Full-text resources of CEJSH and other databases are now available in the new Library of Science.
Visit https://bibliotekanauki.pl

Results found: 5

first rewind previous Page / 1 next fast forward last

Search results

Search:
in the keywords:  nuclear medicine
help Sort By:

help Limit search:
first rewind previous Page / 1 next fast forward last
1
Publication available in full text mode
Content available

Calibration of thermoluminescent detectors in Hp(0.07) units by using an X-ray tube and a ¹³⁷Cs source

100%
Wrzesień M.
Medycyna Pracy
|
2019
|
vol. 70
|
issue 6
669-673
EN
Background The method of measuring doses based on the thermoluminescence phenomenon is not an absolute method. For this reason, to obtain correct results, it is necessary to calibrate detectors in the known radiation field. This paper presents a method for calibrating thermoluminescent detectors used in the measurement of personal dose equivalents (Hp(0.07)) obtained by nuclear medicine facility personnel when handling the $\text{}^{99m} \text{Tc}$ radionuclide. Material and Methods The authors used self-developed high-sensitivity thermoluminescent detectors and a HF320C X-ray unit, as well as a rod phantom. Dosimeters were calibrated in accordance with the ISO 4037-3 standard. During the measurements a vial containing a $\text{}^{99m} \text{Tc}$ radionuclide with well-known activity was also used. The energy characteristics were supplemented by using a ¹³⁷Cs source (irradiator ⁶⁰Co/¹³⁷Cs). Results The value of the calibration coefficient for 118 keV energy energy was (1.90±0.02)×10⁻⁵ mSv/imp. Taking into account the correction factor specified for of 140 keV energy at 0.962, the value of the calibration coefficient for 140 keV energy was determined as (1.83±0.02)×10⁻⁵ mSv/imp. Conclusions Verification of the calibration coefficient determined for 140 keV energy carried out with a vial containing a $\text{}^{99m} \text{Tc}$ radionuclide confirmed the correctness of the procedure. Med Pr. 2019;70(6):669–73
2
Publication available in full text mode
Content available

Exposure to ionizing radiation by service personnel working with cyclotrons used to produce radiopharmaceuticals in PET diagnostics

100%
Biegała M., Jakubowska T., Wrzesień M., Albiniak Ł.
International Journal of Occupational Medicine and Environmental Health
|
2022
|
vol. 35
|
issue 6
753-760
EN
Objectives While working with cyclotrons used for the production of radiopharmaceuticals, workers can experience significant exposure to the adverse effects of ionizing radiation. The aim of this paper was to determine the typical level of such exposure received by such personnel while servicing cyclotrons. Material and Methods Exposure was assessed using TLD detectors placed in an anthropomorphic phantom, as well as dose meter to determine whole body and eye lens exposure. The phantom was placed in locations receiving the greatest exposure to ionizing radiation during service activities. The time spent by employees during servicing was assessed based on routine visits by service technicians. The obtained results were compared with readings of detectors worn by employees during service activities. Results The highest equivalent doses in the thoracic area were found to be received by the lungs (211.16 μSv/year). In the head and neck area, the highest dose was measured in the eye lens (3410 μSv/year). The effective dose for the whole body was found to be 1154.4 μSv/year, based on the phantom, and 149 μSv per service visit (1192 μSv/year), based on the dose meters carried by the workers. Conclusions Service workers are exposed to significant doses of ionizing radiation, representing a clear radiological protection issue. To reduce exposure to eye lenses, it is recommended to use protective goggles when working with highly-radioactive elements.
3
Publication available in full text mode
Content available

Assessment of exposure of workers to ionizing radiation from radioiodine and technetium in nuclear medicine departmental facilities

