Renal Dosimetry: Ready for Biological Equivalent Dose? Response to Medical Internal Radiation Dose and European Association of Nuclear Medicine Committee Letters

2010 ◽  
Vol 25 (6) ◽  
pp. 763-765 ◽  
Author(s):  
Jeffry A. Siegel ◽  
Michael G. Stabin ◽  
Robert M. Sharkey
Keyword(s):  
Nuclear Medicine ◽  
Radiation Dose ◽  
Dose Response ◽  
European Association ◽  
Equivalent Dose ◽  
Internal Radiation ◽  
Biological Equivalent Dose ◽  
Medical Internal Radiation Dose

Dosimetrie bei Anwendung von 131I bei benignen Schilddrüsenerkrankungen: DIN 6861-1

Radiopraxis ◽  
2018 ◽  
Vol 11 (04) ◽  
pp. E30-E40
Author(s):  
Heribert Hänscheid ◽  
Frederik A. Verburg
Keyword(s):  
Nuclear Medicine ◽  
Radiation Dose ◽  
European Association ◽  
Internal Radiation ◽  
Medical Internal Radiation Dose

Bei der Behandlung benigner Schilddrüsenerkrankungen mit 131I ist eine prätherapeutische Dosimetrie zur Bemessung der Therapieaktivität und eine Abschätzung der therapeutisch verabreichten Energiedosis in Deutschland gesetzlich vorgeschrieben. Zur Durchführung der Dosimetrie existieren Handlungsempfehlungen der Deutschen Gesellschaft für Nuklearmedizin und der European Association of Nuclear Medicine. Um Methodik und Verfahrensablauf der Dosisbestimmungen national weiter zu harmonisieren, wird aktuell die Norm DIN 6861 – 1 erstellt. Die DIN 6861 – 1 übernimmt viele Empfehlungen der Leitlinien als Forderungen und führt bei den Berechnungen zu vergleichbaren Ergebnissen. Im Detail finden sich aber auch Unterschiede, z. B. wird bei den Berechnungen die Abhängigkeit der absorbierten Energiedosis von der Größe des therapierten Volumens explizit berücksichtigt. Beim Formalismus verlässt die DIN 6861 – 1 die tradierten Schreibweisen und verwendet die international zunehmend als Standard für die Dosimetrie bei innerer Exposition akzeptierte Nomenklatur des Medical Internal Radiation Dose (MIRD) Committee of the Society of Nuclear Medicine. Dem Nutzer wird durch die neue DIN-Norm zudem eine vollständige Liste der für eine nachvollziehbare Dosimetrie notwendigen Dokumentation an die Hand gegeben.

Dosimetrie bei Anwendung von 131I bei benignen Schilddrüsenerkrankungen: DIN 6861-1

2018 ◽  
Vol 41 (01) ◽  
pp. 13-23
Author(s):  
Heribert Hänscheid ◽  
Frederik Verburg
Keyword(s):  
Nuclear Medicine ◽  
Radiation Dose ◽  
European Association ◽  
Internal Radiation ◽  
Medical Internal Radiation Dose

ZusammenfassungBei der Behandlung benigner Schilddrüsenerkrankungen mit 131I ist eine prätherapeutische Dosimetrie zur Bemessung der Therapieaktivität und eine Abschätzung der therapeutisch verabreichten Energiedosis in Deutschland gesetzlich vorgeschrieben. Zur Durchführung der Dosimetrie existieren Handlungsempfehlungen der Deutschen Gesellschaft für Nuklearmedizin und der European Association of Nuclear Medicine. Um Methodik und Verfahrensablauf der Dosisbestimmungen national weiter zu harmonisieren, wird aktuell die Norm DIN 6861 – 1 erstellt. Die DIN 6861 – 1 übernimmt viele Empfehlungen der Leitlinien als Forderungen und führt bei den Berechnungen zu vergleichbaren Ergebnissen. Im Detail finden sich aber auch Unterschiede, z. B. wird bei den Berechnungen die Abhängigkeit der absorbierten Energiedosis von der Größe des therapierten Volumens explizit berücksichtigt. Beim Formalismus verlässt die DIN 6861 – 1 die tradierten Schreibweisen und verwendet die international zunehmend als Standard für die Dosimetrie bei innerer Exposition akzeptierte Nomenklatur des Medical Internal Radiation Dose (MIRD) Committee of the Society of Nuclear Medicine. Dem Nutzer wird durch die neue DIN-Norm zudem eine vollständige Liste der für eine nachvollziehbare Dosimetrie notwendigen Dokumentation an die Hand gegeben.

