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Erhebung von Häufigkeit und Dosis nuklearmedizinischer Untersuchungsverfahren - Vorhaben 3617S42443

Aufgrund des Deutschen Strahlenschutzgesetzes aber auch aus übergeordneten Fragen des Strahlenschutzes ist eine regelmäßige Sichtung der Häufigkeit und Strahlenexposition nuklearmedizinischer Untersuchungen in Deutschland erforderlich. Die letzte umfassende Analyse wurde auf der Basis der Daten durchgeführt, die für die Jahre 2007 und 2008 erhobenen worden waren.Für die Kalenderjahre 2016 und 2017 wurden im Rahmen der vorliegenden Studie erneut Daten zu nuklearmedizinischen Untersuchungen erhoben. An der Erhebung wirkten 71 Einrichtungen mit, die Deutschland in der Fläche abdecken und den städtischen und ländlichen Raum sowie die ambulante und stationäre nuklearmedizinische Versorgung berücksichtigen. Die Häufigkeit nuklearmedizinischer Untersuchungen wurde anhand von etwa 460.000 Datensätzen, die Strahlenexposition durch nuklearmedizinische Verfahren anhand von etwa 390.000 Datensätzen und die CT-Diagnostik anhand von etwa 35.000 Datensätzen analysiert. Die mit nuklearmedizinischen Untersuchungen einhergehende Strahlenexposition wurde in der aktuellen Studie um im Mittel mehr als 25% niedriger ermittelt als in der Vorläuferstudie. Der Hauptgrund liegt in Änderung der von der ICRP publizierten Dosiskoeffizienten. Zudem bestehen z.B. bei Untersuchungen des Gehirns oder Ganzkörpers Änderungen in den verwendeten Radiopharmaka. Ein Rückgang in der applizierten Aktivität konnte hauptsächlich bei PET-Untersuchungen beobachtet werden. Auch bei einer im Mittel guten Übereinstimmung der dokumentierten Aktivitäten mit den aktuellen diagnostischen Referenzwerten, sind bei einigen Untersuchungen deutliche Unterschiede zwischen den Einrichtungen zu beobachten. In Einzelfällen liegen die in Einrichtungen dokumentierten Aktivitäten im Mittel oberhalb der aktuell spezifizierten Höchstwerte.

Ermittlung der Zuverlässigkeit von Dosiskoeffizienten für Radiopharmaka – Vorhaben 3612S20013

Die in der Nuklearmedizin verwendeten Dosiskoeffizienten zur Bestimmung der Strahlendosis verabreichter Radiopharmaka basieren auf Empfehlungen der ICRP (International Commission on Radiological Protection) oder des MIRD-Komitees (Medical Internal Radiation Dose Committee). Dabei wurden mathematische Modelle für die zeitlichen Verläufe der Aktivitätskurven in Organen und Geweben (sogenannte biokinetische Modelle) sowie mathematische Darstellungen des menschlichen Körpers (mittlerweile auch in Form voxelisierter Bilder, sogenannte Voxel-Phantome) herangezogen. Alle diese Modelle sind für einen idealisierten Standardmenschen erstellt, wobei die daraus resultierenden Dosiskoeffizienten ohne Unsicherheiten angegeben werden. Durch diese Art der Dosisbestimmung, nämlich durch die mathematische Berechnung mit Hilfe standardisierter biokinetischer und dosimetrischer Modelle, unterliegt die interne Dosis deutlich größeren Unsicherheiten als die externe Dosis. Die Angaben der Unsicherheiten von Dosiskoeffizienten sind aber wichtig, um beispielsweise alternative diagnostische Verfahren miteinander zu vergleichen und die Methodik auszuwählen, die bei entsprechender (vergleichbarer) diagnostischer Qualität die niedrigste Patientenexposition verursacht. Mit Hilfe der Sensitivitätsanalyse können zusätzlich die Parameter und die Bestandteile der Modelle identifiziert werden, die am meisten zur Unsicherheit beitragen und deswegen in zukünftigen experimentellen Studien besser untersucht werden sollen. Ziel dieses Projekts ist, die Unsicherheiten und damit die Zuverlässigkeit von Dosiskoeffizienten für ausgewählte Radiopharmaka zu ermitteln sowie die biokinetischen und dosimetrischen Parameter zu identifizieren, die am meisten zur Unsicherheit der Dosiskoeffizienten beitragen.