84%
Krajewska G., Pachocki K. A.
Medycyna Pracy
|
2013
|
vol. 64
|
issue 5
625-630
PL
Wprowadzenie: Ze względu na stosowanie promieniowania jonizującego medycyna nuklearna jest istotną i unikalną gałęzią metod diagnostycznych i leczniczych. Celem podjętych badań była ocena narażenia wewnętrznego pracowników zakładów medycyny nuklearnej na jod promieniotwórczy 131I i technet 99mTc oraz ocena dawek pochodzących z ekspozycji zewnętrznej. Materiał i metody: Pomiary zawartości radiojodu 131I i technetu 99mTc w tarczycy osób pracujących z tymi radionuklidami (ok. 100 osób) wykonano w 4 ośrodkach medycyny nuklearnej. Zastosowano przenośny zestaw detekcyjny mierzący radionuklidy in situ. Dawki pochodzące z ekspozycji zewnętrznej mierzono, wykorzystując środowiskowe dozymetry termoluminescencyjne (thermoluminescent dosimeters - TLD) o dużej czułości. Wyniki: Zawartość radiojodu 131I w tarczycy wynosiła średnio: 83 Bq (zakres aktywności: 70-250 Bq) w grupie personelu technicznego, 280 Bq (zakres: 70-4000 Bq) w grupie personelu medycznego i 275 Bq (zakres: 70-1000 Bq) w grupie personelu pomocniczego. Średnia zawartość technetu 99mTc w tarczycy wynosiła ok. 1500 Bq (zakres: 50-1800 Bq). Otrzymana moc dawek pochodzących z ekspozycji zewnętrznej mieściła się w zakresie 0,5-10 μGy/godz. Wnioski: Oszacowana średnia dawka skuteczna pochodząca z inhalacji radiojodu 131I stanowiła mniej niż 5% rocznego limitu dla narażenia zawodowego, które wynosi 20 mSv/rok. Med. Pr. 2013;64(5):625–630
EN
Background: Due to its use of ionising radiation, the field of nuclear medicine is a unique and significant part of medical diagnostics and patient treatment. The aim of this study was to assess the internal exposure of nuclear medicine employees to radioiodine 131I and technetium 99mTc as well as to assess the external exposure doses. Material and Methods: The radioiodine 131I and technetium 99mTc contents in the thyroid of staff members (about 100 persons) dealing with these radionuclides have been measured in four departments of nuclear medicine. The measurements were conducted with a portable detection unit for in situ measurements of radioiodine and technetium. High sensitivity environmental thermoluminescent dosimeters (TLD) were used to measure the external exposure dose. Results: The average values and ranges of radioiodine 131I activity measured in the thyroids of all of the medical units' employees were: 83 Bq (range: 70-250 Bq), 280 Bq (range: 70-4000 Bq), 275 Bq (range: 70-1000 Bq) for technical staff, nuclear medicine staff and hospital services staff, respectively. The mean value of technetium 99mTc content in the thyroids of nuclear medicine staff was approximately 1500 Bq (range: 50- -1800 Bq). External exposure dose rates were in the range of 0.5-10 μGy/h. Conclusions: The calculated average effective dose for particular person caused by the inhalation of radioiodine 131I is below 5% of 20 mSv/year (occupational exposure limit). Med Pr 2013;64(5):625–630
4
Publication available in full text mode
Content available

