УЗЕЛ ЗАЩИТЫ ДЛЯ СИСТЕМЫ ДОСТАВКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ С НЕКОТОРЫМ КОЛИЧЕСТВОМ ДЕТЕКТОРОВ РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Российский патент 2021 года по МПК G21G1/00 

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА

[0001] Эта заявка испрашивает приоритет предварительной заявки на патент США № 62/397,022, предварительной заявки на патент США № 62/397,025 и предварительной заявки на патент США № 62/397,026, каждая из которых была подана 20 сентября 2016 г. Полное содержание указанных заявок включено в данный документ посредством ссылки.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

[0002] Данное изобретение относится к радиоактивным фармацевтическим препаратам, используемым в ядерной медицине, и, более конкретно, к системам и способам получения и подвода радиоактивных фармацевтических препаратов.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

[0003] В ядерной медицине используются радиоактивные материалы для лечения и диагностической визуализации. Позитронно-эмиссионная томография (ПЭТ) является одним из видов диагностической визуализации, в которой используются определенные дозы радиоактивного фармацевтического препарата. Дозы радиоактивного фармацевтического препарата могут вводиться пациенту посредством инъекции или инфузионного ввода до или во время процедуры ПЭТ-сканирования. Введенная доза радиоактивного фармацевтического препарата может поглощаться клетками органа-мишени пациента и испускать излучение. ПЭТ-томограф может регистрировать испускаемое излучение для создания изображения органа. Например, для визуализации ткани тела, такой как миокард, пациенту может быть введен посредством инъекции или инфузионного ввода рубидия-82 (⁸²Rb). Рубидий-82 может демонстрировать такое же физиологическое накопление, как и калий, и, соответственно, может попадать в миокард по калиевым путям.

[0004] Рубидий-82 может производиться для процедур ядерной медицины с помощью стронций-рубидиевого генератора (генератор ⁸²Sr/⁸²Rb). Рубидий-82 является продуктом радиоактивного распада стронция-82. Как правило, стронций-рубидиевые генераторы содержат стронций, связанный с колонкой генератора, через которую элюент промывается во время работы. По мере того как стронций-82 распадается на рубидий-82, рубидий-82 выделяется из колонки генератора и поступает в элюент. Полученный поток, который называется элюатом, можно вводить пациенту посредством инъекции или инфузионного ввода.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0005] В общем данное изобретение относится к устройствам, системам, компонентам и технологиям производства и/или доставки радиоактивных жидкостей. Радиоактивная жидкость может производиться и инфузионно вводиться пациенту во время процедуры диагностической визуализации, такой как позитронно-эмиссионная томография (ПЭТ)/компьютерная томография (КТ) или позитронно-эмиссионная томография (ПЭТ)/магнитно-резонансная томография (МРТ). До, во время и/или после выполнения конкретной процедуры диагностической визуализации уровень излучения радиоактивной жидкости, производимой инфузионной системой, может измеряться для определения уровня активности (например, величины радиоактивного излучения) одного или большего количества радиоактивных изотопов в радиоактивной жидкости. Уровень активности одного или большего количества радиоактивных изотопов можно измерить для определения того, что радиоактивный изотоп, предназначенный для инфузионного ввода пациенту во время процедуры визуализации, находится на уровне, соответствующем конкретной выполняемой процедуре. В дополнительном или альтернативном варианте уровень активности одного или большего количества радиоактивных изотопов можно измерить для определения того, присутствует ли в радиоактивной жидкости радиоактивный изотоп, имеющий более длительный период полураспада, чем радиоактивный изотоп, предназначенный для инфузионного ввода, с концентрацией выше пороговой концентрации. Такие сравнительно долгоживущие радиоактивные изотопы могут быть загрязнителями, которых желательно исключить из инфузионного ввода пациенту.

[0006] Например, при применении стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов радиоактивный элюат, содержащий радиоактивный изотоп рубидий-82 (также называемый ⁸²Rb и Rb-82), может быть получен путем пропускания элюанта через субстрат, содержащий связанный стронций-82. (также упоминается как ⁸²Sr и Sr-82). По мере того, как Sr-82 распадается на Rb-82, Rb-82 может высвобождаться из субстрата, что приводит к высвобождению Rb-82 в элюент и, таким образом, к производству радиоактивного элюата в результате элюирования. Когда генератор радиоактивных изотопов приближается к концу своего срока службы, сам стронций может начать выделяться в элюат, вырабатываемый генератором, в дополнение к его продукту распада Rb-82. Уровень активности стронция в элюате можно контролировать для гарантии того, что элюат, содержащий слишком много стронция (или другого загрязняющего радиоактивного изотопа), не вводится пациенту. Это связано с тем, что Sr-82 имеет гораздо более длительный период полураспада (25,5 дней), чем период полураспада Rb-82 (76 секунд), и если его вводить пациенту, будет выделяться радиоактивное излучение внутри пациента в течение более длительного периода времени, чем для Rb-82.

[0007] В некоторых примерах, в соответствии с данным изобретением, описана инфузионная система, которая содержит некоторое количество детекторов, установленных для оценки безопасности радиоактивного элюата, производимого генератором радиоактивных изотопов. Все детекторы можно использовать для определения активности одного и того же или разных радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате. Каждый детектор может регистрировать радиоактивное излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, и по нему можно определить уровень активности или концентрацию одного или большего количества радиоактивных изотопов, которые могут присутствовать в радиоактивном элюате. В некоторых компоновках некоторое количество детекторов реализовано с помощью детектора бета-излучения и детектора гамма-излучения.

[0008] Детектор бета-излучения может измерять бета-излучение, вызванное радиоактивным бета-распадом. Во время бета-распада бета-частица, которая является либо электроном, либо позитроном, испускается из атомного ядра. Детектор бета-излучения может регистрировать бета-частицы, испускаемые из радиоактивного элюата, что позволяет определить уровень активности радиоактивного изотопа, предположительно связанный с этими бета-частицами. Напротив, детектор гамма-излучения может измерять гамма-излучение или фотоны, вызванные радиоактивным гамма-распадом. Во время гамма-распада поток высокоэнергетических фотонов может излучаться из атомного ядра, обеспечивая регистрируемые гамма-лучи. Уровень энергии гамма-лучей может варьироваться в зависимости от конкретного радиоактивного изотопа, который испускает эти лучи. Детектор гамма-излучения может регистрировать гамма-излучение, например, путем измерения полного или частичного спектра гамма-излучения, что позволяет определять уровень активности одного или большего количества радиоактивных изотопов. В отличие от калибратора дозы, детектор гамма-излучения может отличать фотоны с различными уровнями энергии.

[0009] Измерения активности, выполненные детектором бета-излучения и детектором гамма-излучения, отличаются от измерений активности, выполненных калибратором дозы. Калибратор дозы - это инструмент, используемый для оценки активности радиоактивного материала перед клиническим использованием. Целью анализа является обеспечение того, что пациент получит предписанную дозу для диагностических или терапевтических целей. Калибратор дозы содержит электрометр, предназначенный для измерения широкого диапазона тока ионизации, от фемтоампер (фА) для бета-излучателей до десятков пикоампер (пА) для высокоэнергетических фотонных излучателей с высоким выходом. Некоторые анализы высокой активности могут даже содержать микроамперы силы тока (мкА). Точность электрометра зависит от типа и качества электрометра и точности стандартных эталонных источников, используемых для калибровки электрометра. Калибраторы дозы не обладают способностью различать энергию фотонов. Калибратор дозы не содержит спектрометр и не ограничивает измерение конкретными энергиями фотонов, за исключением тех, что способен регистрировать детектор гамма-излучения.

[0010] Хотя конфигурация системы генератора радиоактивных изотопов может варьироваться, как описано в данном документе, в некоторых примерах система содержит детектор бета-излучения, установленный для измерения радиоактивности элюата, протекающего через трубопровод, расположенный рядом с детектором бета-излучения. Детектор гамма-излучения также может быть установлен для измерения радиоактивности элюата, протекающего по трубопроводу, или вместо этого он может быть установлен для измерения радиоактивности неподвижного (не текущего) участка радиоактивного элюата, расположенного рядом с детектором гамма-излучения. Например, система генератора радиоактивных изотопов может содержать контейнер для приема элюата, который находится ниже по технологическому потоку относительно инфузионной трубки и гидравлически соединен с инфузионной трубкой, которая гидравлически соединена с выходом генератора радиоактивных изотопов. Радиоактивный элюат, производимый генератором радиоактивных изотопов, может протекать через трубопроводы и проходить мимо детектор бета-излучения перед выгрузкой в контейнер для приема элюата, расположенный рядом с детектором гамма-излучения.

[0011] Система генератора радиоактивных изотопов может работать в различных режимах, в которых проводятся измерения детектором бета-излучения и/или детектором гамма-излучения. Например, во время процедуры контроля качества линия инфузионной трубки, гидравлически соединенная с выходом генератора радиоактивных изотопов, может быть присоединена к контейнеру для приема элюата вместо катетера пациента. Во время указанной процедуры контроля качества генератор радиоактивных изотопов может производить радиоактивный элюат, который протекает по трубопроводу, проходит мимо детектора бета-излучения и попадает в контейнер для приема элюата. Детектор бета-излучения может измерять бета-излучение из радиоактивного элюата при его прохождении через инфузионную трубку, например, для определения уровня активности Rb-82 в элюате. Детектор гамма-излучения может регистрировать гамма-излучение элюата в контейнере для приема элюата, например, для определения уровня активности Sr-82, стронция-85 (также называемого ⁸⁵Sr или Sr-85) и/или других загрязнителей в элюате.

[0012] На практике уровень активности Rb-82 в элюате, протекающем по линии инфузионной трубки, может быть на порядок и больше выше уровня активности любых загрязняющих веществ в элюате. Соответственно, можно предположить, что все бета-излучение, измеренное детектором бета-излучения (включая излучение от Rb-82 и любых потенциально загрязняющих веществ, таких как стронций), выделяется из Rb-82, присутствующего в элюате, без отделения того излучения, которое выделяется из любых загрязняющих изотопов. Чтобы определить активность любых таких загрязняющих изотопов, можно измерить гамма-излучение неподвижной части элюата в контейнере для приема элюата. В некоторых случаях элюат удерживают в контейнере для приема элюата в течение периода времени, достаточного для того, чтобы Rb-82 в элюате существенно распался. Это может уменьшить количество мешающего гамма-излучения (от Rb-82), измеряемого детектором гамма-излучения, и позволяет детектору гамма-излучения лучше регистрировать гамма-излучение, испускаемое загрязняющими радиоактивного изотопами (например, стронцием). Уровень активности одного или большего количества таких загрязняющих радиоактивных изотопов можно определить на основе измеренного гамма-излучения. Если активность одного или большего количества таких загрязняющих радиоактивных изотопов превышает допустимый предел, система генератора радиоактивных изотопов может запретить последующую процедуру инфузионного ввода элюата пациенту.

[0013] В дополнение к работе в режиме контроля качества радиоактивный изотоп может также работать в режиме инфузионного ввода для выполнения процедуры инфузионного ввода элюата пациенту. Во время процедуры инфузионного ввода элюата пациенту линия инфузионной трубки, гидравлически соединенная с выходом генератора радиоактивных изотопов, может быть подсоединена к катетеру пациента. Радиоактивный элюат, производимый генератором радиоактивных изотопов, может проходить через трубопроводы и через детектор бета-излучения. Система генератора радиоактивных изотопов может определять, исходя из уровня бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, активность Rb-82 в элюате, производимом генератором радиоактивных изотопов. Система генератора радиоактивных изотопов может отводить элюат, первоначально произведенный генератором, в контейнер для отходов до тех пор, пока в элюате не будет обнаружено пороговое количество активности Rb-82. После регистрации порогового количества активности Rb-82 с помощью детектора бета-излучения система генератора может отвести элюат от контейнера для отходов в катетер пациента, тем самым вводя или инфузионно водя пациенту элюат, содержащий радиоактивный Rb-82.

[0014] При компоновке системы генератора радиоактивных изотопов детектором бета-излучения и детектором гамма-излучения система генератора радиоактивных изотопов может обеспечить единую систему для обеспечения безопасности и точности радиоактивного элюата, производимого системой. Комбинация детекторов может использоваться для выполнения различных измерений радиоактивных изотопов и для реализации соответствующих схем управления и/или анализа качества на основе таких измерений радиоактивных изотопов. Соответственно, компоновка системы с некоторым количеством детекторов (например, измеряющих различные типы радиоактивных излучений) может обеспечить более точное разрешение между различными радиоактивными изотопами и/или для повышения точности может позволить выполнять перекрестную проверку активностей, определенных с помощью нескольких детекторов.

[0015] В некоторых примерах система генератора радиоактивных изотопов, в соответствии с настоящим изобретением, скомпонована как подвижная тележка с детектором бета-излучения, детектором гамма-излучения, генератором радиоактивных изотопов, контроллером и соответствующим аппаратным и программным обеспечением для выполнения способов, описанных в данном документе. Система генератора радиоактивных изотопов может также содержать узел защиты, который обеспечивает препятствие для радиоактивного излучения. Узел защиты может быть установлен на подвижной тележке, а один или большее количество других компонентов, перевозимых на тележке, могут быть установлены в узле защиты.

[0016] В некоторых компоновках узел защиты содержит множество отсеков, разделенных одной или несколькими стенками из защитного материала. Например, узел защиты может содержать один отсек, содержащий генератор радиоактивных изотопов, и другой отсек, содержащий детектор гамма-излучения. Отсеки узла защиты могут быть скомпонованы таким образом, чтобы расположить отсек, содержащий детектор гамма-излучения, относительно отсека, содержащего генератор радиоактивных изотопов, таким образом, чтобы уменьшить возможность регистрации детектором гамма-излучения фонового излучения, испускаемого генератором радиоактивных изотопов. Если детектор гамма-излучения подвергается воздействию слишком большого количества фонового излучения (например, излучения, испускаемого содержимым колонны генератора), детектор гамма-излучения может стать насыщенным и/или неспособным надлежащим образом определить уровень излучения, испускаемого образцом элюата, расположенным перед детектором при оценке безопасности элюата. Соответственно, обеспечение надлежащей защиты детектора гамма-излучения от генератора радиоактивных изотопов может помочь обеспечить безопасную и эффективную работу всей системы генератора радиоактивных изотопов.

[0017] В одном примере описана инфузионная система, которая содержит раму, который несет детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения и дополнительно выполнена с возможностью установки генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат с помощью элюирования. Детектор бета-излучения предназначен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом. Детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого частью радиоактивного элюата, для оценки безопасности радиоактивного элюата, доставляемого инфузионной системой, например, в дополнение к выполнению других функций, таких как постоянство дозы (которое также может упоминаться как оценка постоянства или проверка постоянства).

[0018] В другом примере описана инфузионная система, которая содержит детектор бета-излучения, детектор гамма-излучения, генератор радиоактивных изотопов, контейнер для отходов, контейнер для приема элюата и линию инфузионной трубки. Детектор бета-излучения установлен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивной жидкостью, которая поставляется генератором радиоактивных изотопов и проходит через линию инфузионной трубки. Детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого неподвижным объемом радиоактивной жидкости, поступающей в контейнер для приема элюата.

[0019] В другом примере описана инфузионная система, которая содержит подвижную раму, емкость для элюента, насос и генератор радиоактивных изотопов, соединенный с емкостью для элюента через насос. Генератор радиоактивных изотопов выполнен с возможностью производства радиоактивного элюата, содержащего Rb-82, путем элюирования колонки, содержащей Sr-82. В примере указано, что инфузионная система также содержит контейнер для отходов, контейнер для приема элюата и контур инфузионной трубки. Контур инфузионной трубки содержит линию инфузионной трубки, линию элюата и линию отходов. Линия элюата соединена с выходом генератора радиоактивных изотопов, линия пациента расположена для обеспечения гидравлического соединения между линией элюата и контейнером для приема элюата, а линия отходов расположена для обеспечения гидравлического соединения между линией элюата и контейнером для отходов. Пример также содержит детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения. Детектор бета-излучения предназначен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и проходит через линию элюата. Детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и поступает в контейнер для приема элюата.

[0020] В другом примере описана инфузионная система, которая содержит подвижную раму, емкость для элюента, насос и генератор радиоактивных изотопов, соединенный с емкостью для элюента через насос. Генератор радиоактивных изотопов выполнен с возможностью производства радиоактивного элюата, содержащего Rb-82, путем элюирования колонки, содержащей Sr-82. В примере указано, что система также содержит контейнер для отходов, контейнер для приема элюата и контур инфузионной трубки. Контур инфузионной трубки содержит линию инфузионной трубки, линию элюата и линию отходов. Линия элюата соединена с выходом генератора радиоактивных изотопов, линия пациента расположена для обеспечения гидравлического соединения между линией элюата и контейнером для приема элюата, а линия отходов расположена для обеспечения гидравлического соединения между линией элюата и контейнером для отходов. Пример системы также содержит защиту от радиоактивного излучения, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения. Защита от радиоактивного излучения закрывает по меньшей мере часть контура инфузионной трубки, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения. Детектор бета-излучения предназначен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и проходит через линию элюата. Детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и поступает в контейнер для приема элюата. Система также содержит контроллер, электрически соединенный с детектором бета-излучения и детектором гамма-излучения. Контроллер выполнен с возможностью определения активности Rb-82 в радиоактивном элюате исходя из бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, и определения активности Sr-82 и/или Sr-85 в радиоактивном элюате исходя из гамма-излучения, измеренного детектором гамма-излучения (например, путем измерения гамма-излучения от продукта распада Sr-82, Rb-82). Контроллер дополнительно выполнен с возможностью управления инфузионной системой для доставки дозы радиоактивного элюата пациенту во время процедуры инфузионного ввода элюата пациенту.

[0021] В другом примере описана система, которая содержит узел защиты, который имеет множество отсеков, каждый из которых обеспечивает преграду для радиоактивного излучения. Система содержит первый отсек, выполненный с возможностью установки генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования, второй отсек, выполненный с возможностью установки детектора бета-излучения, и третий отсек, выполненный с возможностью установки детектора гамма-излучения.

[0022] В другом примере описана система, которая содержит узел защиты, который содержит множество отсеков, каждый из которых обеспечивает преграду для радиоактивного излучения. Система содержит первый отсек, выполненный с возможностью установки и закрепления генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования, и второй отсек, выполненный с возможностью установки детектора бета-излучения и по меньшей мере части контура инфузионной трубки, который гидравлически соединен с генератором радиоактивных изотопов. В примере указано, что детектор бета-излучения установлен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и протекает через часть контура инфузионной трубки. Система также содержит третий отсек, выполненный с возможностью установки контейнера для приема элюата и детектора гамма-излучения. Детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого неподвижной частью радиоактивного элюата, поступившего в емкость для приема элюата. Кроме того, в примере указано, что система содержит четвертый отсек, выполненный с возможностью установки контейнера для отходов.

[0023] В другом примере описана инфузионная система, которая содержит раму, которая содержит детектор бета-излучения, детектор гамма-излучения и контроллер, соединенный с возможностью связи с детектором бета-излучения и детектором гамма-излучения. Рама дополнительно выполнена с возможностью установки стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования. В примере указано, что детектор бета-излучения установлен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, а детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом. В примере также указано, что контроллер выполнен с возможностью определения активности рубидия в радиоактивном элюате исходя из бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, и определения активности стронция в радиоактивном элюате исходя из гамма-излучения, измеренного детектором гамма-излучения.

