Yttrium-90 mikro küre tedavisinde internal dozimetrinin Monte Carlo yöntemi ile belirlenmesi
Determination of internal dosimetry in yttrium-90 micro sphere therapy by using Monte Carlo method
Yazar: AYŞE KARADENİZ YILDIRIM
Danışman: PROF. DR. SUAT ÖZKORUCUKLU
İstanbul Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Fizik Ana Bilim Dalı / Yüksek Enerji ve Plazma Fiziği Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2019
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering ; Radyoloji ve Nükleer Tıp = Radiology and Nuclear Medicine
Dizin: Radyometri = Radiometry ; Teknesyum = Technetium ; Yttrium =

Özet:
Yttrium-90 (90Y) mikro küre tedavisi rezeke edilemeyen karaciğer kanseri hastalıklarının tedavisinde kullanılmaktadır. Uygulanan tedavi radyonüklid tedaviler grubunda olduğu için internal radyasyon dozimetri yapılması oldukça önem kazanmı¸stır. Bu tez çalışmasında 90Y mikro küre tedavisi ile karaciğer parankim dokusunda tutulum gösteren absorbe radyasyon doz miktarının doğru bir şekilde hesaplanması için Monte Carlo (MC) metodu kullanılmıştır. Bu sebeple absorbe doz hesaplanmalarının yapılacağı karaciğer hacim geometrisini taklit eden 3 boyutlu (3B) karaciğer fantomu (KF) AutoCAD programı ile tasarlanmıştır. Tasarlanan KF geometrisi simülasyon dünyasında kullanılabilmesi için Standart Ağ Dilli (STL) dosya formatına çevrilmiştir. Aynı geometrik yapı 5 parça pleksi malzemeden içerisine KF ile aynı hacimde boşluk oyularak üretilmiştir. Bu çalışma iki aşamalı olarak planlanmıştır. Birinci aşamada Nükleer tıp uygulamalarında yapılan teşhis işlemlerinin %80 den fazlasında kullanılan,140 keV enerjili gama yayınlayan, yarı ömrü 6.02 saat ve aktivitesi 1900 mCi ( 70.3MBq ) olan Teknesyum-99m (99mTc) radyonüklidi kullanılmıştır. Bu aşamada KF içerisinde, r= 15 mm ve h= 60 mm olan tümör taklidi silindir içi 99mTc aktivitesi ile doldurulmuş, ayrıca etrafında 8 farklı konuma 24 adet termolüminesans dozimetri çipleri (TLD-100) doz değerlerini hesaplamak için yerleştirilmiştir. KF hacmi, doku eşdeğeri su ile doldurulmuş 11 yarı ömür süresince çevresi kurşun (Pb) tuğlalar ile kapatılarak ışınlama altında bırakılmış ve ardından TLD-100 okumaları ÇNAEM'de yapılmıştır. Tasarlanan KF ölçüm sistemi, aynı geometri ve fiziksel parametreleri içeren MC simülasyonu GATE programı 8.1 versiyonu kullanılarak oluşturulmuş ve TLD yerleştirilen 24 noktaya DoseActor kütüphanesi tanımlanarak doz değerleri alınmıştır. Teknesyum-99m radyonüklidi kullanılan GATE simülasyonu, 70300000 parçacık için 7.5 gün süresince izlemiş ve anlık soğurulan doz değerleri hesaplanmıştır. GATE MC simülasyonu ve TLD ölçüm sonuçları karşılaştırılmış ve sonuçların tutarlı olduğu gözlenmiştir. ˙Ikinci aşamada; GATE simülasyon programında KF geometrisi içerisine, r= 15 mm olan küre içi yarı ömrü 64.2 saat, ortalama enerjisi 934 keV ve aktivitesi 1 mCi ( 37 MBq ) olan Y-90 radyonüklidi ve karaci˘ger içerisindeki doz dağılımını hesaplamak için 30 adet DoseActor kütüphanesi yerleştirilmiştir. Yttrium-90 radyonüklidi kullanılan GATE simülasyonu, 37001684 parçacık için 6 saat süresince izlemiş ve anlık soğurulan doz değerleri hesaplanmıştır.
