Расчетные исследования прогнозных значений поглощенных доз для оценки безопасности радиофармацевтических препаратов на примере диагностического 68Ga-цитрата
Лунёв Александр Сергеевич
Аспирант
Московская государственная академия ветеринарной медицины и биотехнологии имени К. И. Скрябина,
ветеринарно-биологический факультет, кафедра радиобиологии и вирусологии, Москва, Россия
E–mail: l5h33@rambler.ru
68Ga-цитрат является перспективным радиофармпрепаратом (РФП) для ПЭТ-визуализации очагов воспаления. Однако применение любого РФП в диагностике и терапии сопряжено с риском развития ряда осложнений, напрямую связанных с ионизирующим излучением радионуклида, поэтому в процессе разработки и доклинических исследований новых РФП в первую очередь необходимы сведения о создаваемых ими дозах в патологическом очаге, в органах, тканях и во всем организме. Это важно с точки зрения безопасности РФП. Объектом исследования являлся РФП 68Ga-цитрат. Материалом исследования являлись самки нелинейных крыс (181,9±16,0 г) с моделью асептического воспаления мягких тканей. Количественные данные о биораспределении 68Ga-цитрата в организме крыс впоследствии были использованы для экстраполяции на организм стандартизованной модели человека и для расчета поглощенных доз в патологическом очаге, в органах, тканях и во всем организме.
Прогнозные значения поглощенных доз рассчитывали с применением программы OLINDA/EXM 1.0. Наибольшие поглощенные дозы регистрировались в мочевом пузыре 18,4 мГр, почках 11,6 мГр и кишечнике 23,7 мГр (при вводимой диагностической активности 400 МБк), которые, согласно публикациям МКРЗ и НКДАР ООН, нельзя включить в оценку вреда облучения. Эффективная доза составила 14,9 мЗв. Удельная поглощенная доза, рассчитанная на смоделированный очаг воспаления массой 1-20 г, равна 4,9±4,3 мГр/МБк. Результаты дозиметрической оценки определяют высокий уровень безопасности радиофармацевтического препарата 68Ga-цитрат для ПЭТ-визуализации очагов воспаления.
Литература
1. Н., Е., В. Радиационная безопасность при радионуклидных исследованиях. – СПб.: Медицина, 2008, С. 19-25.
2. Katz L., Penfold A. S. Range-energy relations for electrons and the determination of beta-ray endpoint energies by absorption // Rev. Mod. Phys., 1952, 52, No. 1, P. 28–35.
3. Ф., Н., К. и соавт. Автоматизированная система дозиметрических расчетов при разработках и испытаниях новых РФП и применении открытых радионуклидов с диагностическими и лечебными целями // Медицинская радиология, 1988, 33, С. 21-28.
4. Loevinger R, Budinger T, Watson E. MIRD primer for absorbed dose calculations. – New York: Society of Nuclear Medicine, 1988.
5. Публикация 103 Международной Комиссии по радиационной защите. – Москва: Алана, 2009, 344 с.
6. Stabin M. G., Stubbs J. B., Toohey R. E. Radiation Dose Estimates for Radiopharmaceuticals. – Oak Ridge: Institute for Science and Education. Division of Industrial and Medical Nuclear Safety, 1996, 98 p.
Основные порталы (построено редакторами)