[0024] В другом примере описан способ, который содержит прокачку элюента через стронций-рубидиевый генератор радиоактивных изотопов и, таким образом, производство радиоактивного элюата посредством элюирования. Способ содержит перемещение радиоактивного элюата через детектор бета-излучения и измерение бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором радиоактивных изотопов и протекает по линии элюата, и определение из него активности радиоактивного элюата. Способ также содержит поступление радиоактивного элюата, перемещаемого через детектор бета-излучения, в контейнер для приема элюата, расположенный рядом с детектором гамма-излучения. Кроме того, способ содержит измерение гамма-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который поступает в контейнер для приема элюата, и определение из него активности стронция в радиоактивном элюате в приемном контейнере для элюата.

[0025] Детали одного или большего количества примеров изложены в прилагаемых чертежах и описании ниже. Другие особенности, цели и преимущества станут очевидными из описания и чертежей, а также из формулы изобретения.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ГРАФИЧЕСКИХ МАТЕРИАЛОВ

[0026] На фиг. 1 и 2 показаны, соответственно, вид в перспективе и вид сверху типовой инфузионной системы, которая может использоваться для производства и инфузионного ввода радиоактивной жидкости.

[0027] На фиг. 3 показан вид сзади системы, показанной на фиг. 1 и 2, иллюстрирующий дополнительные типовые функции, которые могут быть включены в систему.

[0028] На фиг. 4 и 5 показаны вид в перспективе и вид сверху системы, показанной на фиг. 1-3, на которых система показана с корпусной конструкцией, снятой с иллюстративной целью, и иллюстрирует пример компоновки узла защиты.

[0029] На фиг. 6 показана блок-схема, иллюстрирующая примерное расположение компонентов, которые могут быть включены в систему, показанную на фиг. 1-5, для производства радиоактивного элюата и регистрации радиоактивного излучения.

[0030] На фиг. 7А и 7В показан вид в перспективе типовой компоновки узла защиты с фиг. 4 и 5, который с иллюстративной целью показан снятым с рамы тележки.

[0031] На фиг. 7C показан вид в перспективе примера узла защиты с фиг. 7А и 7В, который показан в разрезе по линии сечения А-А, указанной на фиг. 7А.

[0032] На фиг. 7D показан вид сбоку примера узла защиты с фиг. 7А и 7В, который показан в разрезе по линии сечения В-В, указанной на фиг. 7А.

[0033] На фиг. 7E показан вид сверху примера узла защиты с фиг. На фиг.7А и 7В показан пример расположения отсеков, в которых путь излучения проходит через одну или большее количество секций боковой стенки, образующих отсеки.

[0034] На фиг. 7F показана в разобранном виде часть типового узла защиты с фиг. 7D, иллюстрирующая типовое расположение контейнера для приема элюата относительно детектора гамма-излучения.

[0035] На фиг. 8 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения процедуры инфузионного ввода пациенту радиоактивной жидкости.

[0036] На фиг. 9 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения процедуры контроля качества.

[0037] На фиг. 10-16 показаны типовые тесты калибровки и контроля качества, которые могут периодически выполняться в инфузионной системе в соответствии с данным изобретением.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0038] В целом данное изобретение относится к системам, компонентам и способам получения радиоактивных жидкостей, инфузионного ввода радиоактивных жидкостей пациентам и обеспечения безопасности, точности и качества полученных радиоактивных жидкостей. Описанные системы, компоненты и способы могут быть реализованы для регистрации и количественного определения различных радиоактивных изотопов. В некоторых примерах система содержит некоторое количество детекторов, установленных в разных местах вдоль пути прохождения жидкости от источника радиоактивного изотопа, с целью измерения одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в жидкости, предоставляемой источником радиоактивного изотопа. Различные типы радиоактивного излучения, которые регистрируются и измеряются некоторым количеством детекторов, могут использоваться, по отдельности или в комбинации, для определения активности одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в системе. Если система определяет, что активность одного или большего количества радиоактивных изотопов находится в допустимых пределах, система может разрешить и управлять подводом радиоактивной жидкости от источника радиоактивного изотопа к пациенту. И наоборот, если система определяет, что активность одного или большего количества радиоактивных изотопов находится за допустимыми пределами, например, во время выполнения процедуры контроля качества, система может не допускать инфузионный ввод указанных радиоактивных изотопов пациенту во время последующей процедуры инфузионного ввода до тех пор, пока проблема не будет решена.

[0039] В некоторых примерах, описанных в данном документе, система генератора радиоактивных изотопов содержит детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения, расположенные после генератора радиоактивных изотопов относительно направления технологического потока, который генерирует радиоактивный элюат посредством элюирования. Во время процедуры инфузионного ввода препарата пациенту контур инфузионной трубки может соединять выход генератора радиоактивных изотопов с катетером пациента. Контур инфузионной трубки может быть расположен рядом с детектором бета-излучения таким образом, что при прохождении элюата через контур инфузионной трубки элюат будет проходить над детектором бета-излучения. Бета-излучение, испускаемое элюатом, может регистрироваться детектором бета-излучения, и может быть определена активность радиоактивного изотопа, связанного с указанным бета-излучением.

[0040] Для выполнения процедуры контроля качества контур инфузионной трубки может быть подключен к контейнеру для приема элюата вместо катетера пациента. Контейнер для приема элюата может представлять собой сосуд, расположенный рядом с детектором гамма-излучения таким образом, что детектор гамма-излучения может регистрировать гамма-излучение, испускаемое элюатом, который попал в контейнер. Во время работы количество элюата, достаточное для частичного или полного заполнения контейнера для приема элюата, может создаваться и подаваться в контейнер для приема элюата. Затем детектор гамма-излучения может измерять гамма-излучение, испускаемое элюатом в контейнере для приема элюата, например, для определения активности одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в элюате. В некоторых приложениях бета-излучение, измеренное детектором бета-излучения, используется для определения активности Rb-82 в элюате, а гамма-излучение, измеряемое детектором гамма-излучения, используется для определения активности загрязняющих веществ, таких как стронций, в элюате.

[0041] Система некоторого количества детекторов, которая облегчает измерение различных типов продуктов радиоактивного распада из одной и той же пробы радиоактивной жидкости, может быть объединена с генератором радиоактивных изотопов, который производит измеряемую радиоактивную жидкость. Благодаря этому может быть создана комплексная система для удобного использования и развертывания в различных клинических центрах. Например, комплексная система, которая может быть или может не быть передвижной, может содержать раму, на которой установлены детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения и которая дополнительно скомпонована для размещения генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат с помощью элюирования. Детектор бета-излучения может быть закреплен на раме непосредственно или опосредованно, например, с помощью материала защиты от радиоактивного излучения. Аналогично детектор гамма-излучения может быть закреплен на раме непосредственно или опосредованно, например, также с помощью материала защиты от радиоактивного излучения. Детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения могут быть установлены для измерения, соответственно, бета-излучения и гамма-излучения из радиоактивного элюата, выходящего из генератора радиоактивных изотопов. Например, детектор гамма-излучения может быть установлен для измерения гамма-излучения из части радиоактивного элюата, что позволяет оценить безопасность радиоактивного элюата, доставляемого всей инфузионной системой. Инфузионная система может иметь множество конструктивных особенностей, функциональных возможностей и компонентов, которые описаны в данном документе.

[0042] На фиг. 1 и 2 показаны, соответственно, вид в перспективе и вид сверху типовой инфузионной системы 10, которая может использоваться для получения и инфузионного ввода радиоактивной фармацевтической жидкости. В проиллюстрированном примере система 10 содержит корпусную конструкцию 12, установленную на колесах 14 с возможностью перемещения. Система 10 также содержит интерфейс 16 пользователя, который может быть соединен электронным способом и/или соединен с возможностью связи с контроллером, управляющим работой инфузионной системы. Как более подробно описано ниже, корпусная конструкция 12 может содержать генератор радиоактивных изотопов и некоторое количество детекторов, скомпонованных для регистрации продуктов радиоактивного распада, таких как бета-излучение и гамма-излучение. Во время работы генератор радиоактивных изотопов может производить радиоактивный элюат путем элюирования элюента. Элюат может подаваться в непосредственной близости от детектора бета-излучения с целью измерения бета-излучения, исходящего от элюата, и/или в непосредственной близости от детектора гамма-излучения с целью измерения гамма-излучения, исходящего от элюата. Контроллер, связанный с системой 10, может управлять работой системы исходя из измеренного бета-излучения и/или измеренного гамма-излучения.

[0043] Корпусная конструкция 12 может быть оболочкой или кожухом, который определяет внутреннее пространство, скомпонованное для размещения различных компонентов системы 10. Например, корпусная конструкция 12 может быть скомпонована (например, по размеру и/или форме) для размещения узла защиты, в котором содержатся радиоактивные материалы системы 10, насоса для перекачки жидкости через генератор радиоактивных изотопов в корпусной конструкции, контроллера, который управляет работой системы 10, и/или других компонентов системы. Корпусная конструкция 12 может быть изготовлена из долговечных полимерных материалов, легких металлов или других подходящих материалов. В некоторых примерах корпусная конструкция изготовлена из радиационно-стойкого или пропитанного полимерного материала для предотвращения разрушения корпусной конструкции в случае случайного пролива радиоактивной жидкости на корпусную конструкцию.

[0044] Корпусная конструкция 12 может содержать одно или большее количество отверстий, дверец и/или съемных частей для доступа к внутренней части корпусной конструкции и содержащимся в ней компонентам. В проиллюстрированном примере корпусная конструкция 12 содержит отверстие 18, образованное на верхней поверхности конструкции, через которое проходит часть узла защиты, к которой есть доступ. Как будет более подробно рассмотрено ниже, часть узла защиты, проходящая через отверстие 18, может содержать дверцу доступа к отсеку, в котором находится часть контура инфузионной трубки, и/или дверцу доступа к отсеку, куда вставлен контейнер для приема элюата. Как показано дополнительно, корпусная конструкция 12 может содержать съемную часть 20, которую можно снимать с остальной части корпусной конструкции для доступа к внутренней части конструкции. В некоторых примерах съемная часть 20 обеспечивает доступ к дверце отсека узла защиты, содержащего генератор радиоактивных изотопов.

[0045] В примере на фиг. 1 и 2 корпусная конструкция 12 смонтирована на колесах 14. Колеса 14 могут использоваться для легкого перемещения системы 10 из одного места в другое, например, для выполнения процедур инфузионного ввода пациенту в разных местах или для выполнения операций технического обслуживания или ремонта. Для предотвращения самопроизвольного перемещения системы 10 после установки в требуемом месте система может содержать тормозную систему, которая после включения предотвращает перемещение системы. Как показано на фиг. 2, система 10 содержит тормозную систему, которая содержит по меньшей мере одну педаль, установленную на заднем конце корпусной конструкции, которая показана как содержащая первую педаль 20A для включения тормозной системы и вторую педаль 20B для отключения тормозной системы. Педали 20А и 20В могут быть функционально соединены с механической блокировкой, тормозной колодкой или другой конструкцией, которая после зацепления препятствует движению системы 10. Нажатие первой педали 20А вниз относительно направления силы тяжести включает тормозную систему, а нажатие второй педали 20В вниз относительно направления силы тяжести отключает тормозную систему. В других компоновках система 10 может иметь только одну педаль тормоза, которую необходимо нажимать как для включения, так и для отключения тормозной системы, ручное управление для включения и отключения тормозной системы или еще одно устройство сцепления. При компоновке с несколькими педалями тормоза, как показано на фиг. 2, педали могут иметь цветовую маркировку для отображения включения (например, красный цвет для остановки) и отключения (например, зеленый цвет для движения) тормозной системы.

[0046] Как было указано выше, система 10 также содержит интерфейс 16 пользователя. Интерфейс 16 пользователя может содержать экран дисплея, как показано на фигуре, или другое устройство вывода данных, а также устройство ввода данных пользователем. Например, интерфейс пользователя может содержать клавиатуру, мышь, нажимные кнопки, переключатели и/или интерфейс с сенсорным экраном. В некоторых примерах интерфейс 16 пользователя может быть сконфигурирован для предоставления визуальной, звуковой и/или тактильной обратной связи для пользователя. Интерфейс 16 пользователя может быть соединен с возможностью связи (например, через проводное или беспроводное соединение) с контроллером, который управляет работой системы 10. Лечащий врач или другой пользователь может взаимодействовать с системой 10 через интерфейс 16 пользователя, например, чтобы изменять или устанавливать параметры процедуры инфузионного ввода пациенту, изменять или устанавливать параметры процедуры контроля качества, просматривать архивные данные или данные о техническом обслуживании или другим способом взаимодействовать с системой 10. В одном примере интерфейс 16 пользователя реализован в виде сенсорного экрана, к которому пользователь может физически прикасаться для осуществления связи с системой 10.

[0047] В проиллюстрированном примере интерфейс 16 пользователя показан в виде дисплея или сенсорного экрана, установленного на стойке, вертикально выступающей из корпусной конструкции 12. При такой компоновке интерфейс 16 пользователя может быть соединен с возможностью вращения с монтажной стойкой таким образом, чтобы его можно было поворачивать в любое положение, необходимое пользователю, и/или перемещать в разное положение вдоль вертикальной оси. Хотя интерфейс 16 пользователя показан как физически соединенный с корпусной конструкцией 12, в других приложениях интерфейс 16 пользователя может быть физически отделен от корпусной конструкции. Например, интерфейс 16 пользователя может быть предоставлен через устройство мобильной связи (например, смартфон, планшетный компьютер) или другим способом физически отделен от корпусной конструкции 12 и соединен с возможностью связи с содержащимися в ней компонентами.

[0048] Система 10 может содержать множество других функций и функциональных возможностей. Фиг. 3 является видом сзади системы 10, показанной на фиг. 1 и 2, иллюстрирующим дополнительные типовые функции, которые могут быть включены в систему. В этом примере система 10 содержит ручку 22, выступающую наружу от корпусной конструкции 12 для предоставления поверхности, которую оператор сможет схватить, чтобы переместить систему из одного места в другое. Система 10 также содержит устройство 24 подключения питания. В разных примерах питание системы 10 может осуществляться с помощью проводного соединения от сети или от сети электропитания, от перезаряжаемой аккумуляторной батареи или с помощью комбинации источников питания. Устройство 24 подключения питания может быть штепсельной розеткой, к которой может быть подключен электрический кабель, или может быть электрическим кабелем, например, вынимаемым из корпусной конструкции 12, для обеспечения соединения с внешним источником питания. Питание, подводимое к системе 10 через устройство 24 подключения питания, может использоваться для непосредственного питания различных электрических компонентов системы, таких как контроллер и/или насос, или может обеспечивать питание для зарядки аккумуляторной батареи, содержащейся в корпусной конструкции 12, которая затем будет питать различные компоненты системы.

[0049] В некоторых примерах система 10 также может содержать принтер 26, который может предоставлять напечатанные сводки, отчеты и другие печатные носители информации, относящиеся к системе 10. Например, принтер 26 может использоваться для создания отчетов о пациенте, содержащих данные, относящиеся к выполненной конкретной процедуре инфузионного ввода пациенту. Отчет о пациенте может быть включен в файл пациента, передан лицу, которое выполняет уход за пациентом, или другим способом использован для документирования медицинской помощи, оказываемой с помощью инфузионной системы. В другом примере принтер 26 может использоваться для создания отчетов о техническом обслуживании, в которых указывается состояние одного или большего количества компонентов в системе 10, документируются операции технического обслуживания, выполненные в системе, или другим способом записываются действия, выполняемые в системе. Принтер 26 может быть соединен с возможностью связи с контроллером, который управляет всей работой системы 10. В некоторых примерах оператор может взаимодействовать с интерфейсом пользователя 16 для запроса одного или большего количества отчетов или других печатных выходных документов, создаваемых с помощью принтера 26.

[0050] Хотя ручка 22, устройство 24 подключения питания и принтер 26 показаны расположенными на задней стороне корпусной конструкции 12 в компоновке на фиг. 3, следует понимать, что указанные устройства могут быть установлены в других местах системы 10, обеспечивая при этом функциональные возможности, описанные в данном документе.

[0051] Как кратко обсуждалось выше, система 10 может содержать узел защиты, который задерживает радиоактивное излучение, испускаемое радиоактивными материалами внутри системы. Фиг. 4 и 5 являются, соответственно, видом в перспективе и видом сверху проиллюстрированной на фигю 1-3 системы 10, на которых система показана с корпусной конструкцией 12, снятой с иллюстративной целью, и иллюстрирует пример компоновки узла защиты. Как показано в этом примере, система 10 содержит узел 28 защиты, установленный на раме 30. В частности, в показанной компоновке узел 28 защиты установлен на раме 32 узла защиты, которая, в свою очередь, смонтирована на раме 30 тележки.

[0052] В общем случае рама 30 может представлять собой любую жесткую конструкцию, которая задает поверхность, скомпонованную (например, с определенными размеры и/или формой) для размещения и закрепления узла 28 защиты. Рама 30 может иметь один или большее количество горизонтально направленных элементов 34, на которые опирается нижняя поверхность узла 28 защиты, когда узел защиты вставлен в раму. В некоторых примерах рама 30 также содержит один или больше количество вертикально направленных элементов, которые проходят вдоль боковых стенок узла 28 защиты, когда узел защиты установлен в раме. Например, как показано в компоновке на фиг. 4, узел 28 защиты содержит первую вертикальную поверхность 36А стенки, вторую вертикальную поверхность 36В стенки и заднюю вертикальную поверхность 36С стенки, которые совместно образуют раскрытие, выполненное с возможностью установки и охвата по меньшей мере части узла 28 защиты. Компоновка системы 10 с рамой 30 может использоваться для получения конструкции, которая поддерживает узел 28 защиты и/или помогает защитить узел защиты от повреждения или случайного физического контакта. В проиллюстрированной компоновке колеса 14 функционально (например, механически) соединены с рамой 30 и, более конкретно, с горизонтально направленным элементом 34 рамы. В других примерах, как указано выше, система 10 не содержит колеса 14.

[0053] В некоторых примерах насос, который перекачивает жидкость через систему 10, установлен на раме 30 внутри корпусной конструкции 12 (в примерах, в которых система 10 содержит дополнительную наружную корпусную конструкцию). Например, при обращении к фиг. 5 можно видеть, что рама 30 определяет пространство 38, которое смещено относительно узла 28 защиты и скомпоновано для размещения насоса 40. В частности, в проиллюстрированном примере пространство 38 расположено между второй вертикальной поверхностью 36В стены рамы 30 и узлом 28 защиты, когда узел защиты установлен на раме. Пространство 38 может быть скомпоновано (например, по размеру и/или по форме) для размещения насоса 40 и/или других компонентов системы 10, таких как контроллер, одного или большего количества серводвигателей для управления клапанами или другого рабочего оборудования, чтобы система 10 могла обеспечивать выполнение функций, описанных в данном документе. Такая компоновка может использоваться для совместного размещения рабочих компонентов системы 10, которые не находятся в непосредственном контакте с радиоактивными материалами, с другими компонентами, содержащимися в узле 28 защиты, которые находятся в непосредственном контакте с радиоактивными излучениями, испускаемыми радиоактивной жидкостью, которая создается с помощью данной системы.

