ex,γγ(keV) 20.1+20.2 (Kα) 22.7+23.3 (Kβ) 39.7 294.9 357.5 497.1 I (%) 64.7 12.3 0.068 0.0028 0.022 0.004 Tablo 2 103Rh izotopunun protonlarla bombardımanı ile meydana gelen diğer reaksiyonlar ve bazı nükleer özellikleri Ürün 101 Pd I (%) Yarıömür Reaksiyon Q (MeV) Eγ(keV) 8.47 h 103 -19.5 269.7 590.5 1289.1 6.4 12.1 2.3 Rh(p,3n)101Pd 103m Rh 56.1 m 103 -0.04 39.7 0.068 102m Rh 2.9 y 103 -7.1 -9.3 207 d 103 695.6+697.6 766 1046.6 475.1 556 1103 306.8 545 48.4 34 33 46 1.9 2.89 86 3,96 127.2 197.9 325 73 70,8 13.4 102 Rh 101m 101 Rh 4.34 d Rh 3.3 y Rh (p,p’)103mRh Rh (p,d) 102mRh Rh (p,pn)102mRh 103 Rh (p,d) 102mRh Rh (p,pn) 102mRh 102m Rh →102Rh (IT 0.23 %) 103 Rh (p,t) 101mRh 103 Rh (p,dn) 101mRh 103 Rh (p,p2n) 101mRh 103 Rh (p,3n)101Pd →101mRh 103 Rh (p,t) 101Rh 103 Rh (p,dn) 101Rh 103 Rh (p,p2n) 101Rh 101m Rh →101Rh (IT 7.2 %) 103 Gelen parçacığın enerjisinin, Eth ve EC değerlerinden büyük olmasının yanısıra, nükleer reaksiyonun meydana gelme ihtimaliyetinin bir ölçüsü olan tesir kesiti(σ) gelen parçacığın enerjisine göre farklı değerlere sahiptir. Bu yüzden 103Rh(p,n)103Pd reaksiyonu için, uyarma fonksiyonu proton enerjisine gore literatürde[1,7] verilen deneysel tesir kesitleri kullanılarak Şekil 3’deki gibi fit edilmiştir. 103 Rh(p,n)103Pd reaksiyonu süresince, hedef çekirdekleri ile etkileşen protonların enerjilerinin bir kısmı hedef tarafından soğurulacaktır. Hedef malzemenin durdurma gücü , S(E ) = − 1 dE ρ dx (2.3) -7.1 -9.3 -8.3 -14.5 -16.7 -19.5 -8.3 -14.5 -16.7 şeklinde ifade edilir. Burada ρ malzemenin yoğunluğu, dE/dx ise özgül enerji kaybıdır. 16 MeV’lik protonlarla ışınlanan 103Rh hedefte Şekil-3’de verilen 103Rh(p,n)103Pd reaksiyonunun tesir kesiti eğrisinden kullanışlı bir aralık olarak (16-8.5 MeV) yaklaşık ∆E=7.5 MeV’lik bir enerji kaybı olacağı varsayıldığında, protonların rodyum içindeki erişim uzaklığı (range); d= 1 E 2 dE ∫ ρ E S(E) (2.4) 1 ifadesinden yaklaşık 0.35 mm bulunur. Burada protonların bombardıman enerjileri; E1=16 MeV, çıkış enerjileri; E2=8.5 MeV ve rodyum(Rh) hedef için ρ=10.7 g.cm-3[6]’dür. Bu enerji aralığındaki ortalama tesir kesiti( σ ) için deneysel veriler[1,7] kullanılarak bağıntısıyla bir yaklaşım yapılabilir[8]. Burada; σi , Ei enerjilerinde ölçülen tesir kesiti değerleridir. 103 ∑ σi E i σ= i Pd üretimi için 8.5-16 MeV aralığında Rh(p,n)103Pd reaksiyonuna ait ortalama tesir kesiti σ =401 mb hesaplanmıştır(Şekil-3)[1,7]. 103 (2.5) ∑ Ei i 0,30 1000 Fit Deneysel [1,7] Verim [1] 800 0,25 Tesir Kesiti(mb) 700 0,20 600 0,15 500 400 0,10 300 200 Verim(mCi/uAh) 900 0,05 100 0 0,00 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 Proton Enerjisi (MeV) Şekil 3 103 103 Rh(p,n) Pd Reaksiyonunun Proton Enerjisine Göre Tesir Kesiti ve Üretim Verimi Işınlanacak herbir 103Rh hedefinin kütlesi ise, m = d S ρ ifadesinden hesaplanır. Burada S, hedefin yüzey alanıdır. Tipik bir 30 MeVp enerjili siklotronda, proton demeti(boyutlar: 6 mm H × 20 mm W), kesiti elips şeklinde (F=πHW/4) yaklaşık 1 cm2‘lik yüzeyi ışınlar[9]. Buna göre demet spot yüzeyinin hedef alanına yaklaşık eşit, yani F≈S≈1cm2 olduğu varsayıldığında, ışınlanacak rodyum miktarı m=0.383 g/hedef olarak belirlenir. 103 Rh(p,n)103Pd reaksiyonuyla elde edilen ürün 103Pd t1/2=16.99 gün’lük bir yarı ömür ve elektron yakalama (EC) bozunması yaparak kararlı 103Rh izotopuna tekrar dönüşür. 