Nucleus

Estimation of volumetric dose distribution delivery deviations vs. dose planned in ¹³¹I hyperthyroidism treatment: preliminary results

Resumen En 2013, la Asociación Europea de Medicina Nuclear (AEMN) recomendó un “Procedimiento estándar” para desarrollar la dosimetría individual pretratamiento del Hipertiroidismo con 131I basada en la captación y en cinética tiroidea del paciente. Para estimar las desviaciones en la distribución de dosis entregada vs planificada al volumen tiroideo bajo este procedimiento, se desarrolló y verificó una aplicación en Matlab. Esta aplicación desarrolla el ajuste de la farmacocinética tiroidea, los cálculos de actividad acumulada, la estimación de la masa funcional tiroidea, el cálculo de la actividad a administrar para garantizar la dosis prescrita por el médico, y estimar el mapa tridimensional (3D) de dosis y los parámetros estadísticos relacionados que la caracterizan. La aplicación desarrollada se verificó empleando una imagen-maniquí y 6 farmacocinéticas conocidas. Además, se estimaron y verificaron los parámetros dosimétricos de planificación en 6 pacientes con dosis prescritas entre 150-400 Gy (promedio 241,67 Gy). Las distribuciones de actividad acumulada y de dosis absorbida fueron marcadamente heterogéneas. La distribución de dosis 3D mostró desviaciones estándar entre 18,01-27,08 % de la dosis prescrita. Las diferencias entre la dosis máxima y mínima por voxel/MBq de actividad administrada fue de 74-129 %. De acuerdo a los resultados, sólo entre el 50,2 % y 71,4 % de volumen tiroideo se tratará con la dosis prescrita ±20 %. Conclusiones: la dosis administrada al tejido tiroideo es no-homogénea y discrepa significativamente de la prescrita en algunas regiones, situación que requiere estudios posteriores más profundos con el objetivo de optimizar el tratamiento y sus resultados.

Abstract In 2013, the European Association of Nuclear Medicine Dosimetry Committee recommends a “Standard Operational Procedures for Hyperthyroidism Pre-Therapeutic Dosimetry” based on the assessment of the individual 131I uptake and kinetics. To estimate the 3D dose delivery deviations from prescribed dose during patient specific application of this SOP, a computer Matlab application was developed and verified. It was design to execute: radiopharmaceutical curve fitting, cumulated activity calculations, functional thyroid mass estimation, obtain the therapeutic planning activity to warranty the prescribed dose and produce the 3D planning dose map and related dosimetry parameters. 6 patients with 150-400Gy prescribed dose data planning (average 241,67Gy) were analysed using the developed application. The developed system was verify successfully using a test image phantom and 6 known pharmacokinetics data. The tridimensional thyroid volume cumulated activity and dose distributions were heterogeneous. 3D dose distribution showed standard deviations between 18.01-27.08 % of prescribed dose. The differences between maximum and minimum dose value per voxel/MBq were 74-129%. According to the result, between 50,2 % and 71,4 % of patient’s thyroid will be treat with a dose of DP±20 % of planned dose, the rest will be overdose or sub dose. Conclusions: the 3D treatment planning dose distribution were completely no-homogenous, the significant difference observed should be study in the future more deeply in order to optimized the hyperthyroidism iodine treatment.

Development of clinically based prediction models using machine learning and Bayesian statistics

Abstract In this work, the framework for developing generic clinically based models is emphasized and illustrated with Bayesian statistics neurologic grade prediction models in order to exemplify the type of models that can be developed from a mathematical point of view. The models are based on clinical records of patients who underwent radiotherapy treatment due to glioblastoma which is an aggressive brain cancer. A first model requires as a parameter the neurologic grade of the patient before the treatment then predicts the grade after the treatment. A second, enhanced, model was developed with the aim of making the prediction more realistic and it uses the neurologic grade before the treatment as well, but it additionally depends on the Clinical Target Volume (CTV). Furthermore, with the aid of Bayesian statistic we were able to estimate the uncertainty of the predictions.