[0054] На фиг. 4 и 5 узел 28 защиты установлен на раме 32 узла защиты, которая, в свою очередь, может быть установлена на раме 30, которая образует раму передвижной тележки. Например, узел 28 защиты может быть физически и/или механически соединен с рамой 32 узла защиты таким образом, что узел защиты будет находиться в непосредственном физическом контакте с рамой узла защиты. В свою очередь, рама 32 узла защиты может быть размещена в пространстве, ограниченном горизонтально направленным элементом 34 и вертикально направленными боковыми стенками 36A-C, например, таким образом, что рама 32 узла защиты будет находиться в физическом контакте с рамой 30. Рама 32 узла защиты, подобная раме 30, может быть жесткой конструкцией, которая охватывает и/или содержит по меньшей мере часть боковых стенок узла 28 защиты. Например, рама 32 узла защиты может обеспечивать механическую жесткость и/или опору для узла 28 защиты, что позволяет перемещать узел защиты за пределы системы 10.

[0055] Чтобы обеспечить эффективную установку узла 28 защиты на раме 30, рама 32 узла защиты может содержать некоторое количество крюков 42, расположенных по периметру узла защиты, которые могут быть зацеплены подъемным устройством для подъема рамы 32 узла защиты и переноса узла 28 защиты на нее для установки на раму 30 тележки. Во время сборки или технического обслуживания оператор может прикрепить подъемный механизм, такой как кран или блок, и зацепить его за крюки 42, что позволит поднять и установить узел 28 защиты на раме 30 тележки. Насос 40 и другие компоненты системы 10, установленные на раме 30 снаружи узла 28 защиты, могут быть или могут не быть физически прикрепленными к раме 32 узла защиты. В некоторых примерах на раме 32 узла защиты установлен только узел 28 защиты и не установлены другие компоненты, которые расположены на раме 30 рядом с узлом 28 защиты, такие как насос 40, контроллер, управляющий работой системы 10, и другое соответствующее аппаратное оборудование или программное обеспечение.

[0056] Когда система 10 содержит раму 30 и/или раму 32 узла защиты, каждая рама обычно может быть изготовлена из жесткого материала, такого как твердый металл или жесткая пластмасса, который обеспечивает структурную целостность всей системы. Хотя на фиг. 4 и 5 показан один пример компоновки соответствующих рам, на которых могут быть установлены различные рабочие компоненты системы 10, следует понимать, что в других компоновках система 10 не содержит отдельную раму узла защиты и раму тележки или может иметь компоновку или расположение элементов рамы, отличные от тех, что показаны на указанных фигурах.

[0057] На узле 28 защиты и раме 30 могут быть установлены и закреплены различные компоненты системы 10, которые позволяют системе выполнять функции, указанные в данном документе. Например, как кратко указано выше, система 10 может содержать генератор радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования элюента. Система может содержать генератор радиоактивных изотопов, который содержит радиоактивный материал для производства радиоактивного элюата посредством элюирования. Система также может содержать некоторое количество детекторов, таких как детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения, расположенных после генератора радиоактивных изотопов относительно направления технологического потока, для измерения радиоактивного излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, полученным с помощью генератора.

[0058] На фиг. 6 показана блок-схема, иллюстрирующая примерное расположение компонентов, которые могут быть включены в систему 10 для производства радиоактивного элюата и регистрации радиоактивного излучения. В этом примере система 10 содержит емкость 50 для элюента, ранее описанный насос 40, генератор 52 радиоактивного изотопа, контейнер 54 для отходов, контейнер 56 для приема элюата, детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения. Одна или большее количество линий трубопровода для жидкости могут соединять вместе различные компоненты системы 10.

[0059] Например, в компоновке на фиг. 6 насос 40 принимает элюент из емкости 50 для элюента, создает давление в элюенте и выпускает элюент под давлением в линию 62 для элюента. Первый перепускной клапан 64 регулирует поток элюента к впускной линии 66 генератора радиоактивных изотопов или обводной линии 68 генератора радиоактивных изотопов. Элюент, протекающий через обводную линию 68 генератора радиоактивных изотопов, обходит генератор 52 радиоактивных изотопов и может течь непосредственно в линию 70 инфузионной трубки. Линия 70 инфузионной трубки может быть гидравлически соединена с контейнером 56 для приема элюата (например, во время процедуры контроля качества) или с катетером 72 пациента (например, во время процедуры инфузионного ввода пациенту). Второй многоходовой клапан 74 регулирует поток элюата, который создается посредством элюирования внутри генератора 52 радиоактивных изотопов и поступает из выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов в линию 70 инфузионной трубки или в линию 76 отходов. Линия 76 отходов может быть соединена с контейнером 54 для отходов.

[0060] Во время работы генератор 52 радиоактивных изотопов может производить радиоактивный элюат посредством элюирования. Например, генератор 52 радиоактивных изотопов может представлять собой стронций-рубидиевый генератор, содержащий Sr-82, связанный материалом-основой, таким как оксид олова или диоксид олова. Rb-82 является дочерним продуктом радиоактивного распада Sr-82 и не так сильно связан материалом-основой, как стронций. Когда элюент проходит под давлением из емкости 50 для элюента через генератор радиоактивных изотопов, элюент может выделять Rb-82 с образованием радиоактивного элюата. Например, когда элюент представляет собой солевой раствор (NaCl), ионы натрия в нем могут вытеснять Rb-82 в генераторе таким образом, чтобы элюировать раствор хлорида Rb-82.

[0061] В других примерах генератор 52 радиоактивных изотопов может, помимо Rb-82, производить продукты распада других типов. Тип дочернего продукта распада, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, можно контролировать путем выбора типа радиоактивного изотопа, загруженного в материал-основу генератора. Примеры типов генераторов радиоактивных изотопов, которые можно использовать в качестве генератора 52 радиоактивных изотопов 52, включают, в частности, ⁹⁹Mo/^99mTc (исходный молибден-99, связанный с материалом-основой для получения дочернего продукта распада технеций-99m); ⁹⁰Sr/⁹⁰Y (исходный стронций-90, связанный с материалом-основой для получения дочернего продукта распада иттрия-90); ¹⁸⁸W/¹⁸⁸Re (исходный вольфрам-188, связанный с материалом-основой для получения дочернего продукта распада рения-188); и ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga (исходный германий-68, связанный с материалом-основой для получения дочернего продукта распада галлия-68). Другие типы генераторов радиоактивных изотопов, которые могут использоваться в качестве генератора 52 радиоактивных изотопов, включают: ⁴²Ar/⁴²K; ⁴⁴Ti/⁴⁴Sc; ⁵²Fe/^52mMn; ⁷²Se/⁷²As; ⁸³Rb/^83mKr; ¹⁰³Pd/^103mRh; ¹⁰⁹Cd/^109mAg; ¹¹³Sn/^113mIn; ¹¹⁸Te/¹¹⁸Sb; ¹³²Te/¹³²I; ¹³⁷Cs/^137mBa; ¹⁴⁰Ba/¹⁴⁰La; ¹³⁴Ce/¹³⁴La; ¹⁴⁴Ce/¹⁴⁴Pr; ¹⁴⁰Nd/¹⁴⁰Pr; ¹⁶⁶Dy/¹⁶⁶Ho; ¹⁶⁷Tm/^167mEr; ¹⁷²Hf/¹⁷²Lu; ¹⁷⁸W/¹⁷⁸Ta; ¹⁹¹Os/^191mIr; ¹⁹⁴Os/¹⁹⁴Ir; ²²⁶Ra/²²²Rn; и ²²⁵Ac/²¹³Bi.

[0062] Для измерения радиоактивности одного или большего количества радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, производимом посредством элюирования в системе 10, система может содержать некоторое количество детекторов, скомпонованных для регистрации и измерения различных радиоактивных излучений, испускаемых радиоактивным элюатом. Например, как показано в примере на фиг. 6, система 10 может содержать детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения. Детектор 58 бета-излучения может быть расположен после генератора 52 радиоактивных изотопов относительно направления технологического потока для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором. Детектор 60 гамма-излучения также может быть расположен после генератора 52 радиоактивных изотопов относительно направления технологического потока для измерения гамма-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который производится генератором.

[0063] Конкретные положения детектора 58 бета-излучения и детектора 60 гамма-излучения могут варьироваться. Однако в примере на фиг. 6 детектор 58 бета-излучения расположен между выходом генератора 52 радиоактивных изотопов и вторым многоходовым клапаном 74, который находится перед контейнером 54 для отходов и инфузионной трубкой 70 относительно направления технологического потока вдоль пути потока жидкости от генератора радиоактивных изотопов. И наоборот, детектор 60 гамма-излучения расположен после выхода генератора 52 радиоактивных изотопов и детектора 58 бета-излучения относительно направления технологического потока. Например, детектор 60 гамма-излучения может быть расположен после второго многоходового клапана 74 относительно направления технологического потока вдоль пути прохождения жидкости инфузионной трубки 70.

[0064] В процессе работы детектор 58 бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, который производится и выпускается из генератора 52 радиоактивных изотопов. В некоторых примерах детектор 58 бета-излучения расположен в непосредственной близости от выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов таким образом, что детектор бета-излучения может регистрировать бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, присутствующим в выпускной линии. Радиоактивный элюат может протекать через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов в направлении инфузионной трубки 70 и/или линии 76 отходов. В альтернативном варианте радиоактивный элюат может подаваться в выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов и оставаться неподвижным (не текущим) в то время, когда детектор 58 бета-излучения измеряет бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом. Еще в других компоновках контейнер для приема элюата может быть обеспечен гидравлическим соединением с выпускной линией 75 генератора радиоактивных изотопов, например, через дополнительный многоходовой клапан, а детектор 58 бета-излучения установлен для измерения бета-излучения радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер для приема элюата. В любой компоновке детектор 58 бета-излучения может измерять бета-излучение радиоактивного элюата, производимого генератором, для регистрации и/или количественного определения одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате.

[0065] Система 10 также содержит детектор 60 гамма-излучения. Во время работы детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, который производится и выпускается из генератора 52 радиоактивных изотопов. Например, радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, может выпускаться через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов, перепускной клапан 74, инфузионную трубку 70 и подаваться в контейнер 56 для приема элюата. Детектор 60 гамма-излучения может быть расположен в непосредственной близости от контейнера 56 для приема элюата для регистрации гамма-излучения, испускаемого частью радиоактивного элюата, доставляемого в указанный контейнер. Например, врач может прикрепить выход инфузионной трубки 70 к входу контейнера 56 для приема элюата для подачи радиоактивного элюата в указанный контейнер. После последующего управления насосом 40 для производства радиоактивного элюата, который подается в контейнер 56 для приема элюата, детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом.

[0066] Хотя на фиг. 6 показано одно типовое положение детектора 60 гамма-излучения, могут использоваться и другие положения. Например, детектор 60 гамма-излучения может быть расположен в непосредственной близости от линии трубопровода после генератора 52 радиоактивных изотопов относительно направления технологического потока, такой как выпускная линия 75 генератора радиоактивных изотопов и/или инфузионная трубка 70. В этих примерах детектор гамма-излучения может измерять гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, протекающим по линии трубопровода, или статической (не текущей) частью радиоактивного элюата, находящейся внутри линии трубопровода. Независимо от конкретного положения детектора гамма-излучения в системе 10, детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, для регистрации и/или количественного определения одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате.

[0067] Например, гамма-излучение, измеренное детектором 60 гамма-излучения, может использоваться для регистрации и/или количественного определения одного или большего количества загрязняющих радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, производимом генератором 52 радиоактивных изотопов, в то время как бета-излучение, измеренное детектором 58 бета-излучения, может использоваться для регистрации и/или количественного определения одного или большего количество радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, предназначенных для инфузионного ввода пациенту. В некоторых примерах детектор 58 бета-излучения измеряет бета-излучение радиоактивного элюата, протекающего через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов в направлении контейнера 56 для приема элюата. Как только радиоактивный элюат пройдет детектор 58 бета-излучения и частично или полностью заполнит контейнер 56 для приема элюата, детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение той части радиоактивного элюата, которая подана в указанный контейнер. В этих приложениях детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение части радиоактивного элюата, также испускающего бета-излучение, которое были зарегистрировано детектором 58 бета-излучения, когда радиоактивный элюат протекал в направлении контейнера 56 для приема элюата. В других рабочих компоновках детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения могут не измерять радиоактивные излучения одной и той же части или объема радиоактивного элюата, но могут измерять радиоактивные излучения разных частей радиоактивного элюата.

[0068] Система 10 генератора радиоактивных изотопов в примере на фиг. 6 также содержит контроллер 80. Контроллер 80 может быть соединен с возможностью связи (например, через проводное или беспроводное соединение) с различными насосами, клапанами и другими компонентами системы 10, включая детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения, для передачи и приема электронных сигналов управления и обмена информацией между контроллером 80 и компонентами, соединенными с ним с возможностью связи. Например, контроллер 80 может принимать данные, генерируемые детектором 58 бета-излучения, показывающие уровень бета-излучения, зарегистрированного данным детектором. Контроллер 80 может также принимать данные, генерируемые детектором 60 гамма-излучения, показывающие уровень и тип (например, спектральный состав) гамма-излучения, зарегистрированного детектором. Контроллер 80 может также обрабатывать данные для определения активности различных изотопов в элюате, в котором детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения зарегистрировали, соответственно, бета-излучение и гамма-излучение. Контроллер 80 также может управлять работой всей системы 10 генератора радиоактивных изотопов, включая запуск и управление процедурами дозированного ввода препаратов пациентам, управление различными клапанами и насосами в системе, прием и обработку сигналов от детектора 58 бета-излучения и детектора 60 гамма-излучения и т.д.

[0069] Во время работы детектор 58 бета-излучения может регистрировать бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, расположенным перед детектором. Детектор 58 бета-излучения может содержать множество компонентов для регистрации и обработки сигналов бета-излучения. В некоторых компоновках детектор 58 бета-излучения реализован с помощью твердотельного детекторного элемента, такого как PIN-фотодиод. В этих компоновках твердотельный детекторный элемент может преобразовывать энергию падающего радиоактивного излучения непосредственно в электроны в полупроводниковом материале детектора. Далее электроны могут быть усилены до уровня полезного сигнала (например, для приема контроллером 80). В некоторых примерах детектор 58 бета-излучения содержит сцинтиллятор, который преобразует энергию падающего радиоактивного излучения в световые импульсы, которые затем улавливаются подключенным фотоэлектронным преобразователем, таким как фотоумножитель или лавинный фотодиод. С помощью выбора сцинтиллятора можно задавать чувствительность и скорость счета. Например, детектор 58 бета-излучения может быть реализован с использованием пластмассового сцинтиллятора, когда требуется высокая чувствительность и высокая скорость счета.

[0070] Во время работы детектор 60 гамма-излучения может регистрировать гамма-излучение, исходящее от части элюата, расположенной в непосредственной близости от детектора, например, неподвижно расположенной в контейнере 56 для приема элюата. Детектор 60 гамма-излучения может содержать множество различных компонентов для регистрации и обработки сигналов гамма-излучения, таких как сортировщик импульсов (например, многоканальный анализатор), усилители, измерители скорости, стабилизаторы положения пиков и т.п. В одном примере детектор гамма-излучения содержит сцинтилляционный детектор. В другом примере детектор гамма-излучения содержит твердотельный полупроводниковый детектор.

[0071] Конкретный тип детектора гамма-излучения, выбранный для детектора 60, может варьироваться в зависимости от множества факторов, таких как, например, требуемое разрешение детектора, физические требования для практической реализации детектора в системе (например, требования к охлаждению), ожидаемый уровень квалификации персонала, работающего с детектором, и т.д. В некоторых приложениях детектор 60 гамма-излучения представляет собой детектор сцинтилляционного типа, такой как щелочно-галоидный кристалл с относительно низким разрешением (например, NaI, CsI) или германат висмута (например, Bi4Ge3O12 или BGO). В других приложениях детектор 60 гамма-излучения содержит молекулы с большой молекулярной массой, содержащие атомы металлов. Примером является оксиортосиликат лютеция, Lu2(SiO4) O(Ce) или LSO, который хотя и имеет немного лучшее разрешение, чем BGO, но может иметь ограниченную применимость из-за относительно высокого собственного излучения. Другим примером детектора 60 гамма-излучения может быть легированный церием лантан, такой как LaCl3(Ce) или LaBr3(Ce).

[0072] В других приложениях детектор 60 гамма-излучения представляет собой твердотельный детектор полупроводникового типа, такой как планарный германиевый детектор. Например, в качестве другого примера детектор 60 гамма-излучения может быть твердотельным детектором полупроводникового типа на основе теллурида, таким как полупроводниковый детектор на основе теллурида кадмия или теллурида цинка-кадмия. Детектор 60 гамма-излучения может работать при комнатной температуре (температуре окружающего воздуха) или может охлаждаться ниже комнатной температуры (например, с помощью охлаждающего устройства, встроенного в систему 10 генератора радиоактивных изотопов) для увеличения разрешения детектора.

[0073] Детектор 60 гамма-излучения может производить данные гамма-спектроскопии. Например, детектор может содержать пассивный материал, который ожидает на воздействие гамма-излучение в объеме детектора. Примерами взаимодействий могут быть фотоэлектрические эффекты, комптоновское рассеяние и образование пар. Например, когда гамма-излучение подвергается комптоновскому рассеянию или образованию пары, часть энергии может выйти из объема детектора без поглощения таким образом, что фоновая скорость счета в спектре увеличится на единицу. Этот счет может появиться в канале ниже канала, который соответствует полной энергии гамма-луча.

[0074] Импульс напряжения, создаваемый детектором 60 гамма-излучения, может формироваться многоканальным анализатором, связанным с детектором. Многоканальный анализатор может принять небольшой сигнал напряжения, создаваемый детектором, изменить его форму на гауссову или трапециевидную и преобразовать сигнал в цифровой сигнал. Количество каналов, предоставляемых многоканальным анализатором, может варьироваться, но в некоторых примерах выбирается вариант 512, 1024, 2048, 4096, 8192 или 16384 каналов. Выбор количества каналов может зависеть от разрешения системы, исследуемого диапазона энергий и возможностей обработки данных системой.

[0075] Данные, генерируемые детектором 60 гамма-излучения в ответ на регистрацию гамма-излучения, могут иметь форму спектра гамма-излучения, который содержит пики. Пики могут соответствовать различным уровням энергии, излучаемой одинаковыми или разными изотопами в анализируемой пробе элюата. Такие пики можно также назвать линиями по аналогии с оптической спектроскопией. Ширина пиков может определяться разрешением детектора, при этом горизонтальное положение пика является энергией гамма-излучения, а площадь пика определяется интенсивностью гамма-излучения и/или эффективностью детектора.

[0076] Во время работы (или процедуры инфузионного ввода препарата пациенту, процедура контроля качества, процедуры калибровки или другой рабочей процедуры) контроллер 80 может принимать данные, генерируемые детектором 58 бета-излучения и/или детектором 60 гамма-излучения, отображающие уровни бета-излучения и гамма-излучения, зарегистрированные соответствующими детекторами. Контроллер 80 может обрабатывать данные для определения активности одного или большего количества радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, в котором детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения зарегистрировали, соответственно, бета-излучение и гамма-излучение. Контроллер 80 может управлять работой системы 10 исходя из определенной активности одного или большего количества радиоактивных изотопов.