Anlage 6a zu Formblatt MedWissAngaben-AD

Anlage 6a zu Formblatt MedWissAngaben-AD Angaben zu den vorgesehenen Radiopharmaka (RP) bzw. zu den inaktiven ("kalten") Markierungskits (MK) sowie den für die Markierung verwendeten Radionukliden Anlage 6a zu Formblatt MedWissAngaben-AD (doc, 66 KB, Datei ist nicht barrierefrei) Stand: 24.06.2024

Teilprojekt AX

Das Projekt "Teilprojekt AX" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Bundesamt für Strahlenschutz durchgeführt. AP 1.1: Insbesondere flüchtige Radionuklide gelangen bei der Applikation von radiotherapeutischen Medikamenten, aber auch als Stoffwechselprodukte des Patienten in die Raumluft. Dadurch können signifikante Expositionen durch die Inhalation dieser Radionuklide bei Personen entstehen, die mit der Medikation und Versorgung der Patienten betraut sind. Daneben tragen Kontaminationen in den Therapieräumen zu einer Exposition des Personals bei. Das Ziel des Arbeitspakets ist, die instrumentellen Voraussetzungen für eine Quantifizierung der luftseitigen und durch Kontaminationen verursachten Expositionen zu schaffen, die Geräte in der Klinik zum Einsatz zu bringen, um reale Expositionen zu bestimmen und Minimierungsstrategien zu erarbeiten. Um Raumluftkonzentrationen abzuschätzen, sind Messungen der vom Patienten mit der Atemluft exhalierten Mengen der Therapienuklide (Ra-223, Ac-225) nötig. Dafür werden Messgeräte der Atemluftkonzentration (Personal Air Sampler) für den Einsatz am Patienten optimiert. AP3: Der Erfolg einer Bildgebung und Behandlung mit Radiopharmaka verlangt eine korrekte und patientenspezifische Ermittlung der Strahlendosis, sowohl in den Zieltumoren als auch in dem umgebenden, gesunden Gewebe. Die interne Dosis von Patienten wie auch von Klinikpersonal oder pflegenden Angehörigen kann jedoch nur berechnet werden, wenn das Biokinetikmodell bezüglich Aufnahme, Verteilung, Speicherung und Ausscheidung des entsprechenden Radiopharmakons für den menschlichen Körper bekannt ist. Zu diesem Zweck sollen biokinetische Modelle entwickelt und deren personenspezifische Komponenten identifiziert werden. Die aufgenommene Strahlendosis ist essentiell für die Abschätzung des quantitativen Gesundheitsrisikos am Arbeitsplatz. Für die Bestimmung und Minimierung des Strahlenrisikos von medizinischem Personal und Angehörigen der Patienten müssen die aus den Radionuklidkonzentrationen resultierenden Strahlendosen bestimmt werden.