Resumen En este trabajo el marco teórico, para desarrollar modelos genéricos basados en datos clínicos, se enfatiza e ilustra con estadísticas bayesianas las cuales predicen grados neurológicos para ilustrar los tipos de modelos que se pueden desarrollar desde un punto de vista matemático. Los modelos se basan en datos clínicos de pacientes que se han sometido a radioterapia por causa de un glioblastoma, el cual es un cáncer de cerebro agresivo. Un primer modelo requiere como parámetro el grado neurológico del paciente antes del tratamiento y predice el grado después del tratamiento. Un segundo modelo, mejorado, fue desarrollado con el propósito de hacerlo más real, éste emplea también el grado neurológico antes del tratamiento; además depende del Volumen Blanco Clínico (CTV por sus siglas en inglés). Por último, con el uso de estadísticas bayesianas fue posible estimar la incertidumbre de las predicciones.

Methods for Reducing Metal Artifacts in Computerized Tomography

Abstract Metal artifacts are common in clinical images. Many methods for artifact reduction have been published to overcome this problem. In this work, animage smoothing method for artifact reduction (ISMAR) is proposed for image quality improvement in patients with hip prosthesis and dental fillings, which caused metal artifacts. ISMAR was evaluated and compared with three well-known methods for metal artifact reduction (linear interpolation (LI), normalized metal artifact reduction (NMAR) and frequency split metal artifact reduction (FSMAR)). The new method is based on edge-preserving smoothing via L0 Gradient Minimization filter. Image quality was evaluated by two experienced radiologists completely blinded to the information about if the image was processed or not to suppress the artifacts. They graded image quality in a five points-scale, where zero is an index of clear artifact presence, and five, a whole artifact suppression. The new method had the best results and it was statistically significant respect to the other tested methods (p < 0.05). This new method has a better performance in artifact suppression and tissue feature preservation.

Resumen Los artefactos metálicos son comunes en las imágenes clínicas. Muchos métodos para la reducción de los artefactos han sido publicados para superar este problema. En el presente trabajo, un método de suavizado de imágenes para la reducción de artefactos (ISMAR) es propuesto para mejorar la calidad de la imagen en pacientes con prótesis de cadera y empastes dentales, los cuales causaron artefactos metálicos. ISMAR fue evaluado y comparado con otros tres métodos reconocidos por su desempeño en la reducción de los artefactos metálicos (Interpolación lineal (LI), reducción de artefactos de metal normalizados (NMAR) y reducción de artefactos de metal divididos en frecuencia (FSMAR)). El nuevo método se basa en el suavizado y conservación de bordes, utilizando para ello el filtro de minimización de gradiente L0. La calidad de la imagen fue evaluada por dos radiólogos experimentados completamente ciegos a la información sobre si la imagen fue procesada o no para suprimir los artefactos. Ellos calificaron la calidad de la imagen en una escala de cinco puntos, donde el cero indica la presencia de artefactos, y el cinco, una supresión total de los artefactos. El nuevo método tuvo los mejores resultados y fue estadísticamente significativo con respecto a los otros métodos probados (p < 0.05). Este nuevo método tiene un mejor rendimiento en la supresión de artefactos y en la conservación de las características de los tejidos.

Design shielding assessment for a nuclear medicine service

Abstract It is recognized worldwide that the security of radioactive substances is very important and that the design of facilities where these sources are used and stored must cater for the implementation of good security measures, including the shielding of some treatment and diagnostic rooms. The radiation protection assessment of a nuclear medicine facility consists of the evaluation of the annual effective dose both to workers occupationally exposed and to members of the public. This assessment take into account the radionuclides involved, the facility features, the working procedures, the expected number of patients per year, the administered activity, the distribution of rooms, the thickness and physical materials of walls, floors and ceilings and so on. The assessment results were compared to the design requirements established by the Cuban regulatory body in order to determine whether or not, the nuclear medicine facility complies with those requirements, both for workers and for members of the public. The work presented is useful for facility designer that uses unsealed radionuclides and for the regulatory body.