[0077] Например, когда генератор 52 радиоактивных изотопов реализован с помощью стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, контроллер 80 может принимать данные от детектора 58 бета-излучения, отображающие уровень измеренного бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, протекающим через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов. Контроллер 80 может быть не в состоянии выделять отдельные радиоактивные изотопы из бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения 58, но вместо этого он может быть запрограммирован на допущение того, что все бета-излучение можно отнести к радиоактивному изотопу Rb-82, присутствующему в радиоактивном элюате, поскольку можно ожидать, что Rb-82 будет преобладающим радиоактивным изотопом. Соответственно, при обращении к данным, которые хранятся в памяти, контроллер 80 может определять активность Rb-82, присутствующего в радиоактивном элюате, который поступает из генератора 52 радиоактивных изотопов, на основании суммарного значения бета-излучения, измеренного детектором 58 бета-излучения.

[0078] В указанных примерах контроллер 80 может дополнительно получать данные от детектора 60 гамма-излучения, отображающие измеренные уровни гамма-излучения, испускаемого частью радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может определять, какие типы одного или большего количества других радиоактивных изотопов присутствуют в радиоактивном элюате и/или уровень активности этих типов на основании данных, полученных от детектора гамма-излучения. Например, контроллер 80 может определять, какие типы радиоактивных изотопов и/или активность этих радиоактивных изотопов присутствуют в радиоактивном элюате на основании величины и типа (например, спектрального состава) гамма-излучения, зарегистрированного детектором 60 гамма-излучения. Например, контроллер 80 может определять активность Sr-82 и/или Sr-85, присутствующих в радиоактивном элюате, если таковые имеются, которые могут быть загрязнителями радиоактивного изотопа Rb-82, предназначенного для процедуры инфузионного ввода пациенту.

[0079] Контроллер 80 может управлять работой системы 10 исходя из измеренной активности радиоактивного изотопа, предназначенного для инфузионного ввода пациенту (например, Rb-82), и/или исходя из измеренной активности одного или большего количества типов радиоактивных изотопов (например, Sr-82 и/или Sr-85), которые являются загрязнителями такого радиоактивного изотопа. Контроллер 80 может сравнивать активность одного или большего количества отдельных изотопов с одним или большим количеством пороговых значений, хранящихся в памяти, и управлять работой системы 10 исходя из такого сравнения. Контроллер 80 может выполнять различные действия в случае превышения порогового значения. В одном примере контроллер 80 может производить оповещение пользователя (например, визуальное, текстовое, механическое (например, вибрирующее) или звуковое оповещение пользователя), например, посредством управления интерфейсом 16 пользователя для передачи такого оповещения. В другом примере контроллер 80 может отключить насос 40, чтобы прекратить производство элюата. Еще в одном примере контроллер 80 может управлять вторым многоходовым клапаном 74 для отвода элюата из инфузионной трубки 70 в линию 76 отходов.

[0080] Как было отмечено выше, система 10 может содержать контейнер 54 для отходов и контейнер 56 для приема элюата. Контейнер 54 для отходов и контейнер 56 для приема элюата могут представлять собой конструкции, предназначенные для приема и хранения жидкости, полученной из трубопровода, расположенного выше по технологическому потоку. В различных примерах контейнер 54 для отходов и/или контейнер 56 для приема элюата могут быть емкостями, стационарно установленными в узле 28 защиты (фиг. 4 и 5), или могут выниматься из узла защиты. Например, контейнер 54 для отходов и/или контейнер 56 для приема элюата могут быть сосудом (например, бутылкой, пузырьком, банкой или другой емкостью), который скомпонован для размещения радиоактивного элюата и может выниматься из узла 28 защиты.

[0081] В целом контейнер 54 для отходов предназначен для размещения радиоактивного элюата, образующегося после активации системы 10 по мере того, как насос 40 будет прокачивать элюент через генератор 52 радиоактивных изотопов к контейнеру 54 для отходов. Например, во время работы насос 40 может прокачивать элюент через генератор 52 радиоактивного изотопа, когда контроллер 80 управляет вторым многоходовым клапаном 74 для направления радиоактивного элюата в контейнер 54 для отходов. После определения того, что радиоактивный элюат, произведенный генератором 52 радиоактивных изотопов, достиг порогового уровня активности, контроллер 80 может отдать команду второму многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат в инфузионную трубку 70 (и в катетер 72 пациента или контейнер 56 для приема элюата, соединенный с ним) вместо контейнера 54 для отходов. Контроллер 80 может определить, что радиоактивный элюат, произведенный генератором 52 радиоактивных изотопов, имеет пороговый уровень активности исходя, например, из данных о бета-излучении, измеренном детектором 58 бета-излучения, и данных о пороговых уровнях, хранящихся в памяти, связанной с контроллером. В различных примерах контейнер 54 для отходов может иметь размер, который будет вмещать объем жидкости, получаемой от генератора 52 радиоактивных изотопов, по меньшей мере 100 мл, например, по меньшей мере 250 мл или не меньше 500 мл. В одном примере емкость 54 для отходов может иметь размер от 250 мл до 1 л.

[0082] В отличие от контейнера 54 для отходов, который предназначен для приема радиоактивного элюата, произведенного генератором радиоактивных изотопов 52, который отнесен к отходам, контейнер 56 для приема элюата может принимать инфузионно вводимый пациенту радиоактивный элюат, произведенный генератором радиоактивных изотопов. Контейнер 56 для приема элюата может принимать и удерживать часть радиоактивного элюата, произведенного генератором радиоактивных изотопов (например, после того, как контроллер 80 включит многоходовой клапан 74 для перенаправления произведенного радиоактивного элюата от линии 76 отходов в инфузионную трубку 70). Когда контейнер 56 для приема элюата заполняется радиоактивным элюатом и/или когда контейнер для приема элюата полностью заполнился, детектор 60 гамма-излучения может измерить гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом. В некоторых примерах детектор 58 бета-излучения измеряет бета-излучение радиоактивного элюата, протекающего через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов, на протяжении протекания элюата в контейнер 56 для приема элюата, после чего детектор 60 гамма-излучения измерит гамма-излучение той же части элюата, бета-излучение которого ранее было измерено детектором бета-излучения.

[0083] Контроллер 80 может определять активность одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате, находящемся в контейнере 56 для приема элюата, исходя из гамма-излучения, измеренного детектором 60 гамма-излучения. Если контроллер 80 определит, что активность одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате, превышает допустимый предел (например, при сравнении с пороговыми значениями, хранящимися в памяти, связанной с контроллером), тогда контроллер может оповестить об этом пользователя, например, через интерфейс 16 пользователя. В дополнительном или альтернативном варианте контроллер 80 может предотвращать выполнение последующей процедуры инфузионного ввода препарата пациенту, пока не будет определено, что генератор 52 радиоактивных изотопов (или его замена) может производить радиоактивный элюат, не содержащий один или большее количество радиоактивных изотопов, активность которых превышает допустимый предел. Таким образом, детектор 60 гамма-излучения может быть установлен для оценки качества радиоактивного элюата, вырабатываемого генератором 52 радиоактивных изотопов и гарантии того, что радиоактивный элюат, вырабатываемый генератором радиоактивных изотопов (например, элюат, который будет впоследствии произведен генератором во время одного или большего количества последующих элюирований), безопасен для инфузионного ввода пациенту.

[0084] Хотя контейнер 56 для приема элюата может иметь ряд различных компоновок, в некоторых примерах контейнер для приема элюата имеет размеры меньшие, чем у контейнера 54 для отходов. Например, емкость 56 для приема элюата может иметь размеры, позволяющий принимать и хранить объем жидкости меньше 500 мл, например, меньше 250 мл или меньше 100 мл. В одном примере размеры контейнера для приема элюата рассчитаны на хранение от 10 мл до 100 мл. Кроме того, хотя контейнер 56 для приема элюата может быть реализован с помощью множества различных типов контейнеров, в некоторых примерах контейнер для приема элюата изготовлен из стекла или пластмассы, например, как стеклянный пузырек или бутылка, пластмассовый шприц или контейнер. Такая конструкция может быть полезна тем, что стеклянный пузырек может ограничивать степень блокировки или ослабления гамма-излучения контейнером для приема элюата или может быть более однородным, что позволит детектору 60 гамма-излучения надлежащим образом регистрировать гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, находящимся в контейнере.

[0085] На практике контейнер 56 для приема элюата может повторно использоваться для нескольких процедур контроля качества или может быть одноразовым и утилизироваться после каждой процедуры контроля качества. Например, в некоторых приложениях оператор может выбрать новый, ранее не использованный контейнер для приема элюата и вставить его в соответствующий отсек узла 28 защиты. После выполнения процедуры контроля качества оператор может вынуть контейнер для приема элюата, надлежащим образом утилизировать содержимое контейнера и затем утилизировать сам контейнер. Как правило контейнер 54 для отходов представляет собой конструкцию многоразового использования, например, изготовленную из металлического стекла или другого совместимого материала, которая периодически вынимается из узла 28 защиты и опорожняется, но не выбрасывается после использования.

[0086] Как обсуждалось выше при обращении к фиг. 4 и 5, система 10 может содержать узел 28 защиты. Узел 28 защиты может содержать различные компоненты системы 10, подвергающиеся воздействию и/или находящиеся в контакте с радиоактивным элюатом. На фиг. 7А и 7В показан вид в перспективе типовой компоновки узла 28 защиты с фиг. 4 и 5, который с иллюстративной целью показан снятым с рамы 30 тележки. На фиг. 7А показан узел 28 защиты с прикрепленными дверцами, тогда как на фиг. 7B узел защиты показан со снятыми дверцами для показа типового расположения внутренних элементов.

[0087] В общем случае узел 28 защиты может быть сформирован из одного или большего количества материалов, которые обеспечивают защиту от радиоактивного излучения. Тип материала или материалов, используемых для изготовления узла защиты, и толщины этих материалов могут варьироваться, например, в зависимости от типа и размера генератора 52 радиоактивных изотопов, используемого в системе, и, соответственно, требуемого уровня радиационной защиты. В общем случае, толщина и/или компоновка материала радиационной защиты, используемого для создания узла 28 защиты, может быть эффективной для ослабления излучения, испускаемого изнутри узла защиты, до уровня, который является безопасным для персонала, работающего рядом с системой 10. Например, когда в узле 28 защиты установлен новый стронций-рубидиевый генератор, он может иметь 200 милликюри излучения. Узел 28 защиты может быть такой преградой для этого излучения, что уровень излучения снаружи узла защиты не будет превышать уровень, допустимый для персонала, находящегося рядом с узлом защиты.

[0088] В некоторых примерах узел 28 защиты изготовлен из свинца, свинцовых сплавов или других материалов высокой плотности. Узел 28 защиты может иметь толщину стенки больше 25 мм, например, больше 50 мм. Например, узел 28 защиты может иметь толщину стенки в пределах от 50 миллиметров до 250 миллиметров, например, от 65 миллиметров до 150 миллиметров. Кроме того, как будет описано более подробно ниже, узел 28 защиты может содержать различные отсеки, специальным образом расположенные относительно друг друга для эффективной защиты чувствительных к радиоактивному излучению компонентов от источников радиоактивного излучения.

[0089] При обращении к фиг. 7A и 7B можно видеть, что узел 28 защиты может иметь по меньшей мере одну боковую стенку 100, которая обеспечивает защиту от радиоактивного излучения и устанавливает границы отсека, скомпонованного для размещения одного или большего количества компонентов системы 10. В некоторых примерах узел 28 защиты задает только один отсек, например, содержащий по меньшей мере генератор 52 радиоактивных изотопов (фиг. 6). В других примерах, включая пример, показанный на фиг. 7А и 7В, узел 28 защиты имеет некоторое количество отсеков, которые отделены друг от друга по меньшей мере одной стенкой из материала, защищающего от излучения. Например, узел 28 защиты может содержать первый отсек 102, выполненный с возможностью установки генератора 52 радиоактивных изотопов, второй отсек 104, выполненный с возможностью установки детектора 58 бета-излучения, и третий отсек 106, выполненный с возможностью установки детектора 60 гамма-излучения. Узел 28 защиты может содержать один или большее количество дополнительных отсеков, таких как четвертый отсек 108, выполненный с возможностью установки контейнера 54 для отходов, и/или отсек 110 с боковой стенкой, выполненный с возможностью размещения одного или большего количества трубопроводов для жидкости.

[0090] В общем случае разные отсеки узла 28 защиты могут быть выполнены с возможностью размещения разных компонентов, которые устанавливаются в каждом соответствующем отсеке в требуемом относительном расположении. Например, первый отсек 102, который выполнен с возможностью установки генератора 52 радиоактивных изотопов, может быть расположен перед вторым отсеком 104 и третьим отсеком 106 относительно направления технологического потока. В результате радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, может течь по направлению к детектору 58 бета-излучения и/или детектору 60 гамма-излучения для измерения активности одного или большего количества радиоактивных изотопов, которые могут присутствовать в радиоактивном элюате. В другом примере, когда детектор 60 гамма-излучения расположен после детектора 58 бета-излучения относительно направления технологического потока, второй отсек 104, выполненный с возможностью установки детектора бета-излучения, может быть расположен в месте перед третьим отсеком 106 относительно направления технологического потока, который выполнен с возможностью установки детектора 60 гамма-излучения.

[0091] Выбор положения генератора 52 радиоактивных изотопов относительно детектора 58 бета-излучения и/или детектора 60 гамма-излучения с помощью узла 28 защиты может использоваться для надлежащей защиты детекторов от радиоактивного излучения, испускаемого генератором. Как обсуждалось выше, генератор 52 радиоактивных изотопов может содержать радиоактивный материал, например стронций-82, который испускает радиоактивное излучение. Распад ядер радиоактивного материала, содержащегося в генераторе 52 радиоактивных изотопов, приводит к появлению продукта распада или изотопа, который выделяется в элюент, прокачиваемый через генератор для ввода пациенту, который проходит процедуру диагностической визуализации. Поскольку генератор 52 радиоактивных изотопов обеспечивает источник ядерного материала для всей системы генератора радиоактивных изотопов, величина радиоактивного излучения, испускаемого генератором, и, более конкретно, радиоактивного материала, расположенного на и/или в генераторе, может создать самый сильный сигнал радиоактивного излучения в системе. В результате, если детектор 58 бета-излучения и/или детектор 60 гамма-излучения не будут защищены надлежащим образом от генератора 52 радиоактивных изотопов, детекторы могут быть забиты сигналами радиоактивного излучения, испускаемого самим генератором, а не сигналами радиоактивного излучения радиоактивного элюата, производимого генератором, которое необходимо измерить. Соответственно, узел 28 защиты может быть выполнен с возможностью защиты детектора 58 бета-излучения и детектора 60 гамма-излучения от генератора 52 радиоактивных изотопов, в то же время позволяя радиоактивному элюату, производимому генератором, протекать из одного отсека в другой, например, чтобы детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения могли регистрировать излучения элюата.

[0092] В некоторых примерах генератор 52 радиоактивного изотопа, детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения расположен в разных плоскостях как горизонтально, так и вертикально. Например, узел 28 защиты может быть разделен на бесконечное число бесконечно толстых (я думаю, здесь явная ошибка - должно быть «тонких» - примечание переводчика) плоскостей, которые находятся в плоскости X-Y, указанной на фиг. 7А и 7В, и имеют разные значения на вертикальной оси Z, указанной на этих же фигурах (горизонтальные плоскости). Аналогично, узел 28 защиты может быть разделен на бесконечное число бесконечно толстых (я думаю, здесь явная ошибка - должно быть «тонких» - примечание переводчика) плоскостей, которые находятся в плоскости Z-X, указанной на фиг. 7А и 7В, и расположены в разных точках вдоль длины узла по оси Y, указанной на этих же фигурах (вертикальные плоскости). Генератор 52 радиоактивных изотопов, детектор 58 бета-излучения и детектор 60 гамма-излучения могут быть расположены относительно друг друга таким образом, что они будут находиться в разных горизонтальных и/или вертикальных плоскостях. При таком расположении может существовать по меньшей мере одна горизонтальная плоскость и/или по меньшей мере одна вертикальная плоскость, которая пересекает генератор 52 радиоактивных изотопов, детектор 58 бета-излучения или детектор 60 гамма-излучения, но не пересекает две другие компоненты. Такое расположение может помочь сделать максимальным расстояние между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 58 бета-излучения и/или детектором 60 гамма-излучения, например, для увеличения степени защиты одного или обоих детекторов от генератора радиоактивных изотопов.

[0093] В некоторых компоновках детектор 60 гамма-излучения расположен на большей высоте (имеет большее положительное значение на оси Z, указанной на фиг.7А и 7В), чем генератор 52 радиоактивных изотопов. В дополнительном или альтернативном варианте детектор 60 гамма-излучения может быть расположен в месте, которое имеет боковое смещение (например, в направлении оси X и/или оси Y, указанных на фиг. 7A и 7B) относительно генератора 52 радиоактивного изотопа. Смещение детектора 60 гамма-излучения относительно генератора 52 радиоактивных изотопов как по вертикали, так и по горизонтали может быть использовано для максимального увеличения количества защитного материала, находящегося между детектором гамма-излучения и генератором радиоактивных изотопов.

[0094] Каждый отсек узла 28 защиты может образовывать полость, которая будет частично или полностью окружать соответствующий компонент, размещенный в отсеке, например, частично или полностью окружать компонент материалом защиты от радиоактивного излучения. В примере на фиг. 7А и 7В первый отсек 102 ограничен боковой стенкой 102А и стенкой основания или нижней стенкой 102В. Боковая стенка 102А может проходить вертикально вверх (в положительном направлении оси Z, указанной на фиг. 7А и 7В) от стенки 102В основания и образовывать отверстие 102С (на фиг. 7В), в которое может быть вставлен генератор 52 радиоактивных изотопов.

[0095] Второй отсек 104 также может содержать боковую стенку 104А и стенку основания или нижнюю стенку 104В. Боковая стенка 104А может проходить вертикально вверх (в положительном направлении оси Z, указанной на фигурах) от стенки 104В основания для образования полости, которая ограничена боковой стенкой 104А и стенкой 104В основания, соединенными вместе. В некоторых примерах боковая стенка 104А также может проходить вертикально вниз (в отрицательном направлении оси Z, указанной на фигурах) от стенки 104В основания для образования дополнительной полости на нижней стороне стенки основания, где полость ограничена боковой стенкой 104А и, с верхней стороны, базовой стенкой 104B основания. Независимо от того, проходит ли боковая стенка 104А вертикально над и/или под стенкой 104B основания, в компоновках, в которых второй отсек 104 содержит стенку 104B основания, отверстие 112 может быть образовано через стенку 104B основания. Отверстие может представлять собой область, проходящую через толщину стенки 104B основания, которая не содержит материала, защищающего от радиоактивного излучения. При такой компоновке детектор 58 бета-излучения может быть расположен на одной стороне стенки 104B основания в отверстии 112 и/или проходить через это отверстие. Например, детектор 58 бета-излучения может быть расположен под стенкой 104В основания и может быть окружен частью боковой стенки 104А, проходящей вертикально вниз от стенки основания.

