HOCHAUFLÖSENDE GAMMA-SPEKTROSKOPIE IM KRANKENHAUS: AKTIVIERUNGSPRODUKTE AN EINEM LINEARBESCHLEUNIGER

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1 HOCHAUFLÖSENDE GAMMA-SPEKTROSKOPIE IM KRANKENHAUS: AKTIVIERUNGSPRODUKTE AN EINEM LINEARBESCHLEUNIGER HIGH RESOLUTION GAMMA SPECTROSCOPY IN A HOSPITAL: ACTIVATION PRODUCTS IN A LINEAR ACCELERATOR H. Fischer (1), K. Peick (2) Universität Bremen, FB 1 Physik (1), Klinikum Ansbach, Abt. Strahlentherapie (2) Zusammenfassung Medizinische Linearbeschleuniger mit Energien oberhalb von etwa 10 MeV erzeugen durch Kernreaktionen radioaktive Stoffe. Dieser Vorgang ist bekannt und mit einem Dosisleistungsmessgerät an jedem Beschleuniger nachweisbar. Auch an bestrahlten Zubehörteilen sind Aktivierungsprodukte zu finden. Auswirkungen auf die Strahlenbelastung des Personals sind zu vermuten. Genauere Kenntnis der erzeugten Nuklide und der zugehörigen Beiträge zur Strahlendosis könnten daher zur Verbesserung des Strahlenschutzes beitragen. Im Rahmen dieser Arbeit wurde an einem medizinischen Elektronenlinearbeschleuniger ein mobiles hochauflösendes Gamma-Spektrometer nach Abschalten der Strahlung in den Bestrahlungsraum gebracht und dort sofort in Betrieb genommen. Zusätzlich wurden im Strahlerkopf vorhandene Materialien wie Stahl, Blei, Wolfram und Kupfer bestrahlt und anschließend außerhalb des Bestrahlungsraums spektroskopisch untersucht. Dasselbe geschah mit Zubehörteilen des Beschleunigers wie Keilfiltern, Abschirmblöcken und Patientenfixierungshilfen. Ergänzt wurden die Messungen durch Zeitreihen bzw. Einzelmessungen der Dosisleistung in verschiedenen Geometrien. Die in den Spektren über ihre Energien und Halbwertszeiten identifizierten Nuklide werden in tabellarischer Form vorgestellt. Es dominieren 62 Cu, 56 Mn, 187 W und 57 Ni im Strahlerkopf, 53 Fe und 56 Mn im Stahl- und 120 Sb im Blei-Keilfilter. In gegossenen Abschirmblöcken fanden sich 116m In und 123m Sn, in Gießrahmen für Elektronenapplikator-Einsätze entstand 63 Zn, in einer Maskenhalterung wurde 18 F nachgewiesen. Die höchsten ermittelten Dosisleistungen lagen nach klinisch relevanten Strahlzeiten bei etwa 10 µsv/h direkt am Strahlaustrittsfenster und an der Oberfläche des 60 -Bleikeilfilters. In 1 m Abstand war allein am Strahlerkopf mit 0,15 µsv/h eine Erhöhung gegenüber dem Untergrund festzustellen. Sämtliches Personal war mit elektronischen Personendosismetern, Filmplaketten und zeitweise mit Fingerringdosimetern ausgestattet. Keiner der Dosiswerte lag über dem Nulleffekt, dennoch können einfache, sich aus den Messergebnissen ergebende Verhaltensregeln zu einem zusätzlichen Schutz beitragen. Für Wartungsarbeiten am Strahlerkopf ist der Einsatz eines Dosisleistungsmessgeräts zu empfehlen.

