En médecine nucléaire, la radiothérapie interne sélective est une technique qui consiste à délivrer une dose élevée à la tumeur tout en préservant les tissus sains. En général, l’activité d’un radiopharmaceutique administrée au patient est déterminée à partir d’une mesure réalisée à l’aide d’un activimètre. Cette pratique présente l’inconvénient de ne pas prendre en compte l’activité et la distribution réelles du radionucléide dans l’organe traité, conduisant à de fortes variabilités au niveau de la dose individuelle absorbée.
Objectifs
Développement et mise en œuvre de méthodes de mesure pour la caractérisation dosimétrique de volumes de solutions radioactives sans connaissance préalable de leur activité massique.
Application de la méthode de mesure externe retenue dans l’étape précédente pour la caractérisation dosimétrique de résines chargées en 90Y, sans connaissance préalable de leur activité massique. Validations à partir des valeurs d’activité de solution mesurées avant mélange dans la résine.
Développement d’étalons de dose absorbée et d’activité sous forme de volumes de résine caractérisés avec les méthodes développées dans l’étude, dont les formes et les dimensions (de quelques cm3 à quelques dizaines de cm3) seront à préciser avec les utilisateurs (physiciens médicaux).
Résumé et premiers résultats
En médecine nucléaire, la radiothérapie interne sélective est une technique qui consiste à délivrer une dose élevée à la tumeur tout en préservant les tissus sains. L’activité du radiopharmaceutique administrée au patient est déterminée avant injection à partir d’une mesure réalisée à l’aide d’un activimètre. Cette pratique ne prend pas en compte l’activité et la distribution réelles du radionucléide dans l’organe traité, conduisant à de fortes variabilités au niveau de la dose individuelle absorbée. Une réponse à ce problème est le développement d’une dosimétrie personnalisée sur la base de l’imagerie quantitative tomographique TEP (tomographie par émission de positons) ou TEMP (tomographie par émission mono-photonique). Toutefois il n’existe pas de traçabilité métrologique pour l’activité estimée par ces méthodes.
L’étude a pour objectif de contribuer à l’établissement de cette traçabilité. Il s’agit de développer des étalons de dose absorbée et d’activité sous forme de volumes de résine dont les formes et les dimensions (de quelques cm3 à quelques dizaines de cm3) seront à préciser. Leur activité massique sera de l’ordre de quelques MBq/g. Le radionucléide utilisé dans le cadre de l’étude sera le 90Y (période radioactive de 2,7 jours), si besoin en présence du radionucléide père, le 90Sr (période radioactive de 29 ans), pour prolonger leur durée d’utilisation. L’incertitude-type visée ne doit pas dépasser 1,5 %. Elle devrait permettre de fournir aux physiciens médicaux un outil de validation précis pour les calculs de dose par imagerie quantitative, proche du niveau requis en radiothérapie externe.
Pour cela, il faudra développer et mettre en œuvre des méthodes de mesure pour la caractérisation dosimétrique de volumes de solutions radioactives et de résines, indépendamment de la connaissance de leur activité massique. Les grandeurs dosimétriques envisagées sont la dose absorbée en « milieu infini », la dose moyenne absorbée dans le volume radioactif, la dose absorbée au centre du volume radioactif. Les méthodes utilisées feront appel à des mesures au sein de la solution radioactive par dosimétrie de Fricke et à des mesures effectuées à l’extérieur avec une chambre d’ionisation. L’obtention de ces grandeurs dosimétriques nécessitera d’effectuer des calculs Monte-Carlo. L’utilisation des codes pour ces applications sera validée via des mesures effectuées pour des solutions d’activité connue. La méthode de mesure externe sera mise en œuvre pour la caractérisation dosimétrique de résines chargées en 90Y. Les résultats seront comparés à ceux obtenus à partir de l’activité pour des solutions d’activité mesurée avant mélange dans la résine.
A terme, l’application de la méthodologie développée sera étendue à d’autres radionucléides utilisés en imagerie quantitative (177Lu, 68Ga, etc.).
Impacts scientifiques et industriels
- Réponse apportée au souhait émis par le Comité Consultatif Rayonnements Ionisants du CIPM (CCRI 2019) d’une implication plus forte de ses membres dans le développement de références pour le domaine de la médecine nucléaire, estimant que la marge de progrès possible est encore importante.
- Renforcement des liens du LNE-LNHB avec la communauté de la radiothérapie interne.
- Mise en œuvre d’une nouvelle référence métrologique pour contribuer à l’établissement d’une traçabilité métrologique du calcul de la dose absorbée associée à l’activité administrée aux patients en radiothérapie interne sélective.
- Réponse aux besoins spécifiques résultant du développement du calcul de dose personnalisé pour le traitement par radio-embolisation des métastases hépatiques du cancer colorectal au moyen des microsphères de 90Y SIR-Spheres, pour lequel le remboursement a été accepté en 2017 par le Ministère français des Affaires sociales et de la Santé.
- Application de la méthodologie développée à d’autres radionucléides utilisés en imagerie quantitative (177Lu, 68Ga, etc.), selon les résultats obtenus lors de ce projet.
Partenaires
En fonction de l’avancement du projet, un partenariat avec des services de médecine nucléaire pourrait être mis en place, notamment au travers du club utilisateurs mis en place en 2020 avec la SFPM.