[0096] В тех случаях, когда детектор 58 бета-излучения расположен на одной стороне стенки 104B основания (например, в нижней части стенки основания, как было описано выше), линия трубопровода может быть расположена на противоположной стороне стенки основания. Например, линия трубопровода, являющаяся частью контура инфузионной трубки, может быть расположена во втором отсеке 104, например, с линией трубопровода, расположенной над отверстием 112. В компоновке на фиг. 7А и 7В боковая стенка 104А определяет отверстие 104С (на фиг.7В), через которое в отсеке может быть установлена линия трубопровода (например линия, которая может быть частью контура инфузионной трубки). Установка линии трубопровода во втором отсеке 104 позволяет расположить линию трубопровода таким образом, чтобы она проходила над отверстием 112, а детектор 58 бета-излучения находился под отверстием и/или проходил вверх через отверстие. В результате, когда радиоактивный элюат подается в и/или через линию трубопровода, радиоактивный элюат может находиться в части линии трубопровода, проходящей над отверстием 112, и/или проходить через эту часть. Детектор 58 бета-излучения может регистрировать бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, в части трубопровода, расположенной над отверстием 112, например, при прохождении сквозь отверстие стенки 104B основания.

[0097] Когда второй отсек 104 предназначен для установки контура инфузионной трубки, который содержит одну или большее количество линий трубки, расположенных так, как было описано при обращении к фиг. 6, часть контура инфузионной трубки, расположенного в отсеке, может содержать часть выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов, часть линии 76 отходов, второй многоходовой клапан 74 и часть инфузионной трубки 70. Для обеспечения возможности функционального соединения второго многоходового клапана 74 с управляющим устройством (например, двигателем) через узел 28 защиты второй отсек 104 также может содержать второе отверстие 114 (например, как показано на фиг. 7В), образованное в стенке 104В основания. Второе отверстие 114 может иметь размеры и положение, обеспечивающие функциональное соединение второго многоходового клапана 74 с управляющим устройством, которое расположено снаружи узла защиты. Во время использования оператор может установить часть контура инфузионной трубки через отверстие 104C во втором отсеке 104 таким образом, чтобы боковая стенка 104A и стенка 104B основания будут совместно ограничивать часть вставленного контура инфузионной трубки материалом, который обеспечивает защиту от радиоактивного излучения. Второй многоходовой клапан 74 может быть функционально соединен с управляющим устройством через второе отверстие 114, и часть контура инфузионной трубки, такая как выпускная линия 75 генератора радиоактивных изотопов, может быть расположена таким образом, чтобы проходить над отверстием 112, что позволит детектору 58 бета-излучения регистрировать бета-излучение через отверстие в части расположенной там трубки.

[0098] Как было отмечено выше, узел 28 защиты в примере на фиг. 7А и 7В также содержит третий отсек 106. Третий отсек 106 может быть ограничен боковой стенкой 106А, которая образует отверстие 106В. Третий отсек 106 может быть скомпонован (например, по размеру и/или форме) для установки детектора 60 гамма-излучения. Кроме того, третий отсек 106 может быть выполнен с возможностью размещения с гидравлическим соединением с инфузионной трубкой 70, когда инфузионная трубка установлена в защитном узле 28. Во время работы, такой как процедура контроля качества, радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, расположенным в первом отсеке 102, может протекать через одну или большее количество линий трубопровода контура инфузионной трубки к детектору 60 гамма-излучения в третьем отсеке 106. Радиоактивный элюат, доставленный таким образом в третий отсек 106, может испускать гамма-излучение, которое может быть зарегистрировано детектором 60 гамма-излучения в отсеке.

[0099] В некоторых примерах третий отсек 106 скомпонован (например, по размеру и/или форме) для установки контейнера для приема элюата через отверстие 106В. Например, после установки детектора 60 гамма-излучения в третьем отсеке 106 контейнер для приема элюата может быть расположен в отсеке рядом и/или над детектором гамма-излучения. Линия 70 инфузионной трубки может быть затем гидравлически соединена с емкостью для приема элюата таким образом, что при прокачивании элюента через генератор радиоактивных изотопов элюат, производимый генератором, может протекать к емкости для приема элюата и частично или полностью его заполнить. После надлежащего заполнения статическая (не текущая) часть радиоактивного элюата может быть размещена в третьем отсеке 106 вместе с детектором 60 гамма-излучения. Статическая часть радиоактивного элюата может испускать гамма-излучение, которое может быть зарегистрировано детектором 60 гамма-излучения, например, для определения активности одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате.

[00100] В некоторых примерах, включая пример, показанный на фиг. 7A и 7B, узел 28 защиты, кроме первого отсека 102, второго отсека 104 и третьего отсека 106, содержит один или большее количество дополнительных отсеков. Например, узел 28 защиты может содержать четвертый отсек 108, который выполнен с возможностью установки контейнера для отходов (например, контейнера 54 для отходов на фиг. 6). Четвертый отсек 108 может содержать боковую стенку 108А и стенку 108В основания. Боковая стенка 108А четвертого отсека может проходить вертикально от стенки 108В основания для образования отверстия 108С, через которое контейнер 54 для отходов может быть вставлен в отсек. Боковая стенка 108А и стенка 108В основания могут совместно ограничивать пространство, скомпонованное для установки контейнера для отходов. Когда контейнер 54 для отходов установлен в четвертом отсеке 108, линия 76 отходов может быть расположена с гидравлическим соединением с контейнером для отходов.

[00101] Чтобы различные линии трубопровода системы генератора радиоактивных изотопов могли проходить от одного отсека к соседнему отсеку, узел 28 защиты может содержать дополнительные трубопроводные пути и/или трубопроводные отсеки для облегчения прокладки линий трубопровода. В примере на фиг. 7A и 7B, узел 28 защиты содержит отсек 110 боковой стенки. Отсек 110 боковой стенки в этом примере задается углубленной полостью, образованной в боковой стенке 108А четвертого отсека 108. В частности, в показанной компоновке отсек 110 боковой стенки проходит вертикально (в направлении оси Z, указанной на фиг. 7B) вдоль внешней поверхности боковой стенки 108A, образуя четвертый отсек 108, выполненный с возможностью установки контейнера 54 для отходов. Отсек 110 боковой стенки может быть выполнен с возможностью расположения одной или нескольких частей трубопровода, такой как по меньшей мере часть инфузионной трубки 70 и по меньшей мере часть линии 76 отходов.

[00102] При установке линия 76 отходов может проходить от второго многоходового клапана 74, расположенного над отверстием 114 во втором отсеке 104, через отсек 110 боковой стенки до четвертого отсека 108. Аналогичным образом, инфузионная трубка 70 может проходить от второго многоходового клапана 74, расположенного над отверстием 114 во втором отсеке 104, через отсек 110 боковой стенки и, следовательно, из отсека боковой стенки. В различных компоновках инфузионная трубка 70 может выходить или не выходить из узла 28 защиты перед возвратом в узел защиты, при этом выходное отверстие инфузионной трубки 70 расположено в третьем отсеке 106, например, с гидравлическим соединением с емкостью для приема элюата, расположенной в третьем отсеке.

[00103] Узел 28 защиты может содержать дополнительные трубопроводные каналы, образованные в одной или большем количестве боковых стенок или сквозь них, чтобы найти отсеки узла для облегчения прокладки трубопровода между соседними отсеками. Например, боковая стенка 104A, образующая второй отсек 104, может содержать канал 116 трубопровода элюента, проложенный через боковую стенку. В другом примере боковая стенка 102А, образующая первый отсек 102, может содержать канал 118А трубопровода элюата и канал 118В выпускного трубопровода генератора (который также может называться каналом трубопровода элюата). При такой компоновке линия 62 элюента (фиг. 6) может входить в узел 28 защиты через канал 116 трубопровода элюента и далее проходить из второго отсека 104 в первый отсек 102 через канал 118А трубопровода элюата. Линия 62 элюента может быть соединена с насосом 40 на одном конце (например, снаружи узла 28 защиты в компоновках, где насос расположен снаружи узла защиты) и с генератором 52 радиоактивных изотопов в первом отсеке 102 на противоположном конце. Радиоактивный элюат, образующийся с помощью генератора, может выходить через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов и может вытекать из первого отсека 102 через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов, расположенную в канале 118B трубопровода элюата.

[00104] Для закрепления линии 62 элюента в канале 118A трубопровода элюата и выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов в канале 118B трубопровода элюата соответственно, узел 28 защиты может содержать трубный замок 120. Трубный замок 120 трубки может представлять собой конструкцию, которая способна перемещаться по каналу 118А трубопровода элюата и каналу 118В трубопровода элюата для закрепления или фиксации каждого трубопровода в соответствующем канале. Благодаря этому предотвращается случайный выход одного или нескольких трубопроводов из соответствующего канала и их раздавливание, когда дверца, закрывающая первый отсек 102 или второй отсек 104, закрыта.

[00105] Как кратко обсуждалось выше, когда узел 28 защиты скомпонован с несколькими отсеками, они могут быть расположены относительно друг друга таким образом, чтобы помочь защитить детектор 58 бета-излучения и/или детектор 60 гамма-излучения от радиоактивных излучений, испускаемых самим генератором 52 радиоактивных изотопов. Это может позволить одному или обоим детекторам регистрировать радиоактивные излучения, связанные с радиоактивным элюатом, который производится генератором, а не радиоактивные излучения, связанные с самим генератором. В тех случаях, когда система генератора радиоактивных изотопов содержит как детектор бета-излучения, так и детектор гамма-излучения, детектор гамма-излучения может быть более чувствительным, чем детектор бета-излучения, к фоновому излучению от генератора радиоактивных изотопов. То есть детектор гамма-излучения может быть более склонным к насыщению, чем детектор бета-излучения, когда подвергается воздействию гамма-излучения, исходящего от самого генератора радиоактивных изотопов. По этим и другим причинам детектор гамма-излучения может быть установлен по отношению к генератору радиоактивных изотопов таким образом, чтобы попытаться свести к минимуму воздействие гамма-излучения от генератора радиоактивных изотопов, например, путем максимального увеличения количества защитного материала, расположенного между детектором гамма-излучения и генератором радиоактивных изотопов.

[00106] В общем случае количество защитного материала, расположенного между детектором 60 гамма-излучения и генератором 52 радиоактивных изотопов, может быть увеличено путем размещения одного или большего количества отсеков узла 28 защиты между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106 вместо размещения отсеков непосредственно рядом друг с другом. В некоторых примерах узел 28 защиты выполнен таким образом, что по меньшей мере один отсек расположен между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106 (например, по длине узла защиты в направлении оси Y, указанной на фиг. 7А и 7В и/или вертикально в направлении оси Z, указанном на этих же фигурах). Например, второй отсек 104 может быть расположен между первым отсеком 102, выполненным с возможностью установки генератора 52 радиоактивных изотопов, и третьим отсеком 106, выполненным с возможностью установки детектора 60 гамма-излучения. В результате боковая стенка 102А, задающая первый отсек 102, боковая стенка 104А, задающая второй отсек 104, и боковая стенка 106А, задающая третий отсек, выполненные из материала, который обеспечивает защиту от радиоактивного излучения, могут быть расположены между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 60 гамма-излучения, когда они установлены в узле 28 защиты. Таким образом, количество защитного материала, присутствующего между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 60 гамма-излучения, может являться суммарной толщиной боковых стенок.

[00107] В компоновках, в которых узел 28 защиты содержит более трех отсеков, как показано в примере на фиг. 7А и 7В, один или большее количество других отсеков также может быть расположено между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106. В проиллюстрированном примере четвертый отсек 108 также расположен между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106. В этой компоновке второй отсек 104 и четвертый отсек 108 (а также отсек 110 боковой стенки) расположены между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106. В результате боковая стенка 102А, задающая первый отсек 102, боковая стенка 104А, задающая второй отсек 104, боковая стенка 108А, задающая четвертый отсек 108, и боковая стенка 106А, задающая третий отсек, выполненные из материала, который обеспечивает защиту от радиоактивного излучения, могут быть расположены между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 60 гамма-излучения, когда они установлены в узле 28 защиты. Аналогично, количество защитного материала, присутствующего между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 60 гамма-излучения, может являться суммарной толщиной боковых стенок, обеспечивающей повышенную защитную от радиоактивного излучения, по сравнению с вариантами, когда между компонентами расположено меньше боковых стенок или у материала боковых стенок меньшая толщина.

[00108] Независимо от того, содержит ли узел 28 защиты один или большее количество отсеков между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106, смещение положения детектора 60 гамма-излучения в третьем отсеке 106 относительно положения генератора 52 радиоактивных изотопов в первом отсеке 102 (например, по горизонтали и/или по вертикали) может быть использовано для увеличения количества защитного материала, присутствующего между детектором гамма-излучения и генератором радиоактивных изотопов. Благодаря смещению двух компонентов относительно друг друга в трехмерном пространстве можно увеличить количество защитного материала, расположенного между компонентами, увеличивая тем самым количество излучения, перекрытого защитным материалом.

[00109] На практике путь прохождения излучения может быть задан от генератора 52 радиоактивного изотопа до детектора 60 гамма-излучения, когда эти компоненты установлены в узле 28 защиты. Путь прохождения излучения может представлять собой прямолинейную траекторию путь или маршрут, по которому проходит та часть радиоактивных излучений (например, бета-частиц и/или гамма-лучей), испускаемых генератором радиоактивных изотопов, которая движется к детектору гамма-излучения (например, она может быть зарегистрирована детектором гамма-излучения, если не перекрыта другим способом). Путь прохождения излучения может быть кратчайшим линейным расстоянием между генератором 52 радиоактивных изотопов и детектором 60 гамма-излучения (например, активной поверхностью детектора гамма-излучения, который регистрирует гамма-излучение). В зависимости от компоновки системы генератора радиоактивных изотопов, кратчайшее линейное расстояние может быть от верхней точки генератора 52 радиоактивных изотопов до верхней точки детектора 60 гамма-излучения, выполненного с возможностью регистрации радиоактивного излучения, исходящего от радиоактивного элюата, находящегося в третьем отсеке 106.

[00110] Материал защиты, образующий одну или большее количество боковых стенок 100 узла 28 защиты, может перекрывать излучение вдоль пути прохождения излучения от генератора радиоактивных изотопов к детектору гамма-излучения, например, чтобы предотвратить регистрацию детектором 60 гамма-излучения фонового излучения от генератора 52 радиоактивных изотопов выше заданного уровня. Это можно использовать для гарантии того, что детектор 60 гамма-излучения будет точно измерять радиоактивность радиоактивного элюата, производимого генератором и передаваемого в третий отсек 106, и не будет ошибочно измерять радиоактивное излучение, испускаемое самим генератором, как относящиеся к радиоактивному элюату.

[00111] На фиг. 7C показан вид в перспективе узла 28 защиты с фиг. 7А и 7В, который показан в разрезе по линии сечения А-А, указанной на фиг. 7А, а на фиг. 7D показан вид сбоку узла 28 защиты с фиг. 7А и 7В, который показан в разрезе по линии сечения В-В, указанной на фиг. 7А. На фиг. 7D узел 28 защиты с иллюстративной целью показан без прикрепленных дверец. Как показано в этом примере, путь 130 прохождения излучения задан от генератора 52 радиоактивных изотопов в первом отсеке 102 до детектора 60 гамма-излучения в третьем отсеке 106. Путь 130 излучения проходит через по меньшей мере часть первого отсека 102 (например, через боковую стенку 102А отсека) и по меньшей мере часть третьего отсека 106 (например, через боковую стенку 106А отсека). Когда узел 28 защиты содержит один или большее количество других отсеков, расположенных между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106, путь 130 излучения может также проходить или не проходить через части указанных одного или большего количества других отсеков.

[00112] Например, в показанной компоновке путь 130 излучения проходит через первый отсек 102, второй отсек 104 и четвертый отсек 108, прежде чем пройти в третий отсек 106. В зависимости от расположения различных отсеков, путь 130 излучения может проходить через боковую стенку и/или стенку основания, которые задают каждый отсек. В примере на фиг. 7C и 7D путь 130 излучения проходит от генератора 52 радиоактивных изотопов в первом отсеке 102 через боковую стенку 102A, через боковую стенку 104A, которая является общей и параллельной боковой стенке 102A, через боковую стенку 108A и, наконец, через боковую стенку 106A, заканчиваясь активной поверхностью детектора 60 гамма-излучения который и регистрирует это гамма-излучение. В сущности, путь 130 прохождения излучения задает ось, проходящую от и/или через генератор 52 радиоактивного изотопа и детектор 60 гамма-излучения, который пересекает (например, разрезает) второй отсек 104 и четвертый отсек 108 между первым отсеком 102 и третьим отсеком 106. Поскольку гамма-излучение, испускаемое генератором 52 радиоактивных изотопов, должно проходить через каждую из этих поверхностей, которые представляют собой препятствие для радиоактивного излучения перед достижением им детектора 60 гамма-излучения, количество гамма-излучения, достигающего детектора, уменьшается по сравнению с тем, если бы между генератором радиоактивных изотопов и детектором гамма-излучения находилось меньше защитного материала. В свою очередь, благодаря этому уменьшается количество фонового излучения или внешнего излучения, которое детектор 60 гамма-излучения может регистрировать даже в том случае, когда радиоактивный элюат не подается в третий отсек 106.

[00113] В некоторых примерах третий отсек 106 и/или детектор 60 гамма-излучения, установленный в этом отсеке, расположены на другой высоте относительно земли, чем первый отсек 102, и/или генератор 52 радиоактивных изотопов, установленный в этом отсеке. Благодаря этому может увеличиться количество защитного материала, расположенного вдоль пути 130 прохождения излучения, например, путем увеличения длины пути прохождения, по сравнению с вариантом, когда детектор 60 гамма-излучения находится на той же высоте, что и генератор 52 радиоактивных изотопов. Посредством расположения третьего отсека 106 и/или детектора 60 гамма-излучения на другой высоте относительно первого отсека 102 и/или генератора 52 радиоактивного изотопа длина пути прохождения 130 излучения может быть увеличена без необходимости увеличения общей площади, занимаемой системой генератора радиоактивного изотопа, которое может потребоваться для увеличения длины пути излучения в случае отсутствия изменения высоты.

[00114] В разных примерах третий отсек 106 и/или детектор 60 гамма-излучения могут быть расположены на более высоком или низком уровне относительно земли по сравнению с уровнем первого отсека 102 и/или генератора 52 радиоактивного изотопа. В проиллюстрированном примере третий отсек 106 и установленный в нем детектор 60 гамма-излучения расположены на более высоком уровне относительно земли, чем первое отсек 102 и установленный в нем генератор 52 радиоактивных изотопов. Расположение третьего отсека 106 на более высоком уровне, чем первый отсек 102, можно использовать для выбора эргономически эффективного расположения. На практике генератор 52 радиоактивных изотопов может быть относительно тяжелым оборудованием, замена которого выполняется сравнительно редко. Размещение генератора 52 радиоактивных изотопов близко к земле может быть полезным тем, что оператору не нужно будет поднимать генератор 52 радиоактивных изотопов на большую высоту при выполнении его замены. И наоборот, контейнер для приема элюата, расположенный в третьем отсеке 106, можно заменять сравнительно часто, например один раз в день. Кроме того, контейнер для приема элюата может представлять собой сравнительно легкий компонент, который можно легко поднять. Соответственно, расположение третьего отсека 106 на более высоком уровне, чем первый отсек 102, может быть полезным, например, тем, что оператору не будет необходимости наклоняться или наклоняться слишком сильно, чтобы заменить контейнер для приема элюата. Кроме того, расположение первого отсека 102 на более низком уровне, чем третьего отсека 106, может понизить центр тяжести системы 10, что делает систему более устойчивой.