103 EC(T =16.99 gün ) /2 →103 Rh (Kararlı) Pd 1 Işınlama süresince (0≤ t ≤ti ); 103Pd radyoizotopları bir taraftan üretilirken, radyoaktif olduğu için bir taraftan da bozunacağından, 103Pd aktivitesi, ( A ( t ) = R 1 − e − λt ) (2.6) olacaktır. Burada λ; 103Pd ‘un bozunma sabiti (λ=ln2/t1/2), A(t); ışınlama süresince herhangi bir t anındaki 103Pd aktivitesi ve R ise reaksiyon hızıdır. Reaksiyon hızı, Ip N h σ A e F şeklinde ifade edilebilir. Burada, R = nσΦ = m Ip: m: N: A: h: e: F: (2.7) Proton akımı (A), Işınlanan numunenin kütlesi (g), Avogadro sayısı (6.022 1023 mol-1 ), Işınlanan elementin atom ağırlığı (102.90g/mol), Hedef çekirdeğin (103Rh) izotopik bolluğu (100%), Birim elektrik yükü (1.602 10-19 C), Hedef yüzeyine eşit varsayılan proton demetinin spot yüzeyi (cm2)’dir. Işınlama bittikten sonraki bekleme süresince, üretilmiş olan radyoaktif ürünün aktivitesi radyoaktif bozunma kanununa göre azalacaktır. ti süre ışınlanma sonucu üretilen 103Pd‘ün, tw bekleme süresi sonundaki aktivitesi, A(t i , t w ) = R 1 − e −λ t i e −λ t w bağıntısı ile hesaplanır. (2.8) 3. ÜRETİM VERİMİ Birim zamanda(saat) birim proton akımı(µA) başına aktivite yani “üretim verimi” farklı ışınlama ve bekleme süreleri için (2.8) eşitliğinden, Y= MNλσ AeF 1 − e −λ t i e −λ t w ti (3.1) şeklinde kolayca hesaplanabilir. 8.5-16 MeV proton enerji aralığında, d=0.35 mm, σ =401 mb ve m=0.383 g için 1, 7, 14, 17 günlük ışınlama ve radyokimyasal ayırma işlemleri için de 24 saatlik bekleme süreleri gözönüne alınarak üretim verimleri (3.1) eşitliğinden hesaplanmış ve Tablo-3’te verilmiştir. Aynı tabloda ayrıca 1, 100, 250, 350 µA’lik proton akımları için, numune başına üretilebilecek aktiviteler de (2.8) eşitliğinden, aynı ışınlama ve bekleme süreleri için hesaplanarak verilmiştir. Tablo 3 30 MeV’lik bir siklotronda 8.5-16 MeV enerji aralığında, farklı ışınlama ve bekleme sürelerine göre üretilebilecek 103Pd verimleri ve aktiviteleri ti (gün) tw (saat) Verim (mCi/uAh) 1 24 0,243 Ip=1 µA 5,83 A (mCi/hedef) Ip=100 µA Ip=250 µA 583 1458 Ip=350 µA 2042 7 24 0,216 36,3 3625 9062 12687 14 24 0,189 63,5 6349 15873 22223 17 24 0,179 73,0 7299 18247 25546 4. SONUÇ KAYNAKLAR Proton enerjisi 30 MeV olan bir siklotron kullanılarak, en kullanışlı 8.5-16 MeV enerji aralığında üretilebilecek 103Pd aktiviteleri ve üretim verimleri hesaplanarak Tablo-3’de verilmiştir. 1 günlük ışınlama ve 1 günlük bekleme süresi ile 350 uA’lik proton akımında 0.383 g’lık 103Rh numunesinden yaklaşık 2 Ci’lik 103Pd üretilebilmektedir. 30 MeVp hızlandırıcının 350 µA proton akımlı maksimum kapasitesi 1 haftalık ışınlama süresinde 24 saat beklemeyle yaklaşık 12.6 Ci’ ye kadar ulaşmaktadır. Işınlama süresinin arttırılması yüksek aktivite elde etmenin bir yolu gibi görünsede, bozunma nedeniyle üretim verimini azaltmaktadır ve makinanın haftalık bakımı açısından pratik değildir. Ayrıca ışınlama süresinin uzun tutulması 101mRh (t1/2=4.34 gün) gibi radyoaktif safsızlıkların oluşmasına neden olabilir. 1 günlük ışınlama için ise ancak 2 Ci’lik bir aktivite elde edilebilecektir (Tablo-3). 103Pd üretiminin ekonomik olması ve pratikte kısa sürede (1-2 gün) aktivite elde etmek için kullanılacak siklotronun yüksek proton akımlı (mA mertebesinde) olması gerektiği açıktır. [1] Hermanne, A. et al., Nuclear Instruments and Methods B, vol.170, pp.281-292, 2000 [2] Registry of Radioactive Sealed Sources and Devices Safety Evaluation of a Radioactive Source, No: WA-0510-S-127-S, North American Scientific, Inc., 2000 [3] Isotope Explorer, Version 2.23, Lawrence Berkeley National Lab., 1999 [4] Nath, R. et al. Dosimetry of interstitial brachytherapy sources: Recommendations of the AAPM Radiation Therapy/Committee Task Group No. 43. Medical Physics, vol.22, pp. 209-234, 1995 [5] NNDC http://www.nndc.bnl.gov [6] David, R. CRC Handbook of Chemistry on CD-ROM 2001 version, Institute of Standarts & Technology, USA, 2001 103 Pd döteryum demeti kullanılarak, üretim verimi yüksek olan 103Rh(d, 2n)103Pd (Eth=1.34 MeV) reaksiyonuyla da üretilebilir. Ancak döteryum demet akımı şiddeti üzerinde sınırlayıcı faktörler söz konusu olduğundan bu 103Pd üretim kanalının ayrıca incelenmesi gerekir. [7] OECD NEA Data Bank, http://www.nea.fr [8] Çetiner, M.A., Yücel, H., Turhan, Ş. and Özmen,A., I. Eurasia Conference on Nuclear Science and its application, Vol.2, pp. 882-892 [9] IBA, Cyclone 30 product description, http://www.iba.be