== 2. РАДИОАКТИВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ДЛЯ БРАХИТЕРАПИИ

Закрытые радиоактивные источники для брахитерапии имеют множество различных конструкций и состоят из радиоактивных материалов, прочно запечатанных в капсулу или плотно спрессованных и находящихся в твердой форме [<<g42,42>>]. Радиоактивный источник заключен в капсулу, чтобы предотвратить утечку или высвобождение радиоактивного материала в нормальных условиях или при вероятных аварийных ситуациях. Обычными материалами, используемыми для изготовления капсул источников для брахитерапии, являются нержавеющая сталь, вольфрам (W), титан (Ti) и никель (Ni). Они обеспечивают достаточную механическую прочность и низкую степень ослабления излучения. Кроме того, нетоксичный материал корпуса источника для брахитерапии не вступает в физическое или химическое взаимодействие с жидкостями организма, которые могли бы нарушить целостность источника.

Наиболее частым типом излучения, используемым в лечении, являются фотоны с энергиями от 0,02 до 1,25 МэВ. Низкоэнергетические и высокоэнергетические фотоны различаются тем, что имеют среднюю энергию, меньшую или равную 50 кэВ или превышающую 50 кэВ соответственно [<<g23,23>>]. В зависимости от конструкции источники для брахитерапии временно или постоянно располагаются вблизи или внутри объема мишени. Согласно определению, данному МКРЕ [<<g43,43>>], при НМДлечении мощность дозы в точке назначения дозы (или поверхности) составляет от 0,4 Гр·ч^–1^ до 2 Гр·ч^–1^. ВМД-лечением считается лечение, при котором мощность дозы, доставляемой к точке назначения дозы (или поверхности), составляет более 12 Гр·ч^–1^. Промежуточные мощности дозы (от 2 Гр·ч^–1^ до 12 Гр·ч^–1^) в принципе называются средними мощностями дозы (СМД), однако они нечасто используются в клинической практике. Лечение импульсной мощностью дозы имитирует непрерывное НМД-лечение путем доставки небольших фракций предписанной дозы — называемых импульсами — с помощью СМД-источника. Регулярные импульсы длительностью от 10 до 15 минут повторяются один раз в час до тех пор, пока не будет достигнута предписанная фракционированная доза.

=== 2.1. ОСНОВНЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

В настоящее время в качестве источников фотонного излучения используются шесть радионуклидов. По средней энергии их можно разделить на низкоэнергетические и высокоэнергетические источники. По мощности дозы, доставляемой в точку назначения дозы (или на поверхность), они также могут быть разделены на НМД-, ВМД- и ИМД-источники. Классификация и типы источников фотонного излучения показаны в таблице <<tabl1,1>>, причем для сравнения в нее включены источники для эБТ.

[[tabl1]]
[caption="ТАБЛИЦА 1. "]
.КЛАССИФИКАЦИЯ ИСТОЧНИКОВ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ БРАХИТЕРАПИИ
[width="100%",cols="^1,^1,2",options="header"]
|===
^.^|Энергия ^.^|Мощность дозы ^.^|Тип

|НЭfootnote:fn-7-a[НЭ: низкая энергия (средняя энергия ≤ 50 кэВ).] |НМДfootnote:fn-7-c[НМД: низкая мощность дозы (мощность дозы > 0,4 Гр·ч^–1^ и < 2 Гр·ч^–1^).] |Зерна I-125, Pd-103 и Cs-131
|ВЭfootnote:fn-7-b[ВЭ: высокая энергия (средняя энергия > 50 кэВ).] |НМДfootnote:fn-7-c[] | Трубки с Cs-137; +
проволока, стержни и иглы с Ir-192
|НЭfootnote:fn-7-a[] |ВМДfootnote:fn-7-d[ВМД: высокая мощность дозы (мощность дозы < 12 Гр·ч^–1^).] |Источники рентгеновского излучения для эБТ
|ВЭfootnote:fn-7-b[] |ВМДfootnote:fn-7-d[] |Устройства афтерлодинга Ir-192 и Co-60 с ВМД
|ВЭfootnote:fn-7-b[] |ИМДfootnote:[ИМД: импульсная мощность дозы.] |Устройства афтерлодинга Ir-192 с ИМД

|===

Низкоэнергетические источники фотонного излучения, использующие радионуклиды ^103^Pd, ^125^I и ^131^Cs, имеют то преимущество, что их легко экранировать, поскольку их средняя энергия составляет приблизительно 20 кэВ, 28 кэВ и 30 кэВ соответственно. С учетом низких энергий и относительно коротких периодов полураспада (см. раздел 3.4.1) эти источники в основном используются для постоянных НМД-имплантатов, причем источники заказываются индивидуально для каждого пациента. Как правило, эти низкоэнергетические НМД-источники заключены в титановые трубки диаметром 0,8 мм и длиной около 5 мм, поэтому в обиходе их называют зернами.