2 1. Fragestellung Bei Mess- und Wartungsarbeiten am Linearbeschleuniger (Varian Clinac 2100C, max. Photonenenergie 15 MV) fiel regelmäßig das Ansprechen des akustischen Alarms bei den vom Personal benutzten Taschendosiswarngeräten auf. Die Ursache, durch Kernreaktionen erzeugte kurzlebige Radionuklide, ist seit längerem bekannt [1]. Der mögliche Zugriff auf ein mobiles hochauflösendes Gammaspektrometer mit hpge-detektor führte zu dem Vorhaben, neben den bereits bekannten Nukliden nach bisher unbekannten kurzlebigen Strahlern zu suchen. Weiterhin hatten Testmessungen mittels Dosisleistungsmessgerät und insbesondere Kontaminationsmonitor Hinweise auf die Aktivierung von Zubehörteilen ergeben. Diese Beobachtung sollte ebenfalls vertieft und die gewonnenen Erkenntnisse über die Strahlenbelastung des Personals sollten mit Literaturwerten [1 3] verglichen werden. 2. Experimente Alle Untersuchungen wurden an einem 1992 installierten Linearbeschleuniger (Varian Clinac 2100C, Photonenenergien 6 und 15 MV) durchgeführt. Das Gerät verfügte über keinen Multileaf-Kollimator und wurde vorwiegend für die Bestrahlung mit Photonen-Stehfeldern eingesetzt. Beide Photonenenergien wurden im Mittel etwa gleich häufig verwendet (je ca. 60 Felder/Tag). Zubehör wie Keilfilter und Abschirmblöcke wurden im klinischen Betrieb durch das Personal von Hand angesetzt, dynamische Keilfilter kamen nicht zum Einsatz. Ein hochauflösendes Gammaspektrometer (hpge-detektor GC 1018, Canberra Industries, und PCA-II Vielkanalanlysator als PC-Einsteckkarte, Oxford Instruments) wurde direkt nach Abschalten der Strahlung (hohe Photonenergie) in den Bestrahlungsraum gebracht und in Betrieb genommen. Die Energiekalibrierung wurde vorab mit den Nukliden 99m Tc, 131 J (aus der Nuklearmedizin) und 137 Cs (Prüfstrahler) vorgenommen und bei der späteren Auswertung u.a. mit Hilfe der in fast allen Spektren sichtbaren Linie des 40 K ständig kontrolliert. Es wurden anfänglich Spektren im 2-Minutentakt, später in größer werdenden Zeitabständen aufgenommen. Der Zeitraum zwischen Beam-Off und Aufnahme des ersten Spektrums betrug nur wenige Minuten. Der gewählte Messort lag vor dem Strahlaustrittsfenster, mit Orientierung des Detektors zum Target, da dieser Bereich vorab mittels Dosisleistungssonde als wichtigste Strahlenquelle identifiziert worden war. Die Einstellungen des Beschleunigers wurden nicht verändert, so dass Target und Ausgleichskörper in der Position blieben, die sie bei der Strahlerzeugung hatten. In einer weiteren Messreihe wurden Zubehörteile des Beschleunigers, die im Strahlengang liegen können, bestrahlt und anschließend in einem Nebenraum am Spektrometer untersucht. Im Einzelnen waren dies Keilfilter aus Stahl und Blei (Varian), gegossene Abschirmblöcke (Material: MCP96, HEK Medizintechnik), Gießrahmen für Elektronenblenden (Varian, Material der darin gegossenen Blenden: MCP96, HEK Medizintechnik) und eine Maskenhalterung älterer Bauart (IMMOB, HEK Medizintechnik). Dasselbe wurde mit einzelnen Materialproben (Stahl, Kupfer, Wolfram, Blei) durchgeführt. Ergänzende Messungen wurden bei der höchsten Elektronenenergie (20 MeV) unter sonst gleich bleibenden Bedingungen durchgeführt. Ein Versuch in der niedrigen Photonenstufe (6 MV) erbrachte erwartungsgemäß keinen Hinweis auf Aktivierungsprodukte. Die spektrometrischen Untersuchungen wurden durch Messungen mit einem tragbaren

3 Dosisleistungsmessgerät (LB 133, EG&G Berthold) ergänzt. Am Strahlerkopf wurden Zeitreihen aufgenommen, an den Zubehörteilen wurden Einzelmessungen durchgeführt. Ein Beispiel für zwei Zeitreihen zeigt die Abb. 1: 100 Dosisleistung [µsv/h] Zeit [s] Abb. 1: Dosisleistung am Strahlaustrittsfenster des Strahlerkopfs. Eckige Symbole: nach 1 min. Strahlzeit, 15 MV, 400 MU/min; runde Symbole: nach 10 min. Strahlzeit. Sämtliche Messungen wurden nach Beendigung des täglichen Patientenbetriebs durchgeführt, teilweise nach Einhaltung einer Wartezeit, um kurzlebige Aktivierungsprodukte abklingen zu lassen. Einige ergänzende Messungen fanden morgens vor Beginn des klinischen Betriebs statt. 3. Auswertung Die Analyse der Spektren wurde halbautomatisch mit Hilfe der Peaksuche-Funktion des Programms GammaPlus (Silena International) durchgeführt, anschließend wurde manuell auf Plausibilität kontrolliert. Kriterien waren mögliche Entstehungs-Kernreaktion und Vorhandensein der Linien in zeitlich aufeinanderfolgenden Spektren bei entsprechender Halbwertszeit. Im Fall des 18 F (Positronenstrahler ohne Gamma-Emission) wurde das Nuklid über die Bestimmung der Halbwertszeit identifiziert.