Teilprojekt E

Das Projekt "Teilprojekt E" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Sarad GmbH durchgeführt. Zur palliativen Behandlung von metastasierendem, kastrationsrefraktärem Prostatakrebs wer-den zunehmend neue nuklearmedizinische Therapieansätze in deutschen Kliniken verfolgt, bei denen z.T. flüchtige Radionuklide von den Patienten ausgeschieden werden. Dazu gehören neben dem bereits zugelassenen Radium-223 (223Ra) insbesondere Therapien mit Lutetium-177 oder Actinium-225 markierten Liganden des 'Prostata Spezifischen Membran Antigens' (PSMA I&T, PSMA-617) und Radiopeptiden (DOTATATE). Bei einer Radionuklidtherapie werden dem Patienten hohe Aktivitäten an Radionukliden appliziert. Diese Radionuklide und ihre Folgeprodukte werden vom Patienten über die Atemluft, die Haut, den Urin und den Stuhl zum großen Teil wieder ausgeschieden. Klinikpersonal und Angehörige der Patienten sind während und nach der Therapie über die emittierte Gamma- und Bremsstrahlung, aber auch die Raumluft, die Atemluft oder über Hautkontaminationen in Folge der Versorgung der Patienten einer erhöhten Strahlenexposition ausgesetzt. Dabei sind die Strahlendosen für Ärzte, klinisches Personal und andere involvierte Personen so niedrig wie möglich zu halten (ICRP 2007, 2007a). Im Verbundprojekt soll deshalb untersucht werden, welche Expositionen durch die behandelten Patienten in der Klinik entstehen, wie hoch die effektiven Dosen für Klinikpersonal und Angehörige sein werden und wie sie minimiert werden können. Eine individualisierte Dosimetrie der nuklearmedizinischen Therapien, die die Berechnung der erzielten Tumordosis sowie der Strahlenexposition von Risiko-Organen des einzelnen Patienten beinhaltet, soll den Einsatz der Radionuklide optimieren. Damit soll gleichzeitig der Strahlenschutz für Patient, Klinikpersonal und Angehörige verbessert werden (COUNCIL DIRECTIVE 2013/59/EURATOM). Abhängig von den Arbeitsplatzbedingungen kann der routinemäßige Umgang bei Produktion und Handling der Radiopharmaka (insbesondere 223Ra sowie dessen Folgeprodukt 219Rn) Radionuklide im Kontrollbereich in nuk (Text abgebrochen)

Äußere Strahlenexposition des Personals bei der Therapie mit Radium-223 Dichlorid

Äußere Strahlenexposition des Personals bei der Therapie mit Radium-223 Dichlorid Radium-223 Dichlorid ist ein Radiopharmakon zur Therapie von Knochenmetastasen bei kastrationsresistentem Prostatakarzinom. Das Merkblatt klärt über die Aktivitätskorrektur und deren Auswirkungen auf. Trotz geringer Hautexposition ist Schutz wichtig, daher weist es auf geeignete Maßnahmen hin. Äußere Strahlenexposition des Personals bei der Therapie mit Radium-223 Dichlorid (PDF, 648 KB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Stand: 08.02.2017

Teilprojekt A

Das Projekt "Teilprojekt A" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Helmholtz Zentrum München Deutsches Forschungszentrum für Gesundheit und Umwelt (GmbH) - Institut für Strahlenmedizin (IRM) durchgeführt. AP 1.1: Insbesondere flüchtige Radionuklide gelangen bei der Applikation von radiotherapeutischen Medikamenten, aber auch als Stoffwechselprodukte des Patienten in die Raumluft. Dadurch können signifikante Expositionen durch die Inhalation dieser Radionuklide bei Personen entstehen, die mit der Medikation und Versorgung der Patienten betraut sind. Daneben tragen Kontaminationen in den Therapieräumen zu einer Exposition des Personals bei. Das Ziel des Arbeitspakets ist, die instrumentellen Voraussetzungen für eine Quantifizierung der luftseitigen und durch Kontaminationen verursachten Expositionen zu schaffen, die Geräte in der Klinik zum Einsatz zu bringen, um reale Expositionen zu bestimmen und Minimierungsstrategien zu erarbeiten. Um Raumluftkonzentrationen abzuschätzen, sind Messungen der vom Patienten mit der Atemluft exhalierten Mengen des Therapienuklids (223Ra) nötig. Dafür werden tragbare Messgeräte der Atemluftkonzentration (Personal Air Sampler) für den Einsatz am Patienten optimiert. AP3: Der Erfolg einer Bildgebung und Behandlung mit Radiopharmaka verlangt eine korrekte und patientenspezifische Ermittlung der Strahlendosis, sowohl in den Zieltumoren als auch in dem umgebenden, gesunden Gewebe. Die interne Dosis von Patienten wie auch von Klinikpersonal oder pflegenden Angehörigen kann jedoch nur berechnet werden, wenn das Biokinetikmodell bezüglich Aufnahme, Verteilung, Speicherung und Ausscheidung des entsprechenden Radiopharmakons für den menschlichen Körper bekannt ist. Zu diesem Zweck sollen biokinetische Modelle entwickelt und deren personenspezifische Komponenten identifiziert werden. Die aufgenommene Strahlendosis ist essentiell für die Abschätzung des quantitativen Gesundheitsrisikos am Arbeitsplatz. Für die Bestimmung und Minimierung des Strahlenrisikos von medizinischem Personal und Angehörigen der Patienten müssen die aus den Radionuklidkonzentrationen resultierenden Strahlendosen bestimmt werden.