[00115] В некоторых примерах, чтобы установить генератор 52 радиоактивных изотопов и детектор 60 гамма-излучения на разной высоте, путь 130 излучения проходит под ненулевым углом 132 относительно земли. Хотя угол 132 может варьироваться, в некоторых примерах угол составляет от 30° до 75° относительно земли. В других примерах угол составляет от 30° до 40°, от 40° до 45°, от 45° до 50°, от 50° до 60° или от 60° до 75°. В одном конкретном примере угол составляет от 43° до 47°. Угол может быть положительным, если детектор 60 гамма-излучения находится на большей высоте, чем генератор 52 радиоактивных изотопов, или может быть отрицательным, если детектор 60 гамма-излучения находится на меньшей высоте, чем генератор 52 радиоактивных изотопов.

[00116] Если третий отсек 106 расположен на более высоком уровне относительно земли, чем первое отсек 102, верхняя поверхность отверстия 106С третьего отсека (например, ободок отсека) может находиться выше, чем верхняя поверхность отверстия 102С первого отсека (например, ободок отсека). В некоторых примерах отверстие третьего отсека по меньшей мере на 10 сантиметров выше, чем отверстие первого отсека, например, по меньшей мере на 25 сантиметров выше или по меньшей мере на 30 сантиметров выше. Например, отверстие третьего отсека может быть выше отверстия первого отсека в пределах от 10 сантиметров до 100 сантиметров, например, в пределах от 20 сантиметров до 50 сантиметров. В дополнительном или альтернативном варианте отверстие третьего отсека может быть разнесено горизонтально (например, по оси X и/или по оси Y, которые указаны на фиг. 7C) относительно отверстия первого отсека, например, для увеличения расстояния, разделяющего отсеки, и увеличения количества защитного материала, расположенного между ними. Например, отверстие 106С третьего отсека может находиться на расстоянии по меньшей мере 20 сантиметров от отверстия первого отсека, например, на расстоянии по меньшей мере 35 сантиметров. В некоторых примерах отверстие 106С третьего отсека отстоит от отверстия первого отсека на расстоянии в пределах от 20 сантиметров до 50 сантиметров. Во всех случаях горизонтальное расстояние между отверстиями отсеков измеряется от центра одного отсека до центра другого отсека.

[00117] Независимо от того, каким образом первый отсек 102 и установленный в нем генератор 52 радиоактивных изотопов расположены относительно третьего отсека 106 и установленного в нем детектора 60 гамма-излучения, узел 28 защиты может обеспечить достаточное количество материала защиты от радиоактивного излучения между генератором радиоактивных изотопов и детектором гамма-излучения. Количество защитного материала, находящегося между генератором радиоактивных изотопов 52 и детектором гамма-излучения 60, может быть эффективным для гарантии того, что фоновое излучение в третьем отсеке, вызванное генератором радиоактивных изотопов, будет достаточно низким для обнаружения детектором гамма-излучения необходимого уровня излучения, испускаемого радиоактивным элюатом в третьем отсеке, например, когда радиоактивный элюат подается в контейнер для приема элюата в этом отсеке. В некоторых примерах необходимый уровень радиоактивного излучения составляет менее чем 0,6 микрокюри Sr-82. Например, необходимый уровень излучения может составлять менее чем 0,5 микрокюри Sr-82, менее чем 0,4 микрокюри Sr-82, менее чем 0,3 микрокюри Sr-82, менее чем 0,2 микрокюри Sr-82 или менее чем 0,1 микрокюри Sr-82. В других приложениях необходимый уровень излучения составляет менее чем 0,05 микрокюри Sr-82, менее чем 0,02 микрокюри Sr-82 или менее чем 0,01 микрокюри Sr-82. Поскольку активность радиоактивного элюата в контейнере для приема элюата (например, после распада изначально присутствующего короткоживущего радиоактивного изотопа, такого как Rb-82), может быть меньше этого уровня излучения, детектор 60 гамма-излучения может эффективно регистрировать уровни излучения ниже этого уровня без отрицательного воздействия фонового излучения. Хотя общее количество материала защиты от радиоактивного излучения, расположенного вдоль пути 130 распространения излучения, может варьироваться, в некоторых примерах узел 28 защиты имеет по меньшей мере 20 сантиметров толщины защитного материала, расположенного на указанном пути (например, таким образом, что путь излучения должен проходить сквозь эту толщину материала перед достижением детектора 60 гамма-излучения), например, по меньшей мере 30 сантиметров толщины защитного материала. Например, узел 28 защиты может быть выполнен с возможностью обеспечения от 20 сантиметров до 50 сантиметров толщины защитного материала на пути прохождения излучения, например, от 30 сантиметров до 40 сантиметров толщины защитного материала.

[00118] Чтобы увеличить количество защитного материала, расположенного вдоль пути 130 прохождения излучения, отсеки могут быть расположены таким образом, чтобы путь прохождения излучения пересекал преимущественно боковые стенки, образующие отсеки, а не пустое пространство самих отсеков. То есть вместо того, чтобы компоновать отсеки таким образом, чтобы путь 130 излучения проходил преимущественно через открытые участки отсеков, отсеки могут быть расположены относительно друг друга таким образом, чтобы путь излучения проходил через участки боковых стенок отсеков.

[00119] На фиг. 7E показан вид сверху узла 28 защиты с фиг. 7А и 7В (показан со снятыми дверцами), иллюстрирующий пример расположения отсеков, в котором путь 130 излучения проходит через один или большее количество участков боковых стенок, образующих отсеки. Например, в проиллюстрированной компоновке четвертый отсек 108 смещен в боковом направлении (в направлении оси X, указанной на фиг. 7E) от пути прохождения 130 излучения таким образом, что путь излучения проходит через боковую стенку 108A вместо пустого пространства в центре отсека. Благодаря этому можно максимально увеличить защиту от радиоактивного излучения, обеспечиваемую четвертым отсеком, по сравнению с вариантом, когда излучение проходит по центру четвертого отсека 108. Поскольку путь прохождения 130 излучения может быть определен положениями детектора 60 гамма-излучения и генератора 52 радиоактивных изотопов, четвертый отсек 108 может быть смещен в боковом направлении от пути прохождения излучения посредством корректировки положений третьего отсека 106 (который содержит детектор 60 гамма-излучения) и первого отсека 102 (который содержит генератор 52 радиоактивных изотопов) относительно четвертого отсека.

[00120] В некоторых примерах третий отсек 106 расположен относительно четвертого отсека 108 таким образом, что ось 134, разделяющая пополам четвертый отсек 108 (например, параллельно длине узла 28 защиты в направлении оси Y, указанной на фиг. 7Е), смещена относительно оси 136, разделяющей пополам третий отсек 106 (например, также параллельно длине узла 28 защиты). Каждая ось может делить соответствующий отсек на две равные по размеру половины. Ось 136, разделяющая пополам третий отсек 106, может быть смещена относительно четвертого отсека 108 таким образом, что она будет совмещена с участком боковой стенки 108А четвертого отсека. В проиллюстрированной компоновке четвертый отсек 108 содержит участок боковой стенки 138, который имеет дугообразную форму, и участок боковой стенки 140, который является плоским или линейным. Дугообразный участок боковой стенки 138 и линейный участок боковой стенки 140 могут быть смежными и образовывать вместе боковую стенку 108А. При таком расположении линейный участок боковой стенки 140 соосен оси 136, которая делит пополам третий отсек 106. В результате, излучение, проходящее вдоль пути прохождения 130 излучения в показанной компоновке, должно проходить по существу всю длину линейного участка боковой стенки 140 до достижения детектора 60 гамма-излучения, благодаря чему может увеличиться вероятность перекрытия излучения до достижения детектора гамма-излучения.

[00121] В некоторых примерах отсеки узла 28 защиты расположены относительно друг друга таким образом, что путь 130 излучения проходит через большую длину защитного материала, чем у пустого пространства (например, для некоторых или для всех отсеков). Например, на фиг. 7Е отсеки расположены таким образом, что путь 130 излучения проходит через длину боковой стенки 108А, определяющей материал защиты (например, через линейный участок боковой стенки 140), которая больше, чем длина пути излучения, проходящего через пустое пространство или полость, образованную боковой стенкой 108А. Как показано на фигуре, путь 130 излучения не проходит через пустое пространство, определяющее четвертый отсек 108. Однако если третий отсек 106 был перемещен таким образом, чтобы ось 136 была ближе к оси 134, путь излучения может пересекать часть пустого пространства, определяющего отсек. В этом отношении, хотя такое взаимное расположение третьего отсека 106 и четвертого отсека 108, при котором путь 130 прохождения излучения центрирован с одной или большим количеством частей боковых стенок, может быть полезным для увеличения степени защиты от радиоактивного, следует понимать, что, в соответствии с раскрытием, узел защиты не ограничивается этим примером расположения компонентов. В других компоновках, например, третий отсек 106 и четвертый отсек 108 могут быть центрированы таким образом, что ось 134 будет соосна оси 136.

[00122] В компоновках, где третий отсек 106 и четвертый отсек 108 смещены относительно друг друга, ось 134, разделяющая пополам четвертый отсек, может быть смещена относительно оси 136, разделяющей пополам третий отсек, на расстояние 142. Например, отсеки могут быть смещены относительно друг друга на расстояние по меньшей мере 2 сантиметра, например, по меньшей мере на 4 сантиметра, на расстояние в пределах от 2 сантиметров до 10 сантиметров или на расстояние в пределах от 4 сантиметров до 6 сантиметров. Когда третий отсек 106 и четвертый отсек 108 смещены относительно друг друга, путь 130 излучения может проходить через смещенную сторону четвертого отсека, а не непосредственно через центр отсека. То есть путь 130 излучения может не делить пополам отсек, что может привести к тому, что путь излучения не будет пересекать наибольшее пустое пространство отсека, а вместо этого может быть смещен преимущественно к одной или другой стороне отсека относительно оси, делящей пополам отсек. В некоторых примерах четвертый отсек смещен относительно пути прохождения 130 излучения таким образом, что излучения проходит путь длиной менее 10 сантиметров без защитного материала внутри контейнера, например, длиной менее 5 сантиметров без защитного материала. Когда путь 130 излучения пересекает пустое пространство четвертого отсека 108 между поверхностями боковых стенок, длина хорды, образованной точками пересечения путем излучения двух поверхностей боковых стенок, может рассматриваться как длина пути прохождения излучения без защитного материала.

[00123] Хотя третий отсек 106 и четвертый отсек 108 могут иметь различное положение и компоновку, как описано в данном документе, в примере, показанном на фиг. 7E, третий отсек 106 расположен с боковым смещением в непосредственной близости от четвертого отсека 108. В этом примере третий отсек 106 и четвертый отсек 108 делят смежный участок боковой стенки 144. В некоторых примерах один или большее количество (например, все) отсеков узла 28 защиты образованы изначально физически разделенными конструкциями, которые затем соединяются вместе для образования единого узла защиты. Например, третий отсек 106 и четвертый отсек 108 могут быть изготовлены (например, формованы, машинно обработаны, отлиты) в виде отдельных конструкций и затем установлены в непосредственном контакте друг с другом для образования общей боковой стенки 144. В других примерах один или большее количество (например, все) отсеков узла 28 защиты сформованы вместе для обеспечения постоянной и физически соединенной конструкции. Например, третий отсек 106 и четвертый отсек 108 могут быть изготовлены вместе как постоянно соединенная конструкция.

[00124] Хотя первый отсек 102, третий отсек 106 и четвертый отсек 108 показаны как образующие по существу круглый отсек, а второй отсек 104 показан как образующий по существу прямоугольный отсек, отсеки могут образовывать и другие формы. В общем случае каждый отсек может образовывать любую многоугольную (например, квадратную, шестиугольную) или дугообразную (например, круглую, эллиптическую) форму или даже комбинации многоугольной и дугообразной форм. Соответственно, хотя каждый отсек узла 28 защиты описан в данном документе как определяемый боковой стенкой, следует понимать, что боковая стенка может быть единой смежной боковой стенкой или может иметь некоторое количество отдельных частей боковой стенки, которые в совокупности образуют боковую стенку. Конкретная форма каждого отсека может варьироваться в зависимости от размера и формы компонента компонентов, предназначенных для введения в отсек.

[00125] При дополнительном обращении к фиг. 7D можно видеть, что стенка 104B основания второго отсека 104 может образовывать верхнюю поверхность 144A и нижнюю поверхность 144B, противоположную верхней поверхности. Если детектор 58 бета-излучения расположен ниже верхней поверхности 144А (и, возможно, ниже нижней поверхности 144В), второй отсек 104 может содержать удлиненную часть 146, проходящую вниз от стенки 102В основания для защиты детектора 58 бета-излучения по его длине. Удлиненная часть 146 может быть скомпонована (например, по размеру и/или форме) для размещения детектора 58 бета-излучения. Удлиненная часть 146 может иметь высоту 148 (например, в направлении оси Z, указанной на фиг. 7D) большую, чем длина детектора 58 бета-излучения. В некоторых примерах удлиненная часть 146 имеет высоту 148, большую или равную высоте первого отсека 102, например, такую, что удлиненная часть проходит вниз до того же положения или ниже, до которого проходит первый отсек 102.

[00126] Для облегчения установки и снятия детектора 58 бета-излучения, а также установки электрического соединения между детектором бета-излучения и контроллером, управляющим инфузионной системой (например, через проводное соединение) в удлинительной части 146 может быть образовано отверстие. В некоторых примерах нижний конец 150 удлиненной части 146 открыт, или в нем отсутствует материал. При такой компоновке детектор 58 бета-излучения можно вставлять и вынимать из удлиненной части через открытый нижний конец. Кроме того, электрическое соединение между детектором 58 бета-излучения и контроллером, который соединен с возможностью связи с детектором бета-излучения, может быть обеспечено с помощью одного или большего количества кабелей, которые проходят от контроллера к детектору бета-излучения через открытый нижний конец удлиненной части 146.

[00127] Продолжая рассматривать фиг. 7D, можно видеть, что третий отсек 106 может иметь высоту 152 (например, в направлении оси Z, указанной на фиг. 7D) большую, чем длина детектора 58 бета-излучения. В некоторых примерах третий отсек 106 имеет высоту 152, большую или равную высоте четвертого отсека 108. В некоторых примерах третий отсек 106 проходит вертикально вверх от места, которое находится в одной плоскости со стенкой 104В основания второго отсека 104. Например, третий отсек 106 может проходить вертикально вверх до высоты, равной или превышающей высоту отверстия четвертого отсека 108. В других компоновках третий отсек 106 может проходить ниже места, которое находится в одной плоскости со стенкой 104B основания.

[00128] Независимо от конкретной высоты третьего отсека 106, он может иметь отверстие для облегчения установки и снятия детектора 60 гамма-излучения. Отверстие может также обеспечивать доступ для обеспечения электрического соединения между детектором гамма-излучения и контроллером, который управляет инфузионной системой (например, с помощью проводного соединения). В некоторых примерах нижний конец 154 третьего отсека 106 открыт, или в нем отсутствует материал. При такой компоновке детектор 60 гамма-излучения можно вставлять и вынимать из третьего отсека 106 через открытый нижний конец.

[00129] В других компоновках третий отсек 106 может иметь отверстие в боковой стенке 106А, через которое можно вставлять и вынимать детектор 60 гамма-излучения. В этих компоновках третий отсек 106 может содержать боковой карман или полость для установки детектора гамма-излучения. Еще в других компоновках детектор 60 гамма-излучения можно вставлять через открытый верхний конец третьего отсека 106, а не через отдельное входное отверстие. Если детектор 60 гамма-излучения содержит открытый нижний конец 154, то электрическое соединение между детектором 60 гамма-излучения и контроллером, соединенным с возможностью связи с детектором гамма-излучения, может обеспечиваться с помощью одного или большего количества кабелей, которые проходят от контроллера к детектору гамма-излучения через открытый нижний конец третьего отсека 106.

[00130] Конкретные размеры отсеков узла 28 защиты могут варьироваться, например, в зависимости от размера и компоновке компонентов, используемых в системе. В некоторых примерах толщина боковой стенки 102А составляет от 35 миллиметров до 100 миллиметров, толщина боковой стенки 104А составляет от 80 миллиметров до 140 миллиметров, а суммарная толщина боковой стенки 106А и боковой стенки 108А составляет от 125 миллиметров до 175 миллиметров. Указанные выше размеры приведены только с иллюстративной целью, и следует понимать, что узел защиты, в соответствии с данным описанием, не должен быть ограничен в этом отношении.

[00131] Для закрытия отверстий, заданных отсеками узла 28 защиты, каждый отсек может иметь соответствующую дверцу. Каждая дверца может открываться оператором для установки и/или удаления компонентов и закрываться для обеспечения замкнутого барьера для радиоактивного излучения и установленных компонентов. Все дверцы могут быть выполнены из одного или из разных материалов, которые используются для формирования по меньшей мере одной боковой стенки 100 узла 28 защиты, и могут обеспечивать защиту от радиоактивного излучения. На фиг. 7А каждый отсек узла 28 защиты показан как содержащий дверцу.

[00132] В частности, в показанной компоновке первый отсек 102 закрыт дверцей 102D, второй отсек 104 закрыт дверцей 104D, третий отсек 106 закрыт дверцей 106D, четвертый отсек 108 закрыт дверцей 108D и отсек 110 боковой стенки закрыт дверцей 110D боковой стенки. Каждая дверца может быть выборочно открыта для обеспечения доступа к соответствующему отсеку, закрываемому этой дверцей. Каждая дверца дополнительно может быть выборочно закрываться для закрытия отверстия, обеспечивающего доступ к соответствующему отсеку, с материалом, защищающим от излучения.

[00133] В примере на фиг. 7А первый отсек 102, второй отсек 104, третий отсек 106 и четвертый отсек 108 задают каждый свое отверстие, которые ориентированы вверх относительно направления силы тяжести (например, задают отверстие в плоскости X-Y, к которому можно получить доступ в направлении оси Z, указанном на фигуре). В этом примере первая дверца 102D, вторая дверца 104D, третья дверца 106D и четвертая дверца 108D могут открываться вверх относительно направления силы тяжести для доступа к соответствующему отсеку, закрываемому дверцей. Это позволяет оператору вставлять и вынимать компоненты из соответствующего одного из отсеков, перемещая дверцу вверх или вниз в вертикальном направлении. Однако в других компоновках отверстие, задаваемое одним или большим количеством отсеков, может не открываться вверх относительно направления силы тяжести. Например, один или большее количество (например, все) отсеков могут иметь постоянно закрытую верхнюю поверхность, выполненную из материала, защищающего от излучения, и могут задавать отверстие через боковую стенку, образующую отсек. В этих примерах дверца, используемая для обеспечения избирательного доступа к отверстию, сформированному в боковой стенке, может открываться в поперечном направлении, а не вверх относительно направления силы тяжести. Другие компоновки отверстий и дверец узла 28 защиты также могут быть использованы в этом узле в соответствии с данным описанием, и данное описание не должно быть ограничено в этом отношении.