Resumen A nivel mundial se reconoce que la seguridad de las sustancias radiactivas es muy importante y que el diseño de las instalaciones, donde se utilizan y almacenan las mismas, tienen que implementar medidas de seguridad adecuadas, incluyendo el blindaje de algunos locales de tratamiento y diagnóstico. La evaluación de la protección radiológica de una instalación de medicina nuclear consiste en la determinación de la dosis efectiva anual, tanto para los trabajadores ocupacionalmente expuestos a las radiaciones como para los miembros del público. Esta evaluación tuvo en consideración los radionúclidos involucrados, las características de la instalación, los procedimientos de trabajo, la cantidad de pacientes que se espera tratar o diagnosticar por año, la actividad administrada, la distribución de los locales y el espesor de los materiales empleados en las paredes, pisos y techo, entre otros. Los resultados obtenidos de la evaluación fueron comparados con los requerimientos de diseño establecidos por el órgano regulador cubano para determinar si cumplen o no con tales requerimientos para los trabajadores expuestos y miembros del público. El trabajo presentado resulta útil para diseñadores de instalaciones que utilizan sustancias abiertas y para el órgano regulador.

The modeling of the reaction cross sections in the production of teranositic radionuclides

Abstract We utilize various nuclear reaction codes with the aim to guide, interpret, and support the experiments in the proton-induced production measurements of radionuclides for the development of innovative radio-pharmaceuticals. The understanding of reaction cross sections at low-intermediate energies is crucial in this context and requires the knowledge of nuclear models available in different codes, such as EMPIRE, TALYS, and FLUKA. These nuclear reaction codes serve as tool to interpret the measurement of production cross-sections and to complete the measurements with estimates of production of contaminants and/or stable isotopes that are difficult to measure. We illustrate different model calculations to simulate isotope production useful in experiments devoted to the measurement of proton-induced production of the two theranostic radio-isotopes 67Cu and 47Sc.

Resumen Utilizamos varios códigos de reacción nuclear con el objetivo de guiar, interpretar y respaldar los experimentos en las mediciones de producción de radionúclidos inducidas por protones para el desarrollo de productos radio-farmacéuticos innovadores. La comprensión de las secciones eficaces de reacción en energías intermedias bajas es crucial en este contexto y requiere el conocimiento de modelos nucleares disponibles en diferentes códigos, como EMPIRE, TALYS y FLUKA. Estos códigos de reacción nuclear sirven como herramienta para interpretar la medición de secciones eficaces de producción y para completar las mediciones con estimaciones de producción de contaminantes y / o isótopos estables que son difíciles de medir. Ilustramos diferentes cálculos de modelos para simular la producción de isótopos útiles en experimentos dedicados a la medición de la producción inducida por protones de los dos isótopos teranósticos 67Cu y 47Sc.

The association of dosimetric quantities from computed tomography with operational factors: basis for optimization strategies

Abstract Clinical Computed Tomography (CT) imaging is supported by a patient - technology - observers system. Such system involves dosimetric quantities associated with image quality descriptors, where operational factors are predictors. Knowledge of quantitative association between CT dosimetric and image quality quantities with systemic factors, provides the basis to devise scanner-specific optimization strategies. Kerma indexes were measured with a pencil ionization chamber free in air C a,100 and in phantom C pmma,x (x changes into c and p for center and periphery respectively). Polymethyl Methacrylate (PMMA) standard phantoms were used (diameters of 16 and 32 cm). Several operational factors of a Siemens Sensation 64 Cardiac were considered: estimated spectrums, tube potential F 8 (80 - 140 kV), tube current x time product F 1 (40 - 350 mAs) and total collimation at isocenter F 3 (2,7 - 19,2 mm). The water equivalent radius R w , an important factor for patient Size Specific Dose Estimators (SSDE), was estimated by taking into account the spectrums in each phantom. Average pixel noise was measured from Regions of Interest (ROIs) in water phantoms with radius of 2,5; 3; 6; 8 and 11,5 cm. A linear association was found between C pmma,p and C pmma,c . A dose reduction of C pmma,c = 2 mGy per tube rotation can be obtained from data analysis (head mode), with F 1 = 50 mAs, F 3 = 19,2 mm, resulting in average pixel noise of 20 Hounsfield Units (HU). Knowledge of noise association with C pmma,c provides a straightforward tool for quantitative optimization, considering a systemic approach, which includes patient - technology - observer factors.