Birinci aşamada, GATE MC simülasyon ve TLD ölçüm sonuçları karşılaştırılmış ve korelasyon katsayısı R2= 0.994 hesaplanmış, iki sistemin doğrusal bir korelasyona sahip olduğu gösterilmiştir. GATE simülasyon sonuçları ve TLD ölçüm sonuçları karşılaştırıldığında % hata değerleri en yüksek %21 iken ek düşük %2 ve ortalama %12 değerinde bulunmuştur. GATE MC simülasyonunda anlık soğurulan doz değerleri en yüksek 3.908x〖10〗^(-7)  5.817x〖10〗^(-9) Gy/s ile en düşük 5.102x〖10〗^(-9)  5.161x〖10〗^(-10) Gy/s aralığında bulunmuştur. TLD ölçüm sisteminde okunan anlık soğurulan doz değerleri en yüksek 4.533x〖10〗^(-7)  8.394x〖10〗^(-9)  Gy/s ile en düşük 6.473x〖10〗^(-9)  4.193x〖10〗^(-10) Gy/s aralığında okunmuştur. Yttrium-90 radyonüklidi ile yapılan GATE simülasyon sonuçlarının bir yarılanma için oluşturduğu kümülatif soğurulan doz değerleri; tümör dokusunda en yüksek 58.6500:277 Gy, en düşük 27.0300.189 Gy ortalama 37.6370.215 Gy ve karaciğer parankim dokusunda en yüksek 5.7470.087 Gy, en düşük 0.0 Gy, ortalama 0.5170.015 Gy olarak hesaplanmıştır. Elde edilen sonuçların literatür verileri ile uyumlu olduğu belirlenmiştir. GATE programı ile daha gerçekçi ve hassas internal dozimetri hesaplamasının yapıldığı gösterilmiştir.

Abstract:
Yttrium-90 (90Y) is used in the treatment of non-resectable liver cancer diseases. Since the treatment is in the radionuclide group, internal radiation dosimetry has gained importance. In this study, Monte Carlo (MC) method was used to accurately calculate the amount of absorbed radiation dose involved in liver tissue with 90Y microsphere treatment. For this reason, the 3-D (3D) Liver Phantom (KF) is designed with AutoCAD program which simulates liver volume geometry to make absorbed dose calculations. Designed KF geometry is converted to STL file format for use in simulation world. The same geometric structure is made of 5 pieces of plexi material by carving the same volüme space with KF into the plexi material. This study was planned in two stages. In the first stage, Technetium-99m (99mTc) radionuclide was used which is used in more than %80 of the diagnostic procedures in nuclear medicine applications, emitting gamma with 140 keV energy, having a half-life of 6 hours and activity of 1900 mCi (70.3 MBq ).At this stage, tumor imitation with r = 15 mm and h = 60 mm was filled with 99mTc activity in KF, and 24 thermoluminescence dosimetry chips (TLD-100) were placed at 8 different locations to calculate the dose values. The volume of KF was filled with water as tissue equivalent, irradiated for 11 half-life covered by Pb bricks and then TLD-100 readings were performed in CNAEM. The designed KF measurement system was defined using MC simulation GATE program version 8.1, which contains the same geometry and physical parameters, and the dose values were taken by defining the DoseActor library at 24 points where TLD was placed. GATE simulation using 99mTc radionuclide was followed for 7.5 days for 70300000 particles and instant absorbed dose values were calculated. GATE MC simulation and TLD measurement results were compared and the results were consistent. In the second stage; In the GATE simulation program, 90Y radionuclide with an average energy of 934 keV, an activity of 1mCi ( 37 MBq ) with an intra-spherical half-life of r = 15 mm and 30 DoseActor libraries were placed in the KF geometry. GATE simulation using 90Y radionuclide was followed for 37001684 particles for 6 hours and instant absorbed dose values were calculated. 
In the first step, the GATE MC simulation and TLD measurement results were compared and the correlation coefficient was calculated R2 = 0.994 which was found that the two systems had a linear correlation. When the GATE simulation results and TLD measurement results were compared, the% error values were the highest as 21% and the additional low 2% and the average 12%. In the GATE MC simulation, the instant absorbed dose values were found to be maximum of 3.908x〖10〗^(-7)  5.817x〖10〗^(-9) Gy/s and a minimum of 5.102x〖10〗^(-9)5.161x〖10〗^(-10) Gy/s. The maximum absorbed dose from readings in the TLD measurement system were found 4.533x〖10〗^(-7)8.394x〖10〗^(-9) Gy/s and the lowest 6.473x〖10〗^(-9)4.193x〖10〗^(-10) Gy/s. The cumulative dose values obtained by the GATE simulation results with 90Y radionuclide for one half-life were the highest in the tumor tissue for 58.6500.277 Gy and the lowest 27.0300.189 Gy for an average of 37:6370:215 Gy. The cumulative dose values obtained by the GATE simulation results with 90Y for one half-life were calculated as the highest 5.7470.087 Gy, lowest 0.0 Gy, and average 0.5170.015 Gy in liver tissue, respectively. The results were found to be consistent with the literature data. It has been shown that more realistic and precise internal dosimetry calculations are made with GATE program.