TP1.3: Radiologische Bewertung und Entsorgung

Das Projekt "TP1.3: Radiologische Bewertung und Entsorgung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Strahlenschutz, Analytik & Entsorgung Roßendorf e.V. durchgeführt. Die Herstellung neuer radiopharmazeutischer Produkte ist immer mit der gezielten Herstellung von Radionukliden verbunden. Gleichzeitig fallen bei der Herstellung unerwünschte Nebenkomponenten sowie aktivierte Einsatz- und Hilfsstoffe an, welche entsprechend der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) bewertet und entsorgt werden müssen. Im Allgemeinen liefert die StrlSchV Freigabe- und Ableitwerte für eine Vielzahl von Radionukliden. Es zeigt sich jedoch, dass gerade für Radionuklide aus dem Bereich der radiopharmazeutischen Produkte keine oder unvollständige Werte vorliegen. Somit existieren keine Behandlungsmöglichkeiten für die anfallenden (vom Aktivitätsgehalt eigentlich der Freigabe zuzuordnenden) Reststoffe, was die Möglichkeiten einer kontrollierten Entsorgungs- bzw. Weiterverwendungsstrategie einschränkt bis unmöglich macht. Die Neuentwicklung von Methoden zur radiologischen Bewertung, Behandlung und Entsorgung der anfallenden Nebenkomponenten stellt den Aufgabenschwerpunkt für den VKTA im beantragten Projekt dar. Die Wertschöpfungskette im vorliegenden Projekt wird somit neben der Herstellung und Anwendung der neu entwickelten Radiopharmaka um den Punkt der fachgerechten Behandlung und Entsorgung anfallender radiologisch kontaminierter Reststoffe erweitert. Weiterhin sollen mittels Monte-Carlo Simulationen die Aktivierung des Grundmaterials sowie u.a. des Kühlmittels evaluiert werden. Hier liegt vor allem die Entstehung möglicher Radionuklide während des Bestrahlungsprozesses im Vordergrund. Die zweite Aufgabe des VKTA im vorliegenden Projekt liegt in der Unterstützung bei der Beantragung strahlenschutzrechtlicher Genehmigungen für die Erneuerung der Herstellungsanlagen, den Umgang mit radioaktiven Stoffen in Verbindung mit der Entsorgung radioaktiver Abfälle während der Herstellung der Radiopharmaka sowie im Ausblick auf den Rückbau der Anlagen und der damit verbundenen fachgerechten Entsorgung von dadurch anfallenden Reststoffen und Abfällen.