Resumen La tomografía computarizada (TC) clínica se basa en un sistema paciente - tecnología - observador. Dicho sistema incluye magnitudes dosimétricas asociadas a descriptores de calidad, donde los factores operacionales son predictores. Conocer la asociación cuantitativa entre magnitudes dosimétricas y de calidad de imagen con factores sistémicos, provee la base para concebir estrategias de optimización específicas por tomógrafo. Se midieron índices de kerma en aire C a,100 y en maniquí C pmma,x (x cambia a c y p para centro y periferia respectivamente) con una cámara de ionización tipo lápiz. Se utilizaron maniquíes de Polimetil Metacrilato (PMMA) con diámetros de 16 y 32 cm. Se consideraron factores operacionales de un equipo Siemens Sensation 64 Cardiac: espectros estimados, tensión del tubo F 8 (80 - 140 kV), producto corriente x tiempo de exposición F 1 (40 - 350 mAs) y colimación total en isocentro F 3 (2,7 - 19,2 mm). El radio agua-equivalente R w es un factor importante para Estimadores de Dosis Específicos del paciente (SSDE), se estimó teniendo en cuenta el espectro en cada maniquí. El ruido promedio de píxel se midió en regiones de interés (ROIs) de imágenes de maniquíes de agua con radios de 2,5; 3; 6; 8 y 11,5 cm. Se encontró una asociación lineal entre C pmma,p y C pmma,c . Se describe una reducción de dosis a C pmma,c = 2 mGy por rotación del tubo mediante el análisis de datos (modo cabeza), con F 1 = 50 mAs, F 3 = 19,2 mm, resultando en un ruido promedio de píxel de 20 Unidades Hounsfield (UH).

ISOLPHARM, a new production method of high specific activity beta-emitting radionuclides as radiopharmaceutical precursors

Abstract At INFN-LNL (Istituto Nazionale di Fisica Nucleare- Laboratori Nazionali di Legnaro) SPES (Selective Production of Exotic Species), a new facility for the production of radioactive ion beams is being constructed at INFN-LNL (Istituto Nazionale di Fisica Nucleare - Laboratori Nazionali di Legnaro). Radioactive ion beams of neutron-rich nuclei with high purity, in the range of mass between 80 and 160 amu, will be produced by nuclear reactions induced by 40 MeV protons from a cyclotron. The goal of the ISOLPHARM project is to provide a feasibility study for an innovative technology for the production of extremely very high specific activity beta emitting radionuclides as radiopharmaceutical precursors. The ISOL method, adopted in the ISOLPHARM project (a branch of the SPES project), gives the possibility of obtaining pure isobaric beams. In this way, no isotopic contaminations will be present in the beam and afterwards in a proper trapping substrate. The ground-breaking idea of the ISOLPHARM method was granted an International patent (INFN).

Resumen En INFN-LNL (Istituto Nazionale di Fisica Nucleare - Laboratori Nazionali di Legnaro) SPES (Producción selectiva de especies exóticas), se está construyendo una nueva instalación para la producción de haces de iones radiactivos en INFN-LNL (Istituto Nazionale di Fisica Nucleare - Laboratori Nazionali di Legnaro). Se producirán haces de iones radiactivos de núcleos ricos en neutrones con alta pureza, en el rango de masa entre 80 y 160 amu, por reacciones nucleares inducidas por protones de 40 MeV de un ciclotrón. El objetivo del proyecto ISOLPHARM es proporcionar un estudio de viabilidad para una tecnología innovadora para la producción de radionúclidos emisores de beta de actividad específica extremadamente alta como precursores radiofarmacéuticos. El método ISOL, adoptado en el proyecto ISOLPHARM (una rama del proyecto SPES), ofrece la posibilidad de obtener haces isobáricos puros. De esta manera, no habrá contaminaciones isotópicas en el haz y luego en un sustrato de atrapamiento adecuado. La idea pionera del método ISOLPHARM recibió una patente internacional (INFN).

Design of a preamplifier card for the photomultiplier tubes of a gamma camera

Abstract The service provided by Gamma Cameras (GC) in Nuclear Medicine departments fails because of their breakdown, generally due to the associated electronics and not to the physical detection components. Therefore, it was decided to develop an electronic system that allows the recovery and optimization of disused GC, starting with the design of the preamplifier for each photomultiplier tube (PMT). The circuit was designed and simulated and the list of components necessary for the construction of the preamplifier was generated, as well as the printed circuit board was designed for its assembly. By simulating the preamplifier, this worked in linear mode. This determines that the amplitude of the output signal is proportional to the amount of charge delivered by the detector. This card allows an automatic adjustment of the signals of the PMTs as modern GC do. Besides, the circuit was designed and simulated for 37 and 75 PMTs, and the printed circuit board was designed for both cases.