Ocena narażenia na promieniowanie jonizujące techników obsługujących gammakamery

67%
Domańska A. A., Bieńkiewicz M., Olszewski J.
Medycyna Pracy
|
2013
|
vol. 64
|
issue 4
503-506
EN
Background: Protection of nuclear medicine unit employees from hazards of the ionizing radiation is a crucial issue of radiation protection services. We aimed to assess the severity of the occupational radiation exposure of technicians performing scintigraphic examinations at the Nuclear Medicine Department, Central Teaching Hospital of Medical University in Łódź, where thousands of different diagnostic procedures are performed yearly. Materials and Methods: In 2013 the studied diagnostic unit has employed 10 technicians, whose exposure is permanently monitored by individual dosimetry. We analyzed retrospective data of quarterly doses in terms of Hp(10) dose equivalents over the years 2001-2010. Also annual and five-year doses were determined to relate the results to current regulations. Moreover, for a selected period of one year, we collected data on the total activity of radiopharmaceuticals used for diagnostics, to analyze potential relationship with doses recorded in technicians performing the examinations. Results: In a 10-year period under study, the highest annual dose recorded in a technician was 2 mSv, which represented 10% of the annual dose limit of 20 mSv. The highest total dose for a 5-year period was 7.1 mSv, less than 10% of a 5-year dose limit for occupational exposure. Positive linear correlation was observed between total activity of radiopharmaceuticals used for diagnostics in the period of three months and respective quarterly doses received by technicians performing examinations. Conclusions: Doses received by nuclear medicine technicians performing diagnostic procedures in compliance with principles of radiation protection are low, which is confirmed by recognizing the technicians of this unit as B category employees. Med Pr 2013;64(4):503–506
PL
Wstęp: Ochrona personelu placówki medycyny nuklearnej przed zagrożeniami wynikającymi ze stosowania promieniowania jonizującego jest istotnym aspektem ochrony radiologicznej osób fizycznych. Celem pracy była oceny narażenia zawodowego techników elektroradiologii wykonujących badania scyntygraficzne w Zakładzie Medycyny Nuklearnej Centralnego Szpitala Klinicznego UniwersytetuMedycznego w Łodzi, gdzie rocznie przeprowadzanych jest kilka tysięcy różnego rodzaju radioizotopowych badań diagnostycznych. Materiał i metody: W badanej placówce diagnostycznej zatrudnionych jest 10 techników (2013 r.), których narażenie podlega stałej kontroli za pomocą dozymetrii indywidualnej. Zebrano archiwalne dane dotyczące kwartalnych odczytów z dozymetrów na przestrzeni lat 2001-2010 i przeanalizowano dawki kwartalne wyrażone, jako równoważniki dawki Hp(10). Wyznaczono również dawki roczne oraz 5-letnie, odnosząc wyniki do obecnie obowiązujących norm prawnych. Dla wybranego okresu jednego roku zebrano również dane dotyczące liczby i rodzaju realizowanych w tym czasie badań, aby ocenić, czy istnieje zależność między łączną aktywnością radiofarmaceutyków podaną w tym czasie pacjentom a dawkami zarejestrowanymi u techników wykonujących te badania. Wyniki: W badanym 10-letnim okresie działalności placówki, najwyższa zarejestrowana u technika dawka roczna wynosiła 2 mSv, a najwyższa sumaryczna dawka 5-letnia - 7,1 mSv, co nie przekraczało 10% wartości granicznych dawki rocznej (20 mSv) i 5-letniej (100 mSv). Zaobserwowano dodatnią zależność liniową między wartościami kwartalnych dawek otrzymanych przez techników a łączną aktywnością radiofarmaceutyków podanych w tym okresie pacjentom. Wnioski: Przy zachowaniu zasad ochrony radiologicznej oraz warunków bezpiecznego stosowania promieniowania jonizującego dawki otrzymywane przez techników wykonujących badania scyntygraficzne są niskie, co potwierdza zaliczenie tej grupy zawodowej do pracowników kategorii B. Med. Pr. 2013;64(4):503–506
5
Publication available in full text mode
Content available

Prostota czy złożoność procesu wytwarzania radiofarmaceutyków w świetle optymalizacji ochrony radiologicznej personelu – $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ vs $ \text{}^\text{18}\text{F} $