[00134] В некоторых примерах одна или большее количество дверец узла 28 защиты могут содержать блокировки или перекрывающиеся сегменты дверец для предотвращения случайного открытия одной или нескольких дверец. Например, одна дверца может иметь участок, который перекрывает соседнюю дверцу, предотвращая открывание соседней дверцы до тех пор, пока дверца, обеспечивающая перекрывающуюся часть, не будет открыта первой. В одном типовом примере компоновки дверца 110D боковой стенки может перекрывать вторую дверцу 104D, которая, в свою очередь, может перекрывать первую дверцу 102D. В результате, в такой компоновке вторая дверца 104D не может быть открыта до открытия дверцы 110D боковой стенки. Аналогично, в такой компоновке первая дверца 102D не может быть открыта до того, как будет открыта вторая дверца 104D. В некоторых компоновках четвертая дверца 108D также перекрывает дверцу 110D боковой стенки таким образом, что дверца боковой стенки не может быть открыта до открытия четвертой дверцы. В общем случае расположение одной или нескольких дверец для перекрытия друг друга может использоваться для предотвращения случайного открытия одного или большего количества отсеков узла 28 защиты. Например, первый отсек 102 может содержать мощный источник радиоактивного излучения, когда в отсеке установлен генератор 52 радиоактивных изотопов. По этой причине узел 28 защиты может быть расположен таким образом, чтобы по меньшей мере дверца 102D перекрывалась соседней дверцей, что поможет предотвратить случайное открытие оператором отсека, в котором находится мощный источник излучения.

[00135] Третий отсек 106, содержащий детектор 60 гамма-излучения и/или контейнер 56 для приема элюата, также может содержать дверцу 106D. Дверца 106D может быть открываться для установки контейнера 56 для приема элюата над детектором 60 гамма-излучения и закрываться для заключения контейнера для приема элюата в отсеке для приема радиоактивного элюата от генератора радиоактивных изотопов. Для установки гидравлического соединения контейнера для приема элюата, расположенного в третьем отсеке 106, с генератором радиоактивных изотопов линия инфузионной трубки может проходить в этот отсек и гидравлически соединяться с контейнером для приема элюата. В некоторых примерах боковая стенка 106А третьего отсека 106 имеет отверстие или канал, образованный в ней, через который проходит инфузионная трубка 70 для установки гидравлического соединения между контейнером 56 для приема элюата и генератором радиоактивных изотопов. В других примерах дверца 106D может содержать отверстие, через которое может проходить инфузионная трубка 70 и соединяться с контейнером для приема элюата.

[00136] В примере на фиг. 7A третья дверца 106D содержит отверстие 158, которое скомпоновано (например, по размерам и/или по форме) для ввода инфузионной трубки 70. После выполнения сборки инфузионная трубка 70 может выходить из узла 28 защиты (например, через отверстие в боковой стенке четвертого отсека 108 или отсека 110 боковой стенки) и затем снова входить в узел защиты через отверстие 158. Дистальный или терминальный конец инфузионной трубки 70 может заходить в третий отсек 106 через отверстие 158 в дверце 106D и гидравлически соединяться с контейнером 56 для приема элюата, находящимся в этом отсеке.

[00137] Контейнер 56 для приема элюата может иметь множество различных компоновок и может быть расположен по-разному относительно детектора 60 гамма-излучения в третьем отсеке 106. На фиг. 7F показана часть узла 28 защиты с фиг. 7D в разобранном виде, иллюстрирующая типовое взаимное расположение контейнера 56 для приема элюата и детектора гамма-излучения 60. Как показано в этом примере, контейнер 56 для приема элюата расположен в третьем отсеке 106 в месте, которое находится вертикально над детектором 60 гамма-излучения (например, в направлении оси Z, указанной на фиг. 7E). В частности, в показанной компоновке контейнер 56 для приема элюата и детектор 60 гамма-излучения расположены соосно вдоль их длин по оси 160.

[00138] В общем случае при гарантии того, что контейнер 56 для приема элюата надлежащим образом с высокой повторяемостью устанавливается относительно детектора 60 гамма-излучения, обеспечивается надлежащая точность и калибровка измерения гамма-излучения детектором 60 гамма-излучения. Если контейнер 56 для приема элюата расположен слишком близко к детектору 60 гамма-излучения, небольшие изменения пространственного разнесения двух компонентов (например, когда контейнер 56 для приема элюата извлекается и повторно вставляется в третий отсек 106), могут привести к несоответствию измерений детектора гамма-излучения. И наоборот, если контейнер 56 для приема элюата расположен слишком далеко от детектора 60 гамма-излучения, детектору гамма-излучения может быть сложно точно регистрировать низкие уровни гамма-излучения.

[00139] В некоторых примерах контейнер 56 для приема элюата размещается в третьем отсеке 106 таким образом, что самая нижняя поверхность контейнера отстоит на некотором расстоянии от верхней части детектора 60 гамма-излучения. Например, самая нижняя поверхность контейнера 56 для приема элюата может находиться на расстоянии 162 от детектора гамма-излучения. Расстояние 162 разнесения может варьироваться от 5 миллиметров до 100 миллиметров, например, от 8 миллиметров до 65 миллиметров или от 10 миллиметров до 30 миллиметров. В некоторых примерах расстояние 162 разнесения определяется относительно общей длины контейнера 56 для приема элюата. Например, расстояние 162 разнесения может варьироваться от 0,1 до 1,5 общей длины контейнера 56 для приема элюата, например, от 0,2 до 0,5 общей длины контейнера для приема элюата. Например, если контейнер 56 для приема элюата имеет длину приблизительно 80 миллиметров, а расстояние разнесения составляет 0,25 общей длины контейнера, расстояние 162 разнесения составляет приблизительно 20 миллиметров.

[00140] В некоторых примерах контейнер 56 для приема элюата расположен внутри третьего отсека 106 без промежуточной конструкции, которая устанавливается между контейнером и детектором 60 гамма-излучения. Третий отсек 106 может иметь внутренний выступ, ободок или другую опорную конструкцию, на которой контейнер 56 для приема элюата может быть установлен или может каким-либо другим способом опираться для фиксации положения контейнера в отсеке над детектором 60 гамма-излучения. В других примерах в третьем отсеке 106 между контейнером 56 для приема элюата и детектором гамма-излучения 60 может быть установлена вставка 164. Вставка 164 может выполнять различные функции, такие как барьер для сбора жидкости для радиоактивного элюата, случайно пролитого из контейнера 56 для приема элюата, и/или конструкция для размещения контейнера 56 для приема элюата в отсеке 106 в контролируемом положении относительно детектора 60 гамма-излучения.

[00141] При использовании вставка 164 может быть стационарно устанавливаться в третьем отсеке 106 или может вставляться в отсек и выниматься из него. Например, вставка 164 может представлять собой конструкцию, которая имеет закрытый нижний конец и может выниматься из третьего отсека 106 (через открытый верхний конец отсека). Вставка 164 может собирать случайно пролитый радиоактивный элюат (или продукт его распада) и предотвращать попадание жидкости на детектор 60 гамма-излучения.

[00142] Чтобы зафиксировать вставку 164 в третьем отсеке 106, боковая стенка 106А может иметь направленный внутрь отсека опорный элемент (опорный элемент, который выступает в направлении к центру отсека). В разных примерах опорный элемент может представлять собой буртик, выступ и/или другой выступающий внутрь отсека элемент. В проиллюстрированном примере боковая стенка 106А имеет выступающий внутрь отсека выступ 166, на который может опираться нижняя поверхность вставки 164 (или, в случаях, когда вставка 164 не используется, на него может опираться дно контейнера 56 для приема элюата). В дополнительном или альтернативном варианте вставка 164 может иметь фланец 168, который выступает наружу от тела вставки и выполнен с возможностью опираться на ободок, определяющий отверстие третьего отсека 106. Независимо от конкретных особенностей, используемых для фиксации вставки 164 в третьем отсеке 106, вставка может удерживать контейнер 56 для приема элюата, когда он вставлен в отсек, в фиксированном положении и с определенной ориентацией относительно детектора 60 гамма-излучения. Это может помочь обеспечить повторяемость измерений при использовании детектора 60 гамма-излучения.

[00143] Как обсуждалось при рассмотрении фиг. 6, система 10 может использоваться для производства радиоактивного элюата, который инфузионно вводят пациенту, например, во время процедуры диагностической визуализации. На практике система 10 может работать в нескольких режимах работы, одним из которых является режим инфузионного ввода препарата пациенту. Система 10 может доставлять радиоактивный элюат пациенту в режиме инфузионного ввода. Система 10 также может производить радиоактивный элюат в одном или нескольких других режимах, в которых элюат не доставляется пациенту, например, для обеспечения безопасности, качества и/или точности радиоактивного элюата, подводимого во время последующего инфузионного ввода пациенту.

[00144] В одном примере система 10 может подвергаться периодическим проверкам контроля качества (КК), когда система работает без подключения инфузионной трубки 70 к линии 72 пациента. Во время режима контроля качества радиоактивный элюат, произведенный системой 10, может быть проанализирован для определения радиоактивности одного или большего количества видов радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате. Если уровень активности одного или большего количества радиоактивных изотопов превышает предварительно заданный/пороговый предел, система 10 может быть отключена для предотвращения последующей процедуры инфузионного ввода пациенту, пока уровень активности одного или большего количества радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, полученном с помощью системы, не опустится ниже допустимого предела.

[00145] Например, когда генератор 52 радиоактивных изотопов реализован в виде стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, радиоактивный элюат, полученный с помощью генератора, может быть оценен для определения того, выделяется ли радиоактивный стронций из генератора, когда элюент протекает по и/или через генератор. Поскольку стронций имеет больший период полураспада, чем Rb-82, количество стронция, инфузионно введенного пациенту с радиоактивным элюатом, обычно минимально. Процесс определения количества стронция, присутствующего в радиоактивном элюате, можно назвать тестированием прорыва, поскольку в нем может измеряться степень прорыва стронция в радиоактивный элюат.

[00146] В другом примере система 10 может подвергаться периодическим проверкам постоянства измерений, при которых система снова работает без подключения инфузионной трубки 70 к линии 72 пациента. Во время режима оценки постоянства измерений могут оцениваться, например, перекрестно проверяться, измерения активности, выполненные с помощью детектора 58 бета-излучения, для определения того, выполняет ли система точные и прецизионные измерения. Если измерения активности, выполненные с помощью детектора 58 бета-излучения, отличаются от измерений, выполненных с помощью проверяющего устройства, например, более чем на заранее заданное/максимальное значение, систему необходимо заново откалибровать для обеспечения эффективной и точной работы системы 10.

[00147] На фиг. 8 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения процедуры инфузионного ввода пациенту радиоактивной жидкости, например, во время процедуры диагностической визуализации. Например, способ, показанный на фиг. 8, может использоваться системой 10 для получения радиоактивного элюата и инфузионного ввода радиоактивного элюата пациенту. Способ, показанный на фиг. 8, будет описан для системы 10, и более конкретно, он будет описан с иллюстративной целью для компоновки типовых компонентов, описанных при обращении к фиг. 6. Однако следует понимать, что данный способ может выполняться системами, имеющими другое расположение и компоновку компонентов, как описано в данном документе.

[00148] Чтобы запустить процедуру инфузионного ввода пациенту, оператор может взаимодействовать с системой 10 для установки параметров инфузионного ввода и запуска процедуры инфузионного ввода. Система 10 может принимать параметры инфузионного ввода через интерфейс 16 пользователя, через удаленное вычислительное устройство, соединенное с возможностью связи с системой 10, или через другие интерфейсы связи. Типовые параметры, которые могут быть установлены, включают, в частности, суммарную активность, подлежащую дозированию для пациента, скорость потока радиоактивного элюата, подлежащая дозированию для пациента, и/или объем радиоактивного элюата, подлежащий дозированию для пациента. Как только соответствующие параметры, устанавливающие характеристики процедуры инфузионного ввода, будут запрограммированы и сохранены, система 10 может начать производить радиоактивный элюат, который инфузионно вводится пациенту.

[00149] Как показано в примере на фиг. 8, процедура инфузионного ввода пациенту может начинаться с управляющей команды второму многоходовому клапану 74 установить гидравлическое соединение выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов с контейнером 54 для отходов через линию 76 отходов (200). Если второй многоходовой клапан 74 изначально расположен таким образом, что выпускная линия 75 генератора радиоактивных изотопов гидравлически соединяется с контейнером 54 для отходов, контроллер 80 может управлять системой 10 для продолжения процедуры инфузионного ввода без предварительного приведения в действие клапана. Однако если второй многоходовой клапан 74 расположен таким образом, что выпускная линия 75 генератора радиоактивных изотопов гидравлически соединяется с инфузионной трубкой 70, контроллер 80 может осуществлять управление вторым многоходовым клапаном 74 (например, посредством управления приводом, связанным с клапаном) для установки гидравлического соединения между выпускной линией генератора радиоактивных изотопов и контейнера для отходов. В некоторых примерах контроллер 80 принимает сигнал от датчика или переключателя, связанного со вторым многоходовым клапаном 74, извещающий о положении клапана и, соответственно, о том, с какой линией установлено гидравлическое соединение выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов через клапан.

[00150] В дополнение или вместо управления вторым многоходовым клапаном 74, контроллер 80 может проверять положение первого многоходового клапана 64 и/или осуществлять управление этим клапаном для изменения положения клапана перед тем, как продолжить процедуру инфузионного ввода элюата пациенту. Например, если первый многоходовой клапан 64 установлен для направления элюента через обводную линию 68, контроллер 80 может осуществлять управление клапаном (например, посредством управления приводом, прикрепленным к клапану) для установки гидравлического соединения между линией 62 элюента и впускной линией 66 генератора радиоактивных изотопов. В некоторых примерах контроллер принимает сигнал от датчика или переключателя, связанного с первым многоходовым клапаном 64, извещающий о положении клапана и, соответственно, о том, с какой линией установлено гидравлическое соединение линии 62 элюента через клапан.

[00151] Когда первый многоходовой клапан 64 установлен для направления элюента через впускную линию 66 генератора радиоактивных изотопов, а второй многоходовой клапан 74 установлен для направления радиоактивного элюата из выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов в контейнер 54 для отходов, контроллер 80 может осуществлять управление насосом 40 для откачки элюента из емкости 50 для элюента. Во время работы контроллера 80 насос 40 может перекачивать элюент из емкости 50 для элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов и, таким образом, производить радиоактивный элюат посредством элюирования в генераторе. В различных примерах насос 40 может качать элюат с постоянной скоростью потока или со скоростью, которая изменяется во времени. В некоторых примерах насос 40 качает элюент со скоростью в пределах от 10 мл/мин до 100 мл/мин, например, со скоростью от 25 мл/мин до 75 мл/мин. Образующийся радиоактивный элюат обычно течет со скоростью, с которой насос 40 качает элюент.

[00152] Когда элюент протекает через генератор 52 радиоактивных изотопов, продукт радиоактивного распада исходного радиоактивного изотопа, связанного в генераторе, может высвобождаться и поступать в текущий элюент, создавая, таким образом, радиоактивный элюат. Тип используемого элюента может быть выбран на основе характеристик исходного радиоактивного изотопа и материала-основы, используемых генератором 52 радиоактивного изотопа. Примеры элюентов, которые можно использовать, содержат жидкости на водной основе, такие как солевой раствор (например, 0,1-1 М NaCl). Например, в случае стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов в качестве элюента можно использовать нормальный (изотонический) солевой раствор для элюирования Rb-82, который является продуктом распада Sr-82, связанного с материалом-основой.

[00153] Радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, может переместиться к детектору 58 бета-излучения, что позволяет определять уровень радиоактивности (который также называют активностью) элюата исходя из измерений, выполненных детектором бета-излучения (204). В некоторых компоновках радиоактивный элюат подается в трубопровод или емкость, расположенную рядом с детектором 58 бета-излучения, что позволяет детектору бета-излучения измерять бета-излучение, исходящие из остановленного и статического объема жидкости, который находится перед детектором. В других компоновках детектор 58 бета-излучения может регистрировать бета-излучение, исходящие от радиоактивного элюата, протекающего через трубопровод, расположенный вблизи детектора. Например, детектор 58 бета-излучения может регистрировать бета-излучение, исходящие от радиоактивного элюата, когда элюат протекает через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов в контейнер 54 для отходов. Контроллер 80 может принимать сигнал от детектора 58 бета-излучения, отображающий уровень бета-излучения, измеренный детектором бета-излучения.

[00154] Контроллер 80 может определять активность радиоактивного элюата исходя из уровня бета-излучения, измеренного детектором 58 бета-излучения. Например, контроллер 80 может сравнивать уровень бета-излучений, измеренный детектором 58 бета-излучения, с хранящимися в памяти калибровочными данными, которые устанавливают связь между разными уровнями бета-излучения и разными уровнями активности радиоактивного элюата. Далее контроллер 80 может определить активность радиоактивного элюата на основании калибровочных данных и данных об уровнях бета-излучения, измеренных детектором 58 бета-излучения для радиоактивного элюата, протекающего через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов. При всех измерениях, выполненных системой 10, контроллер 80 может учитывать радиоактивный распад, происходящий между генератором радиоактивных изотопов и соответствующим детектором, когда радиоактивный элюат проходит через одну или большее количество линий трубопровода.

[00155] Поскольку бета-излучение разных радиоактивных изотопов не очень легко отличить друг от друга, контроллер 80 может быть не в состоянии определить, какая часть измеренной активности относится к какому-то конкретному радиоактивному изотопу из некоторого количества радиоактивных изотопов, которые могут присутствовать в радиоактивном элюате. В случаях, когда предполагается, что продукт радиоактивного распада, присутствующий в радиоактивном элюате, является преобладающим типом радиоактивного изотопа, контроллер 80 может задать измеренную активность радиоактивного элюата как активность, соответствующую продукту радиоактивного распада. Например, в случае стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов активность радиоактивного элюата, определенную с помощью детектора 58 бета-излучения, можно считать активностью Rb-82, присутствующего в радиоактивном элюате. Это связано с тем, что можно предположить, что активность остальных радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате, значительно (например, на порядки) меньше, чем активность Rb-82, присутствующего в радиоактивном элюате.

[00156] В некоторых примерах насос 40 непрерывно качает элюент через генератор радиоактивных изотопов, и радиоактивный элюат доставляется в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока уровень активности радиоактивного элюата не достигнет порогового значения. Радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов после того, как генератор был неактивен в течение некоторого периода времени, может сначала иметь меньшую активность, чем радиоактивный элюат, производимый генератором во время продолжительного элюирования. Например, активность болюсного радиоактивного элюата, полученного с помощью генератора 52, может следовать кривой активности, которая изменяется в зависимости от объема элюента, прошедшего через генератор, и времени с начала элюирования. По мере того, как дополнительный элюент протекает через генератор радиоактивных изотопов и увеличивается время, активность может уменьшиться от пикового до равновесного уровня.

[00157] В некоторых примерах радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, подается в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока радиоактивный элюат не достигнет минимального порогового значения активности. Минимальное пороговое значение активности может храниться в памяти, связанной с контроллером 80. Во время работы контроллер 80 может сравнивать текущую активность радиоактивного элюата, полученного с помощью генератора 52, с активностью, хранящейся в памяти (206). На основании такого сравнения контроллер 80 может определить, когда приводить в действие второй многоходовой клапан 74 для направления радиоактивного элюата из контейнера 54 для отходов в инфузионную трубку 70 и, соответственно, в линию 72 пациента (208).