4 4. Ergebnisse 4.1 Gamma-Spektroskopie Die folgenden Tabellen zeigen die wesentlichen in den verschiedenen Experimenten identifizierten Radionuklide. Tab. 1: In den Spektren vom Strahlerkopf identifizierte Radionuklide. Radionuklid gebildet aus wichtigste Linie (kev) Halbwertszeit 28 Al 27 Al ,24 min 58 Co 58 Ni ,9 d 60 Co 60 Ni 1173/1332 5,27 a 62 Cu 63 Cu ,67 min 66 Cu 65 Cu ,12 min 56 Mn 56 Fe 847 2,58 h 24 Na 27 Al ,0 h 57 Ni 58 Ni ,6 h 181 W 182 W ,2 d 187 W 186 W ,7 h Tab. 2: In den Spektren von Zubehörteilen identifizierte Radionuklide Radionuklid gebildet aus wichtigste Linie (kev) Halbwertszeit Keilfilter 30 (Stahl) 53 Fe 56 Mn Keilfilter 60 (Blei) 203 Pb 120 Sb 122 Sb Abschirmblock (MCP96) 116m In 203 Pb 123m Sn Elektronen-Gießrahmen (Zink-Druckguss) 63 Zn Maskenhalterung (Plexiglas, Teflon?) 18 F 54 Fe 377 8,51 min 56 Fe 847 2,58 h 204 Pb ,9 h 121 Sb ,9 min 123 Sb 564 2,72 d 116 Sn ,3 min 204 Pb ,1 h 122 Sn ,1 min 64 Zn ,5 min 19 F (511) 109,8 min Die identifizierten Radionuklide konnten in ihrer Entstehung plausibel erklärt werden: sämtliche Mutternuklide sind Haupt- oder Zuschlagbestandteil der bestrahlten Materialien.

5 Wolfram und Kupfer sind Hauptbestandteile des Targets, Aluminium, Nickel und Kobalt stammen höchstwahrscheinlich aus den Polschuhen des Umlenkmagneten. 4.2 Dosisleistungsmessungen Die wichtigsten Ergebnisse der Dosisleistungsmessungen sind in Tabelle 3 zusammengefasst. Tab. 3: Dosisleistung am Strahlerkopf und an Zubehörteilen; die Messungen wurden größtenteils nach klinisch relevanten Strahlzeiten vorgenommen. Wenn nicht anders vermerkt, fanden die Messungen direkt nach der Bestrahlung statt. Das Zubehör wurde an der Position bestrahlt, an der es sich auch im klinischen Betrieb befindet. Einstellung DL in 5 cm DL in 100 cm Strahlenquelle Abstand Abstand Energie Dosis (MU) DL (MU/min) (µsv/h) (µsv/h) Strahlerkopf 15 MV Strahlerkopf 15 MV Strahlerkopf 0,7 ca. 0,15 1h nach Ende Pat.-Betrieb Strahlerkopf 0,4 ca. 0,15 morgens vor Pat.-Betrieb Keilfilter MV ,4 ca. 0,1 Keilfilter MV ca. 0,1 e-rahmen ohne 20 MeV ,6 ca. 0,1 Einsatz e-rahmen mit 20 MeV ,4 ca. 0,1 Einsatz (MCP96) Maskenhalterung 15 MV ca. 0,1 Die mit verschiedenen Bestrahlungszeiten ermittelten Zeitreihen (siehe Abb. 1) zeigen einen multiexponentiellen Abfall mit Halbwertszeiten von ca. 7 bis 35 min. Eine lückenlose Zuordnung zu den spektroskopisch ermittelten Nukliden war nicht möglich, vermutlich tragen auch noch Positronenstrahler signifikant zur Dosis bei. Die absolute Höhe der Dosisleistung stimmt mit den Literaturwerten überein. 4.3 Messwerte der Personendosis Die elektronischen Personendosimeter (EDW 150, Graetz Strahlungsmesstechnik) des medizinischen und medizinphysikalischen Personals zeigten über mehrere Jahre keine Änderung des Nulleffekts von etwa 100 µsv/monat, derselbe Wert, der auch bei Personen, die den Beschleunigerraum nicht betraten, gemessen wurde. Auch Film- und zeitweise getragene Fingerringdosimeter ergaben keinen Hinweis auf eine erhöhte Strahlenbelastung des Personals.

