Yttrium-90 mikro küre tedavisinde internal dozimetrinin Monte Carlo yöntemi ile belirlenmesi

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.