Высокоэнергетические источники фотонного излучения, использующие радионуклиды ^192^Ir, ^137^Cs и ^60^Co, имеют среднюю энергию около 0,38 МэВ, 0,66 МэВ и 1,25 МэВ соответственно. Их периоды полураспада указаны ниже в разделе 3.4.1. Эти источники требуют экранирования материалами с высоким Z для работы в непосредственной близости от них и не имплантируются на постоянной основе из-за относительно длительного периода полураспада (см. раздел 3.4.1). Для источников, использующих ^137^Cs, радиоактивный материал содержится в трубках из нержавеющей стали диаметром 3 мм и длиной 20 мм для временных НМД-имплантатов. ВМД-источники ^192^Ir и ^60^Co устанавливаются на временной основе и могут быть повторно использованы для лечения другого пациента. Радиоактивность заключена в капсуле, имеющей внешний диаметр около 1 мм и длину 3–5 мм, которая прикреплена к проводу привода источника для позиционирования с помощью устройства дистанционного афтерлодинга с ВМД. ИМД-источники ^192^Ir имеют схожую длину и пониженную активность по сравнению со стандартными ВМДисточниками ^192^Ir. Они также управляются устройством дистанционного афтерлодинга, которое запрограммировано на доставку импульсов дозы с определенным интервалом между импульсами.

Дозиметрические характеристики источников чувствительны к конкретной геометрической форме капсулы и внутреннему распределению радионуклида. При этом проявляются эффекты самопоглощения и фильтрации, особенно заметные при низких энергиях, и необходимо учитывать также наличие загрязняющих фотонов, обусловленное характеристическим рентгеновским излучением, которое образуется во внешних слоях стальных или титановых капсул источников (см. раздел 3.1). Поэтому модели зерен, использующие один и тот же радионуклид и имеющие относительно небольшие различия в процессах производства и/или в конструкции, могут существенно различаться в дозиметрическом отношении. Даже будучи менее чувствительными, модели высокоэнергетических источников могут также испускать различное излучение в зависимости от модели. Могут быть предоставлены лишь приблизительные значения средней энергии испускаемых фотонов, поскольку фактическое среднее значение энергии специфично для каждой модели источника.

В настоящее время на мировом рынке представлено около двух десятков низкоэнергетических и высокоэнергетических источников фотонного излучения на основе радионуклидов. НМД-трубки ^137^Cs используются редко и становятся все менее популярными, равно как и альтернатива в виде ИМД-источников ^192^Ir и НМД-источники ^192^Ir в виде проволоки, стержней и игл.

=== 2.2. БЕТА-ИЗЛУЧАЮЩИЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ИСТОЧНИКИ

Бета-излучающие источники используются реже, но способны обеспечить лучшую конформность дозы, чем излучатели фотонов, при неглубоких очагах заболевания. К ним относятся ^106^Ru (распадается до ^106^Rh, который также является бета-излучателем) и ^90^Sr (распадается до ^90^Y, который также является бета-излучателем). С учетом влияния дочерних радионуклидов на энергию бета-излучения и периода полураспада источника для ^106^Ru и ^90^Sr максимальные энергии составляют приблизительно 3,54 МэВ и 2,27 МэВ соответственно [<<g27,27>>]. Их периоды полураспада указаны ниже в разделе 3.4.1. Благодаря высокой удельной активности ^90^Sr/^90^Y используется в качестве ВМД-источника в сеансах кратковременной внутрисосудистой брахитерапии (ВСБТ), во время которых тонкие источники вводятся для проведения внутрисердечной БТ через катетер [<<g44,44>>–<<g46,46>>].