Intraperitoneal yttrium-90-labeled monoclonal antibody in ovarian cancer.

1990 ◽  
Vol 8 (12) ◽  
pp. 1941-1950 ◽  
Author(s):  
J S Stewart ◽  
V Hird ◽  
D Snook ◽  
B Dhokia ◽  
G Sivolapenko ◽  
...  
Keyword(s):  
Ovarian Cancer ◽  
Monoclonal Antibody ◽  
Bone Marrow ◽  
Radiation Dose ◽  
Tumor Regression ◽  
Radiation Doses ◽  
Internal Radiation ◽  
Bone Absorption ◽  
Medical Internal Radiation Dose ◽  
Yttrium 90

From March 1987 to March 1988, a phase I to II study was carried out in 25 patients with ovarian cancer. They received escalating doses of intraperitoneally (IP) administered yttrium-90 (Y-90)-labeled monoclonal antibody, HMFG1, against a tumor cell-surface antigen. Myelosuppression prevented an escalation of the administered Y-90 activity above 25 mCi. Y-90-labeled antibody was absorbed from the peritoneal cavity into the circulation. Maximum blood Y-90 activity was observed 40 hours after the IP injection with a mean of 21% of the injected activity (range, 14.2% to 26.4%) in the circulation. The radiation dose the bone marrow received from circulating Y-90-labeled antibody (the blood radiation dose) was calculated by applying the Medical Internal Radiation Dose (MIRD) formulation to the measured Y-90 activity in patients blood. Myelosuppression occurred following calculated blood radiation doses to bone marrow of only 10 to 30 cGy. The excessive myelosuppression following such modest radiation doses from circulating Y-90-labeled antibody could be explained by the uptake of Y-90 by bone. In an attempt to reduce bone absorption of Y-90, seven patients received an intravenous (IV) infusion of EDTA (Sinclair Pharmaceuticals Ltd, Godalming, United Kingdom). This increased the urinary excretion of Y-90 from a mean of 11.1% to 32.3% of the injected activity (P = .0001). Fourteen patients had assessable tumor at laparoscopy. Tumor regression was observed in one patient, and palliation of ascites in a further patient.

scholarly journals Assessment of Internal Radiation Dose in Gastro Intestinal Tract for Acute Ingestion of Ra-226 of the People of Bangladesh

2018 ◽  
Vol 19 (1) ◽  
pp. 38-42
Author(s):  
AHMR Quddus ◽  
MMA Zaman ◽  
AS Mollah ◽  
MM Zaman
Keyword(s):  
Radiation Dose ◽  
Effective Dose ◽  
Age Groups ◽  
Absorbed Dose ◽  
Equivalent Dose ◽  
Gi Tract ◽  
Internal Radiation ◽  
Acute Ingestion ◽  
Tissue Compartments ◽  
Committed Effective Dose

To design appropriate method for treatment planning it is necessary to know the precise radiation dose absorbed by any internal organ in human body. This paper will provide a method for calculating retention, absorbed dose, committed equivalent dose and committed effective doses due to acute ingestion of 1 Bq of Ra-226 in the gastro intestinal (GI) tract of Bangladeshi people for different age groups. Calculations are done by using “Internal Radiation Dose Assessment (IRDA)” software which has been developed in Visual Basic language. GI tract consists of four tissue compartments, e.g. stomach (ST), small intestine (SI), upper large intestine (ULI) and lower large intestine (LLI). One hour after the ingestion, the retention and absorbed dose show the trend ST > SI > ULI > LLI. For tissue compartments the variation of the committed equivalent dose pattern is LLI > ULI > ST > SI for the radionuclide. The variation of absorbed dose, committed equivalent dose and committed effective dose with respect to age follow the pattern: 1 year> 10years > adult female > adult male. The highest committed effective dose is found in the GI tract of 1 year old child. For other age groups these values are slightly less than those for 1 year old child.Bangladesh J. Nuclear Med. 19(1): 38-42, January 2016

scholarly journals Dosis absorbida de Iodo-131 en médula ósea, en un paciente con Cáncer diferenciado de tiroides tratados en el Instituto “Codas Thompson”, Paraguay (2017)