6 5. Bewertung der Ergebnisse Die spektroskopischen Messungen zeigten bei einigen Zubehörteilen (Abschirmblöcke, Elektronen-Gießrahmen, Maskenhalterung) bisher nicht erkannte Radionuklide. Bezüglich des Strahlerkopfs wurden die in der Literatur zu findenden Ergebnisse im Wesentlichen bestätigt. Die Dosisleistungsmessungen bestätigen diese zusätzlichen Strahlenquellen im Zubehör. Von Relevanz für den Strahlenschutz im klinischen Betrieb erscheint hier allein der Blei-Keilfilter mit 10 µsv/h nahe der Oberfläche. Die übliche Vorgehensweise, den Keil z.b. während des Drehens der Gantry in der Hand zu halten, könnte zu Jahres-Teilkörperdosen im msv-bereich führen. Alle anderen Zubehörteile werden nur kurzzeitig gehandhabt und werden daher nicht nennenswert zur Dosis beitragen. Die am Strahlaustrittsfenster des Strahlerkopf gemessenen Dosisleistungen geben Anlass zur Vorsicht und bestätigen den ursprünglichen Befund der ansprechenden Dosiswarngeräte. Bei Wartungsarbeiten können aus Geometriegründen und wegen eventuell demontierter Bleiabschirmungen noch weit höhere Dosisleistungen auftreten. 6. Auswirkungen auf den Strahlenschutz Zusätzlich zu den in der Literatur zu findenden Vorschlägen (möglichst kurze Aufenthaltszeiten am Gerät, sowohl für medizinische als auch für medizinphysikalische Tätigkeiten, Einsatz eines Dosisleistungsmessgeräts bei Serviceeinsätzen am Strahlerkopf, Einplanung von Wartezeiten) wurde die Empfehlung ausgesprochen, die Handhabungszeit für den 60 -Keil möglichst kurz zu halten. Die Entdeckung von Aktivierungsprodukten an einer Maskenhalterung aus Kunststoff hat zwar für den Strahlenschutz keine Relevanz, zeigt aber, dass es sinnvoll ist, neu angeschafftes Zubehör auf Entstehung von Aktivierungsprodukten zu untersuchen. Am besten erscheint hierfür ein empfindliches Dosisleistungsmessgerät geeignet. Für die Tätigkeiten bei physikalischen Messungen und Wartung erwiesen sich elektronische Dosimeter mit akustischem Alarm als sehr nützlich, da sie die Träger direkt auf eine erhöhte Ortsdosisleistung hinwiesen. 7. Literatur [1] Ewen K, Lauber-Altmann, I: Aktivierung fester Materialien an einem medizinischen Elektronenlinearbeschleuniger; Röntgen-Bl. 40 (1987) [2] Almén A, Ahlgren L, Mattson S: Absorbed dose to technicians due to induced activity in linear accelerators for radiation therapy; Phys. Med. Biol. 36(6) (1991) [3] Rawlinson JA, Islam MK, Galbraith DM: Dose to radiation therapists from activation at high-energy accelerators used for conventional and intensity-modulated radiation therapy; Med. Phys. 29(4) (2002)