Бета-излучатели также издавна используются в офтальмологии, обладая таким преимуществом, как меньшая глубина проникновения дозы в ткани [<<g47,47>>]. Источники ^106^Ru и ^90^Sr, используемые для внутриглазной брахитерапии, обычно изготавливаются в виде изогнутых пластинок и поверхностных аппликаторов соответственно, повторяющих форму глаза. Офтальмологические пластинки, содержащие ^106^Ru/^106^Rh, бывают различных диаметров, а активная область подбирается под различные очаги опухоли [<<g48,48>>]. Они могут иметь симметричную и асимметричную форму с вырезами для оптического нерва или радужной оболочки. Доза обычно назначается на фиксированном расстоянии вдоль центральной оси пластинки [<<g28,28>>]. Существующие поверхностные офтальмоаппликаторы ^90^Sr/^90^Y имеют диаметр 10–18 мм и используются для поверхностного лечения поражений передней конъюнктивы вблизи роговицы (т.е. крыловидной плевы) [<<g49,49>>–<<g51,51>>].

Эти аппликаторы ^90^Sr/^90^Y, однако, больше не производятся. Если у пользователя имеется аппликатор, откалиброванный в недавнее время (т.е. в течение последних 3–5 лет), его можно использовать в клинических условиях. Значение будет выражено в единицах поглощенной дозы в воде (Гр·с^–1^) в заданный момент времени, и, кроме того, будет обеспечена однородность дозы от источника. Аккредитованная лаборатория дозиметрической калибровки Висконсинского университета (АЛДК ВУ) откалибровала за период с 1997 по 2008 год 222 источника, и большое количество источников не продемонстрировали достаточной однородности дозы. Сравнение с предыдущими значениями мощности источника показало среднее расхождение в –19%, при этом значения колебались от –49% до +42% [<<g52,52>>]. Если пользователь обнаружит такой старый источник, рекомендуется его утилизировать, особенно если он не проходил калибровку в недавнее время (т.е. в течение последних 5 лет). Кроме того, согласно международным рекомендациям, рекомендуется спустя год проверять источник на герметичность.

Существуют значительные препятствия, которые осложняют измерение мощности источника для офтальмоаппликаторов ^90^Sr/^90^Y и глазных пластинок ^106^Ru/^106^Rh в клинических условиях. Недавно пластинки ^106^Ru/^106^Rh были откалиброваны при помощи вогнутой экстраполяционной камеры без окна. В работе Hansen et al. [<<g53,53>>] описан метод калибровки ионизационной камеры, который может быть использован в клинических условиях. До этого не существовало рекомендованных приборов с прослеживаемой калибровкой для выполнения этого типа измерений на месте [<<g28,28>>], равно как и международного консенсуса в отношении процедуры, частоты и времени калибровки, а также в отношении приборов и процедур, которые должны использоваться в лечебном учреждении. Поэтому в настоящих практических рекомендациях эти источники не рассматриваются. В этих случаях рекомендуется использовать альтернативные методы измерения мощности дозы на определенной глубине от источника. В литературе приводятся примеры различных детекторов (например, экстраполяционные камеры, термолюминесцентные дозиметры (ТЛД), радиохромные пленки, пластиковые сцинтилляторы, кремниевые диоды, алмазные детекторы и ионизационные камеры с малым рабочим объемом) [<<g53,53>>–<<g56,56>>]. Полезную информацию можно найти в дополнении IV.

=== 2.3. ДРУГИЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ФОТОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Помимо вышеупомянутых источников, существуют и другие источники для БТ, которые являются инновационными по сути, но для которых может не существовать надежных средств калибровки мощности источника [<<g57,57>>].

В качестве радионуклида для замены ^192^Ir как ВМД-источника был предложен иттербий-169 благодаря его более низкой средней энергии фотонов 0,09 МэВ по сравнению с 0,3 МэВ [<<g57,57>>, <<g58,58>>]. Однако на практике мощность экранирования уменьшается незначительно, а период полураспада (32 дня) короче, чем у ^192^Ir (73,83 дня), что требует более частой замены источника. Кроме того, в настоящее время нет производителей, которые выпускали бы этот источник, и нет первичных калибровочных эталонов. В прошлом один производитель выпускал источник ^169^Yb с прослеживаемой калибровкой [<<g59,59>>].

К другим инновационным источникам относятся зерна с экранированием для создания направленного излучения [<<g60,60>>–<<g65,65>>], комбинации источник — аппликатор, в которых используется экранирование для создания интенсивной направленности излучения [<<g66,66>>–<<g69,69>>], и динамическое экранирование систем источник — аппликатор для использования модуляции интенсивности [<<g70,70>>–<<g75,75>>]. Хотя многие из этих технологий весьма перспективны или уже используются в клинической практике, коллектив клиники должен помнить о проблемах дозиметрии и планирования лечения, описанных в докладе целевой группы № 167 ААФМ и Европейского общества радиотерапии и онкологии (ЕОТРО) [<<g57,57>>].