Resumen El servicio que prestan las Cámaras Gamma (CG) en los departamentos de Medicina Nuclear falla por roturas de las mismas, generalmente debido a la electrónica asociada y no a los componentes físicos de detección. Por tal razón, se decidió desarrollar un sistema electrónico que permita la recuperación y optimización de las CG en desuso, comenzando con el diseño del preamplificador para cada tubo fotomultiplicador (TFM). Se diseñó y simuló el circuito y se generó la lista de componentes necesarios para la construcción del preamplificador, así como se diseñó la placa de circuitos impresos para su montaje. Al simular el preamplificador este trabajó en modo lineal. Esto determina que la amplitud de la señal de salida sea proporcional a la cantidad de carga entregada por el detector. Esta tarjeta permite un ajuste automático de las señales de los TFMs como lo hacen las CG modernas. Además, se diseñó y simuló el circuito para 37 y 75 TFMs, así como se diseñó la placa de circuitos impreso para ambos casos.

MCP-PMT timing at low light intensities with a DRS4 evaluation board

Abstract Positron emission tomography (PET) is one of the most important diagnostic tools in medicine, allowing three-dimensional imaging of functional processes in the body. It is based on a detection of two gamma rays with an energy of 511 keV originating from the point of annihilation of the positron emitted by a radio-labeled agent. By measuring the difference of the arrival times of both annihilation photons it is possible to localize the tracer inside the body. Gamma rays are normally detected by a scintillation detector, whose timing accuracy is limited by a photomultiplier and a scintillator. By replacing a photo sensor with a microchannel plate PMT (MCP-PMT) and a scintillator with Cherenkov radiator, it is possible to localize the interaction position to the cm level. In a pioneering experimental study with Cherenkov detectors using PbF 2 crystals and microchannel plate photomultiplier tubes MCP-PMT a time resolution better than 100 ps was achieved. In this work a DRS4 digital ring sampler chip was used to read out single photon output signals from two different MCP-PMTs (Hamamatsu R3809 and Burle 85001) with a sampling rate of 5×109 samples/s. The digitized waveforms were analyzed and a comparison between the two detectors timing response was made. The time resolutions achieved were (161 ± 2.21) ps and (220 ± 2.63) ps FWHM for the Hamamatsu and Burle MCP-PMT respectively. No significant variances were observed in the study of the behavior of the FWHM when both MCP-PMT were scanned.

Resumen La tomografía por emisión de positrones (PET) es una importante herramienta en el diagnóstico médico ya que permite la obtención de imágenes tridimensionales de los procesos funcionales en el cuerpo. La técnica está basada en la detección de los dos cuantos gamma de 511 keV originados en la aniquilación del positrón emitido por el radiofármaco administrado al paciente. Midiendo la diferencia en la llegada de los dos cuantos gamma es posible determinar la posición en la que ocurrió la aniquilación. En los equipos convencionales son utilizados detectores centellantes cuya respuesta temporal está limitada por el fotomultiplicador y el cristal centellante. Remplazando el fotomultiplicador por un PMT (MCP-PMT) y el cristal centellante por un detector Cherenkov, es posible localizar la posición en la que ocurrió la aniquilación con una exactitud a nivel de pocos centímetros. En previos resultados experimentales utilizando detectores Cherenkov con cristales de PbF 2 y MCP-PMT se alcanzó una respuesta temporal de menos de 100 ps. En este trabajo fue utilizado un chip DRS4 con una velocidad de procesamiento de las señales de 5×109 samples/s para la lectura de la salida de fotones únicos de los dos MCP-PMT estudiados (Hamamatsu R3809 y Burle 85001). Las señales digitalizadas fueron analizadas y se realizó una comparación entre la respuesta temporal obtenida para ambos MCP-PMT. El tiempo de respuesta obtenido en términos de FWHM fue de (161 ± 2.21) ps y (220 ± 2.63) ps para los MCP-PMT Hamamatsu y Burle respectivamente. No se detectaron variaciones significativas en el FWHM al escanearse la superficie activa de ambos MCP-PMT .