Untersuchungen der Biokinetik radioaktiver Stoffe im Menschen; Teilvorhaben: Biokinetik von 51Cr und 59Fe

Das Projekt "Untersuchungen der Biokinetik radioaktiver Stoffe im Menschen; Teilvorhaben: Biokinetik von 51Cr und 59Fe" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Strahlen- und Umweltforschung durchgeführt. Ziel des Vorhabens ist die Ermittlung der effektiven Aequivalentdosis und der Organdosen von Patienten bei nuklearmed. Untersuchungen. Dabei soll die Variation der Strahlendosis in Abhaengigkeit von Patientendaten (insbesondere von der Art der Erkrankung) untersucht werden. Durch zusaetzliche Messungen muessen biokinetische Daten ueber Aufnahme, Verteilung, Stoffwechsel und Ausscheidung von Radiopharmazeutika bei den Personen erhoben werden, bei denen diese Substanzen aus med. Gruenden angew.werden. Ziel der Untersuchung: 1. wie bei ferro- und erythrokinetischen Untersuchungen mit Fe59 und Cr51 die biokin. Param. mit der Grunderkrankung variieren; 2. wie occulte Blutverluste die Biokinetik und damit die Strahlenbelastung bei Untersuchungen mit Fe59 beeinfl.; 3. wie bei Untersuch. der intestinalen Eisenabsorption mit Fe59 die biok. Daten vom Eisenstatus des Patienten und dem jeweiligen Testansatz abhaengen. Fuer die Untersuch. werden neben den uebl. Messungen zusaetzlich externe Organmessungen und Messungen der Gesamtkoerper-Retention der Nuklide Fe59 und Cr51 durchgefuehrt. Bei den aufgefuehrten Nukliden sind die Organe Knochenmark, Leber, Milz und Blut, sowie bei den Untersuch. der intestinalen Eisenabsorption der Duenndarm von besond. Interesse. Die Messungen sollen ueber mind. 2 physik. Halbwertzeiten ausgedehnt werden. Die fuer die Berechnung der Organdosen notw. quantitative Bestimmung der Aktivitaetsmengen in den Organen und ihres zeitlichen Verlaufs erf. Kalibrierungsmessungen an verschiedenen anthropomorphen Phantomen., um die moegl. Messfehler zu bestimmen. Entwickl. mathemat. Stoffwechselmodelle. Messungen an ca. 200 Patienten .

Teilprojekt F

Das Projekt "Teilprojekt F" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität München, Klinikum rechts der Isar, Nuklearmedizinische Klinik und Poliklinik durchgeführt. Die Frühdiagnose der koronaren Herzerkrankung ist heute durch multimodale Konzepte (CT/CTA, SPECT/CT und PET/CT) geprägt. Bei derartigen Untersuchungen werden die Patienten wie bei der Koronarangiographie zum Teil erheblichen Strahlenexpositionen ausgesetzt. Die resultierenden Organdosen sollen zur Abschätzung von Spätfolgen und der personalisierten Optimierung der Untersuchungsverfahren bestimmt werden. Insbesondere der Vergleich der Dosisverteilungen für PET/CT und PET Verfahren wird für dieses Projekt von Interesse sein, da die kurzlebigen PET-Radiopharmazeutika die Untersuchungen nicht nur beschleunigen, sondern auch die Strahlenexposition verringern. Existierende (z.B. Koronarangiographie) und in der Entwicklung stehende (PET/CT oder Herz-CT) Methoden sollen hinsichtlich der Strahlenexposition und der entsprechenden diagnostischen Aussagekraft vergleichend untersucht werden. Dynamische SPECT- und PET-Untersuchungen werden benutzt, um die Kinetik der Tracerverteilung zu definieren und die erzeugte Strahlenexposition organspezifisch abzuschätzen. Hierzu werden personalisiert Voxelmodelle erstellt, nach Validierung der biokinetischen Modelle ggf. biokinetische Parameter bestimmt und Simulationsrechnungen durchgeführt. Eingeschlossen werden Patienten mit Verdacht auf koronarer Herzerkrankung im Alter zw. 18 und 75 Jahren. Patienten mit Diabetes mellitus und instabiler Präsentation der KHK sind ausgeschlossen. Kontraindikationen gelten für pharmakologische Belastung als Ausschlusskriterium.

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