2020 ◽  
Vol 8 ◽  
pp. 103
Author(s):  
Candy Giannina Santacruz Syala
Keyword(s):  
Radiation Dose ◽  
Internal Radiation ◽  
El Sistema ◽  
Medical Internal Radiation Dose

En el tratamiento de CADiT, es deseable suministrar una cantidad de I-131 que sea eficaz para eliminar el tejido neoplásico y que, a la vez, imparta una dosis segura a la médula ósea. Esta dosis debe ser menor a 200 cGy, límite por encima del cual se puede manifestar riesgo de mielotoxicidad. La Dosimetría Interna es la valoración indirecta de la dosis absorbida en un órgano blanco, generada por la actividad de un radionucleido suministrado con fines diagnósticos o terapéuticos. Favorece la protección radiológica del paciente mediante la estimación de la dosis en medula ósea, y en función de ésta, la máxima actividad a ser administrada en el tratamiento (4). El sistema MIRD (“Medical Internal Radiation Dose”) es la metodología general para la estimación de dosis absorbidas en órganos normales y en cuerpo entero. En Paraguay, la actividad de I-131 suministrada para el tratamiento ablativo, se establece de acuerdo a protocolos fijos, elaborados por asociaciones médicas de endocrinología. Una misma actividad no tiene igual efectividad en todos los pacientes, debido a las variantes de la enfermedad y a las diferencias anatómicas y fisiológicas individuales. La finalidad de este estudio es implementar un protocolo de dosimetría interna, adaptada la fisiología de cada paciente y la cinética del radiofármaco.

scholarly journals Internal Radiation Dose Assessment using IRDA Software for Bangladeshi Subjects due to Ingestion of CO-60

2013 ◽  
Vol 4 (1) ◽  
pp. 135-143
Author(s):  
AHMR Quddus ◽  
M Moksed Ali ◽  
MMA Zaman ◽  
AS Mollah
Keyword(s):  
Radiation Dose ◽  
Age Groups ◽  
Absorbed Dose ◽  
Equivalent Dose ◽  
Dose Assessment ◽  
Gi Tract ◽  
Internal Radiation ◽  
Radiation Dose Assessment ◽  
Tissue Compartments ◽  
Committed Effective Dose

Retention, absorbed dose, committed equivalent dose and committed effective doses have been assessed due to acute ingestion of 1 Bq of 60Co in human body. Calculations are done using “Internal Radiation Dose Assessment (IRDA)” software which has been developed based on the biokinetic model. Due to ingestion maximum radiation dose is deposited in the gastro intestinal (GI) tract, assumed to consist of four tissue compartments, e.g. stomach (ST), small intestine (SI), upper large intestine (ULI) and lower large intestine (LLI). In this work actual tissue masses of GI Tract of Bangladeshi people have been considered to calculate the above mentioned quantities for different age groups, such as 1 yr, 10 yrs and adult (female and male). One hour after the ingestion, the retention and absorbed dose show the trend ST > SI > ULI > LLI. Regarding tissue compartments the variation of the committed equivalent dose pattern is LLI > ULI > ST > SI for the radionuclide. The variation of absorbed dose, committed equivalent dose and committed effective dose with respect to age follow the pattern: 1 yr > 10yrs > adult female > adult male. The highest committed effective dose for ingestion of 1 Bq of the radionuclide under the study is found in the GI tract of 1 yr old child. This value is 6.56 x 10-6 mSv. For other age groups these values are slightly less. DOI: http://dx.doi.org/10.3329/bjmp.v4i1.14703 Bangladesh Journal of Medical Physics Vol.4 No.1 2011 135-143

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