Development of a semi-empirical method to determine the efficiency of a gamma radiation detector for point sources

Abstract In the present work, we introduce the theoretical development and a new approach to validate a novel method to calibrate the efficiency of a gamma radiation detector for point sources, which we have named the “Efficiency Extrapolation Method”. The method consists in the determination of the detector efficiency using a set of monoenergetic gamma sources, which we will refer to as reference efficiencies. From these values, we will extrapolate the detector efficiency to the complete energy range using the first principle physics of gamma radiation detection theory. Therefore the proposed method corresponds to a semi-empirical one. The determination of reference efficiencies must be done experimentally, but in this work, simulations were performed using FLUKA code. The reference energies will be: 59,54 keV, 661,66 keV and 1 274,54 keV associated to the isotopes 241Am, 137Cs and 22Na respectively. The second part of the method, the extrapolation from the reference energies to the gamma range, will be done over the energies emitted by 152Eu and 133Ba. In general, the results are very good. While the obtained results for energies 53,16 keV and greater than 344,3 keV show an excellent agreement, the results obtained for energies in the middle range are only good.

Resumen En el presente trabajo presentamos el desarrollo teórico y un nuevo enfoque para validar un nuevo método para calibrar la eficiencia de un detector de radiación gamma para fuentes puntuales, al cual hemos llamado el método de extrapolación de la eficiencia. El método consiste en la determinación de la eficiencia del detector usando un conjunto de fuentes gamma monoenergéticas, a las cuales llamaremos eficiencias de referencia. Desde estos valores, extrapolaremos la eficiencia del detector al rango completo de energías usando la física de primeros principios de la teoría de detección de radiación gamma. Por lo tanto el método propuesto corresponde a un método semiempírico. La determinación de las eficiencias de referencia debe hacerse experimentalmente, pero en este trabajo, se realizaron simulaciones usando el código FLUKA. Las energías de referencia serán: 59,54 keV, 661,65 keV y 1 274,54 keV asociadas a los isótopos 241 Am, 137Cs y 22Na respectivamente. La segunda parte del método, la extrapolación desde las energías de referencia hacia el rango gamma de las energías, será realizada sobre las energías emitidas por los isótopos 152Eu y 133Ba. En general, los resultados son muy buenos. Mientras que los resultados obtenidos para las energías de 53,16 keV y mayores que 344,3 keV muestran un excelente acuerdo, los resultados obtenidos para las energías del rango intermedio son solo buenas.

In vivo dosimetry in total body irradiation

Abstract Total Body Irradiation (TBI) is a radiotherapy technique that consists of irradiating homogeneously the whole patient’s body and it is characterized by an extended source to surface distances and the use of large irradiation fields. The limitations of the available input data and inherent problems with the calculation procedures make it very difficult to accurately determine the dose distributions in TBI. For these reasons, it is highly recommended to use In Vivo Dosimetry (IVD), to guarantee the quality of TBI treatments as a direct measurement of the delivered dose. An IVD QA system was implemented based on semiconductor diodes and radiochromic films. For the commissioning of the system, both detector types were calibrated independently, using as reference an ionization chamber with a valid certificate in terms of absorbed dose to water (Dw). This guarantees the traceability of the measurements. An experiment was carried out to simulate a clinical TBI procedure to a phantom. In this way, the calibration of the dosimetry system was confirmed.

Resumen La irradiación total del cuerpo (TBI) es una técnica de radioterapia que consiste en irradiar de manera homogénea todo el cuerpo del paciente y se caracteriza por una fuente extendida a distancias superficiales y el uso de grandes campos de irradiación. Las limitaciones de los datos de entrada disponibles y los problemas inherentes con los procedimientos de cálculo hacen que sea muy difícil determinar con precisión las distribuciones de dosis en TBI. Por estos motivos, es altamente recomendable utilizar la dosimetría in vivo (IVD), para garantizar la calidad de los tratamientos de TBI como una medida directa de la dosis administrada. Se implementó un sistema IVD QA basado en diodos semiconductores y películas radiocromáticas. Para la puesta en marcha del sistema, ambos tipos de detectores se calibraron de forma independiente, utilizando como referencia una cámara de ionización con un certificado válido en términos de dosis absorbida en agua (Dw). Esto garantiza la trazabilidad de las mediciones. Se llevó a cabo un experimento para simular un procedimiento clínico de TBI a un fantasma. De esta forma, se confirmó la calibración del sistema de dosimetría.