67%
Wrzesień M.
Medycyna Pracy
|
2018
|
vol. 69
|
issue 3
317-327
EN
Background A radiopharmaceutical is a combination of a non-radioactive compound with a radioactive isotope. Two isotopes: technetium- 99m ($ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $) and fluorine-18 ($ \text{}^\text{18}\text{F} $) are worth mentioning on the rich list of isotopes which have found numerous medical applications. Their similarity is limited only to the diagnostic area of applicability. The type and the energy of emitted radiation, the half-life and, in particular, the production method demonstrate their diversity. The $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ isotope is produced by a short-lived nuclide generator – molybdenum-99 ($ \text{}^\text{99}\text{Mo} $)/$ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $, while $ \text{}^\text{18}\text{F} $ is resulting from nuclear reaction occurring in a cyclotron. A relatively simple and easy handling of the $ \text{}^\text{99}\text{Mo} $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ generator, compared to the necessary use a cyclotron, seems to favor the principle of optimizing the radiological protection of personnel. The thesis on the effect of automation of both the $ \text{}^\text{18}\text{F} $ isotope production and the deoxyglucose labelling process on the optimization of radiological protection of workers compared to manual procedures during handling of radiopharmaceuticals labelled with $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ need to be verified. Material and Methods Measurements of personal dose equivalent Hp(0.07) were made in 5 nuclear medicine departments and 2 radiopharmaceuticals production centers. High-sensitivity thermoluminescent detectors (LiF: Mg, Cu, P – MCP-N) were used to determine the doses. Results Among the activities performed by employees of both $ \text{}^\text{18}\text{F} $-fluorodeoxyglucose ($ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG) production centers and nuclear medicine departments, the manual quality control procedures and labelling of radiopharmaceuticals with $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ isotope manifest the greatest contribution to the recorded Hp(0.07). Conclusions The simplicity of obtaining the $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ isotope as well as the complex, but fully automated production process of the $ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG radiopharmaceutical optimize the radiation protection of workers, excluding manual procedures labelling with $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ or quality control of $ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG. Med Pr 2018;69(3):317–327
PL
Wstęp Radiofarmaceutyk to produkt będący połączeniem niepromieniotwórczego związku chemicznego i znacznika izotopowego. Na bogatej liście izotopów mających zastosowane w medycynie na uwagę zasługują 2 – technet-99m ($ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $) i fluor-18 ($ \text{}^\text{18}\text{F} $). Ich podobieństwo ogranicza się jedynie do diagnostycznego obszaru stosowalności, a dzieli je m.in. rodzaj i energia emitowanego promieniowania, czas połowicznego rozpadu czy w szczególności sposób produkcji. Izotop $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ uzyskuje się dzięki generatorom nuklidów krótkożyciowych – molibdenu-99 ($ \text{}^\text{99}\text{Mo} $)/$ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $, a $ \text{}^\text{18}\text{F} $ powstaje w reakcji jądrowej zachodzącej w cyklotronie. Stosunkowo łatwy sposób obsługi generatora $ \text{}^\text{99}\text{Mo} $/$ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ w porównaniu z koniecznością wykorzystania cyklotronu wydaje się sprzyjać zasadzie optymalizacji ochrony radiologicznej personelu. Weryfikacja tezy dotyczącej wpływu automatyki zarówno produkcji znacznika $ \text{}^\text{18}\text{F} $, jak i procesu znakowania deoksyglukozy na zoptymalizowanie ochrony radiologicznej pracowników w porównaniu z manualnymi procedurami wykonywanymi podczas znakowania preparatów izotopem $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $. Materiał i metody Dawki równoważne Hp(0,07) zmierzono w 5 zakładach medycyny nuklearnej i 2 ośrodkach produkujących znaczniki pozytonowe, w szczególności $ \text{}^\text{18}\text{F} $. W pomiarach dozymetrycznych wykorzystano wysokoczułe detektory termoluminescencyjne wykonane z fluorku litu (LiF: Mg, Cu, P – MCP-N). Wyniki Wśród czynności wykonywanych przez pracowników zarówno placówek produkujących $ \text{}^\text{18}\text{F} $-fluorodeoksyglukozę ($ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG), jak i zakładów medycyny nuklearnej manualne procedury kontroli jakości oraz znakowanie preparatu mają największy wkład do zarejestrowanych wartości dawek Hp(0,07). Wnioski Prosty sposób uzyskania znacznika $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ podobnie jak złożony (choć w pełni zautomatyzowany) proces produkcji $ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG optymalizuje ochronę radiologiczną personelu z wyłączeniem manualnych procesów znakowania związków chemicznych $ \text{}^\text{99m}\text{Tc} $ bądź kontroli jakości $ \text{}^\text{18}\text{F} $-FDG. Med. Pr. 2018;69(3):317–327
first rewind previous Page / 1 next fast forward last
JavaScript is turned off in your web browser. Turn it on to take full advantage of this site, then refresh the page.