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