[00158] Поскольку пиковая активность радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, может изменяться на протяжении срока службы генератора, минимальное пороговое значение активности может быть установлено относительно одной или большего количества предыдущих процедур элюирования/инфузионного ввода, выполненных системой генератора радиоактивных изотопов. Например, для каждого элюирования, выполненного системой 10, контроллер 80 может сохранять в памяти, связанной с контроллером, пиковую радиоактивность, зарегистрированную во время этого элюирования, например, измеренную с помощью детектора 58 бета-излучения. Во время последующего элюирования контроллер 80 может обращаться к пиковой радиоактивности, которая может также считаться максимальной радиоактивностью, измеренной во время предыдущего элюирования. Контроллер 80 может использовать такую максимальную радиоактивность из предыдущего сеанса работы в качестве порогового значения для управления генератором радиоактивных изотопов во время следующего сеанса работы. В некоторых примерах пороговое значение представляет собой процент максимальной радиоактивности, измеренной во время предыдущего цикла элюирования, такого как непосредственный предыдущий цикл элюирования. Непосредственным предыдущим циклом элюирования может быть цикл элюирования, выполненный до того, как будет осуществляться управление текущим циклом элюирования без какого-либо промежуточного элюирования между двумя циклами. Например, пороговым может быть значение активности, попадающее в диапазон от 5% до 15% величины максимальной радиоактивности, зарегистрированной во время предыдущего цикла элюирования, например, от 8% до 12% величины максимальной активности или приблизительно 10% от величины максимальной активности. В других примерах пороговое значение не может быть определено на основании предыдущего измерения радиоактивности, выполненного с помощью системы 10, но вместо этого пороговым значением может быть выбрано значение, сохраненное в памяти, связанной с контроллером 80. Значение может быть установлено организацией, отвечающей за систему 10, изготовителем системы 10 или другой стороной, контролирующей систему 10.

[00159] В примере на фиг. 8 контроллер 80 управляет вторым многоходовым клапаном 74 для отвода радиоактивного элюата от контейнера 54 для отходов к пациенту через инфузионную трубку 70 и линию 72 пациента, соединенную с инфузионной трубкой (210). После определения с помощью детектора 58 бета-излучения того, что активность радиоактивного элюата, протекающего через выпускную линию 75 генератора радиоактивных изотопов, достигла порогового значения (например, равна или превышает пороговое значение), контроллер 80 может подать второму многоходовому клапану 74 управляющую команду (например, посредством управления приводом, связанным с клапаном) доставки радиоактивного элюата пациенту. Насос 40 может продолжать качать элюент через генератор 52 радиоактивных изотопов, подводя таким образом радиоактивный элюат пациенту до тех пор, пока необходимое количество радиоактивного элюата не будет доставлено пациенту.

[00160] В некоторых примерах необходимое количество радиоактивного элюата представляет собой установленный объем элюата, запрограммированный для доставки пациенту. Контроллер 80 может определять объем радиоактивного элюата, доставляемого пациенту, например, исходя из данных о скорости, с которой качает насос 40, и продолжительности качания насосом радиоактивного элюата. В дополнительном или альтернативном варианте система 10 может содержать один или большее количество датчиков скорости потока, обеспечивающих контроллер 80 измерениями объема элюента и/или объема радиоактивного элюата, протекающего через одну или большее количество линий трубопровода системы.

[00161] В некоторых примерах контроллер 80 отслеживает суммарный объем радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, например, с момента установки генератора в системе 10. Контроллер 80 может отслеживать объем радиоактивного элюата, производимого во время процедур инфузионного ввода элюата пациенту, а также в других режимах работы, когда радиоактивный элюат производится, но может не подаваться пациенту, например, во время выполнения КК. В некоторых примерах контроллер 80 сравнивает суммарный объем радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, с допустимым пределом и предотвращает по меньшей мере любой дальнейший инфузионный ввод пациенту радиоактивного элюата с помощью генератора, когда было определено, что суммарный объем превышает (например, равен или больше) допустимый предел. В этих компоновках суммарный объем, доставляемый генератором радиоактивных изотопов, может использоваться как контрольная точка для определения момента выключения генератора. Хотя допустимый предел может варьироваться в зависимости от множества факторов, таких как размер и мощность генератора радиоактивных изотопов, в некоторых примерах допустимый предел составляет менее 250 л, например, менее 150 л, менее 100 л, менее 50 л или менее 25 л. Например, допустимый предел может варьироваться от 5 л до 100 л, например, от 10 л до 60 л, от 15 л до 40 л или от 17 л до 30 л. В одном конкретном примере допустимый предел составляет 17 л. В другом конкретном примере допустимый предел составляет 30 л. Система 10 может иметь аппаратные и/или программные блокировки, которые срабатывают для предотвращения последующей процедуры инфузионного ввода пациенту элюата после достижения допустимого предела. Например, контроллер 80 может предотвратить перекачивание элюента насосом 40 после превышения допустимого предела.

[00162] В дополнение или вместо контроля необходимого количества радиоактивного элюата исходя из объема элюата, доставляемого пациенту, контроллер 80 может контролировать необходимое количество радиоактивного элюата исходя из суммарного количества радиоактивности, доставленного пациенту (например, путем корректировки параметров радиоактивного распада во время доставки). Контроллер 80 может управлять насосом 40 для доставки элюента в генератор 52 радиоактивных изотопов, доставляя таким образом радиоактивный элюат пациенту, до тех пор, пока суммарное количество радиоактивности, доставляемой пациенту, не достигнет установленного предела. Контроллер 80 может определять суммарное количество радиоактивности, доставленной пациенту, путем измерения детектором 58 бета-излучения активности радиоактивного элюата во время доставки радиоактивного элюата пациенту. Когда контроллер 80 определяет, что предварительно заданное количество радиоактивности было доставлено пациенту, контроллер 80 может дать управляющую команду насосу 40 прекратить качание элюента и/или управляющую команду одному или большему количеству клапанов в системе 10 перенаправить поток в системе.

[00163] В некоторых примерах контроллер 80 дает управляющую команду первому многоходовому клапану 64 перенаправить элюент, протекающий через систему 10, из впускной линии 66 генератора радиоактивных изотопов в обводную линию 68. Контроллер 80 может дать или не дать управляющую команду второму многоходовому клапану 74 установить гидравлическое соединение между выпускной линией 75 генератора радиоактивных изотопов и линией 76 отходов вместо линии 70 инфузионной трубки. Контроллер 80 может управлять насосом 40 для перекачивания элюента через обводную линию 68 в инфузионную трубку 70 и линию 72 пациента. Контроллер 80 может управлять насосом для прокачки через линии объема элюента, достаточного для того, чтобы вывести остаточный радиоактивный элюат, присутствующий в линиях, и доставить его пациенту. Это может помочь удалить остаточные источники радиоактивности из среды, окружающей пациента, которые в противном случае могут действовать как помехи во время последующей процедуры диагностической визуализации. Независимо от того, управляет ли контроллер 80 системой 10 для выполнения промывки элюента после доставки радиоактивного элюата пациенту, контроллер 80 может прекратить работу насоса 40 для завершения процедуры инфузионного ввода элюата пациенту (212).

[00164] Как было отмечено выше, система 10 может использоваться для производства и доставки радиоактивного элюата в других приложениях, в которых инфузионная трубка 70 не соединена с пациентом. В одном примере система 10 может производить радиоактивный элюат, который подлежит оценке контроля качества во время режима контроля качества. Во время режима контроля качества радиоактивный элюат, вырабатываемый системой 10, может анализироваться для определения радиоактивности одного или большего количества типов радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате. На практике, когда элюент пропускают через генератор радиоактивных изотопов, содержащий исходный радиоактивный изотоп, связанный с материалом-основой, дочерний продукт радиоактивного распада, который связан с материалом-основой не так сильно, как исходный радиоактивный изотоп, может выделяться в элюент с образованием радиоактивного элюата. Кроме дочернего продукта распада, предназначенного для элюирования в элюент, один или большее количество других радиоактивных изотопов также могут попадать в жидкость. Периодическая оценка контроля качества радиоактивного элюата может выполняться для определения уровня активности указанных одного или большего количества других радиоактивных изотопов для гарантии того, что уровень активности не превышает заданного предела.

[00165] Например, в случае стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, когда элюент пропускается через генератор, из Sr-82, содержащегося в генераторе радиоактивных изотопов, в виде продукта радиоактивного распада может выделяться Rb-82, производя тем самым радиоактивный элюат. Кроме Rb-82, элюат может содержать и другие радиоактивные изотопы, причем количество радиоактивных изотопов и уровни их излучения могут варьироваться, например, в зависимости от рабочих характеристик генератора. Например, когда генератор используется для создания доз Rb-82, Sr-82 и/или Sr-85 могут выделяться из генератора и также поступать в элюат. В другом примере цезий-131 может поступать в элюат в следовых количествах. Соответственно, общее количество радиоактивности, измеренное из радиоактивного элюата, может не относиться к одному конкретному радиоактивному изотопу, а может быть суммой значений радиоактивности, испускаемой каждым из радиоактивных изотопов, присутствующих в элюате.

[00166] Во время оценки контроля качества можно определить активность одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате (например, в дополнение или вместо продукта распада, предназначенного для производства генератором радиоактивных изотопов), и сравнить его с одним или большим количеством допустимых пороговых значений. На фиг. 9 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения процедуры контроля качества. Например, способ на фиг. 9 может использоваться системой 10 для обеспечения того, чтобы радиоактивный элюат, производимый генератором радиоактивных изотопов 52, соответствовал стандартам, установленным для инфузионного ввода элюата пациенту. Как и на фиг. 8, способ на фиг. 9 будет описан в отношении системы 10, и более конкретно, он будет описан с иллюстративной целью для компоновки типовых компонентов, описанных при обращении к фиг. 6. Однако следует понимать, что данный способ может выполняться системами, имеющими другое расположение и компоновку компонентов, как описано в данном документе.

[00167] В способе на фиг. 9 контроллер 80 может управлять системой 10 с целью доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата, расположенный вблизи детектора 60 гамма-излучения (220). Чтобы начать процесс, оператор может вставить контейнер 56 для приема элюата в третий отсек 106 узла 28 защиты и закрыть третью дверцу 106D, чтобы закрыть контейнер в отсеке. До или после размещения третьей дверцы 106D над отверстием третьего отсека 106 оператор может вставить конец инфузионной трубки 70 в контейнер 56 для приема элюата, чтобы установить гидравлическое соединение между инфузионной трубкой и контейнером для приема элюата. Например, оператор может вставить контейнер 56 для приема элюата в третий отсек 106 узла 28 защиты, расположить третью дверцу 106D над отверстием отсека, в которое был вставлен контейнер для приема элюата, и затем вставить терминальный конец линии 70 инфузионной трубки через отверстие 158 дверцы. В некоторых компоновках терминальный конец линии 70 инфузионной трубки содержит иглу, и при вводе линии 70 инфузионной трубки через отверстие в третьей дверце в него вводится также и игла. Контейнер 56 для приема элюата может содержать или не содержать перегородку, которая прокалывается иглой на терминальном конце линии 70 инфузионной трубки для установки гидравлического соединения между линией инфузионной трубки и контейнером для приема элюата. В альтернативном варианте контейнер 56 для приема элюата может быть соединен с линией 70 инфузионной трубки с помощью множества различных механических соединительных элементов, таких как резьбовые соединители, наконечники Люэра и другие типы механических соединительных элементов.

[00168] Независимо от того, как линия 70 инфузионной трубки гидравлически соединена с контейнером 56 для приема элюата, полученная в результате конструкция может установить гидравлическое соединение между генератором 52 радиоактивных изотопов и контейнером для приема элюата через второй многоходовой клапан 74. Иными словами, если компоновка позволяет выполнять элюирование для контроля качества, выход инфузионной трубки 70 может быть соединен с емкостью 56 для приема элюата, но не может быть соединен с линией 72 пациента или любым пациентом, соединенным с линией пациента. При такой компоновке радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, может подаваться в контейнер 56 для приема элюата для оценки детектором 60 гамма-излучения вместо доставки пациенту во время выполнения процедуры инфузионного ввода.

[00169] Как только система 10 надлежащим образом скомпонована для получения контейнером 56 для приема элюата радиоактивного элюата от генератора 52 радиоактивных изотопов, контроллер 80 может управлять системой для производства радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер для приема элюата. В некоторых примерах контроллер 80 запускает элюирование для контроля качества в ответ на команды по выполнению элюирования для контроля качества, полученные оператором через интерфейс 16 пользователя. Например, контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать оператора во время выполнения одного или большего количество этапов по надлежащей компоновке компонентов системы 10 для элюирования для контроля качества и должен будет получить сигналы обратной связи (например, через датчики и/или оператор через интерфейс пользователя), подтверждающие, что компоненты надлежащим образом скомпонованы перед производством радиоактивного элюата. Контроллер 80 может дать системе 10 управляющую команду по выполнению элюирования для контроля качества сразу после создания компоновки компонентов системы 10 для выполнения элюирования или через некоторое время после того, как компоненты будут скомпонованы для элюирования для контроля качества.

[00170] В случаях, когда выполнение процедуры контроля качества занимает сравнительно большое время, оператор, например, может настроить систему 10 на выполнение элюирования для контроля качества в то время, когда система обычно не используется для процедур инфузионного ввода элюента пациенту. Например, система 10 может быть настроена на выполнение процедуры контроля качества в заданное время дня, например, в полуночные часы или вечером. В качестве примеров система может быть настроена на выполнение элюирования для контроля качества в промежутках времени между 17:00 вечера и 7:00 утра следующего дня, например, между 20:00 вечера и 6:00 утра следующего дня или между 24:00 ночи и 4:00 утра следующего дня в часовом поясе, в котором находится система. Перед тем как предоставить систему самой себе, оператор может установить гидравлическое соединение между контейнером 56 для приема элюата и трубопроводом, находящимся на месте рядом контейнером для приема элюата. После этого система 10, работающая под управлением контроллера 80, может выполнить процедуру контроля качества в предварительно запрограммированное время. Далее результаты контроля качества станут доступными для оператора, когда они вернутся в систему.

[00171] Независимо от времени, когда система 10 выполняет элюирование для контроля качества, контроллер 80 может управлять насосом 40 для выполнения прокачки элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов, производя таким образом радиоактивный элюат, который подается в контейнер для приема элюата. В некоторых примерах радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, подается непосредственно в контейнер 56 для приема элюата через инфузионную трубку 70 без отвода начальной части радиоактивного элюата в контейнер 54 для отходов. В других примерах радиоактивный элюат, производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, изначально будет направляться в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока не будет достигнут пороговый уровень активности, определенный с помощью детектора 58 бета-излучения. После определения того, что радиоактивный элюат, произведенный генератором 52 радиоактивных изотопов, достиг порогового уровня активности, контроллер 80 может отдать команду второму многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат, вытекающий из выпускной линии 75 генератора радиоактивных изотопов, в инфузионную трубку 70 (и контейнер 56 для приема элюата соединенный с ним), а не в контейнер 54 для отходов.

[00172] Например, контроллер 80 может следовать этапам 200-208, рассмотренным при обращении к фиг. 8, во время элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат, первоначально производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока активность радиоактивного элюата, определяемая по бета-излучению, измеренному детектором 58 бета-излучения, не достигнет порогового значения. Когда активность радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, достигает порогового значения, контроллер 80 может отдать команду многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата.

[00173] Насос 40 может продолжать подавать элюент в генератор 52 радиоактивных изотопов и, таким образом, подавать радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата до тех пор, пока в контейнер не поступит необходимое количество радиоактивного элюата. В некоторых примерах необходимое количество радиоактивного элюата представляет собой заранее установленный объем радиоактивного элюата, например, исходя из размера контейнера 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отдать команду насосу 40 подать радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата в количестве, достаточном по меньшей мере для частичного, а в некоторых случаях и полного, заполнения радиоактивным элюатом контейнера для приема элюата. В некоторых вариантах реализации контейнер 56 для приема элюата может быть заполнен радиоактивным элюатом более чем на 50% максимального объема, например, от 50% до 100% максимального объема, более чем на 75% максимального объема или от 60% до 90% максимального объема. Суммарный объем, до которого заполняется контейнер 56 для приема элюата во время процедуры контроля качества и который можно назвать пороговым объемом контроля качества (КК), может быть больше 5 мл, например, от 5 мл до 100 мл или от 5 мл до 50 мл. Например, пороговый объем контроля качества может варьироваться от 10 мл до 20 мл, от 20 мл до 30 мл, от 30 мл до 40 мл, от 40 мл до 50 мл, от 50 мл до 75 мл или от 75 мл до 100 мл. Например, в одном приложении технических характеристик пороговый объем контроля качества КК составляет около 50 мл.

[00174] В дополнение или вместо контроля количества радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер 56 для приема элюата, исходя из объема, контроллер 80 может контролировать количество радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер, исходя из измерений активности, выполненных детектором 58 бета-излучения. Когда радиоактивный элюат проходит через детектор 58 бета-излучения в контейнер 56 для приема элюата, детектор бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом. Контроллер 80 может получить сигнал от детектора 58 бета-излучения, показывающий уровень бета-излучения, измеренного детектором 58 бета-излучения, и может сравнить уровень бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, с хранящимися в памяти калибровочными данными, которые связывают разные уровни бета-излучения с разными уровнями активности радиоактивного элюата. Контроллер 80 может определить суммарную величину активности, доставленной в контейнер 56 для приема элюата, исходя из активности радиоактивного элюата, измеренной детектором бета-излучения, и/или скорости потока радиоактивного элюата (например, с поправкой на радиоактивный распад во время доставки). Контроллер 80 может сравнить суммарную величину активности, доставляемой в контейнер 56 для приема элюата, которое можно назвать накопленной дозой радиоактивного излучения, подаваемой в контейнер, с одним или несколькими пороговыми значениями, хранящимися в памяти, связанной с контроллером.

[00175] Например, контроллер 80 может сравнить суммарную величину активности, подаваемой в контейнер 56 для приема элюата, с пороговым уровнем контроля качества (КК), хранящимся в памяти, связанной с контроллером. Пороговый уровень КК может быть запрограммирован, например, оператором или производителем системы 10. В некоторых примерах пороговый уровень контроля качества КК превышает 5 мКи, например, более 15 мКи. Например, пороговый уровень КК может составлять от 5 мКи до 75 мКи, например от 10 мКи до 60 мКи, от 15 мКи до 50 мКи или от 20 мКи до 40 мКи. В одном конкретном примере пороговый уровень КК составляет приблизительно 30 мКи. Пороговым уровнем КК может быть суммарная активность радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер 56 для приема элюата, измеренная детектором бета-излучения 58 и скорректированная с учетом радиоактивного распада во время доставки исходя из времени и периода полураспада. В тех случаях, когда предполагается, что один радиоактивный изотоп является преобладающим источником радиоактивного излучения, пороговый уровень может быть принят соответствующим этому радиоактивному изотопу. В примере стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, где ожидается, что Rb-82 будет преобладающим источником активности в радиоактивном элюате, протекающем через детектор 58 бета-излучения, пороговый уровень КК активности можно обозначить как пороговый уровень КК Rb- 82.

[00176] После определения того, что накопленная доза радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер 56 для приема элюата, достигла порогового уровня контроля качества КК, контроллер 80 может дать управляющую команду насосу 40 прекратить перекачку элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов. Соответственно, в этих примерах величина активности, доставленной в контейнер 56 для приема элюата, может использоваться как контрольная точка для определения объема радиоактивного элюата, который необходимо доставить в контейнер. Контроллер 80 может также контролировать объем радиоактивного элюата, доставляемого в контейнер 56 для приема элюата, и даст управляющую команду насосу 40 прекратить перекачку, если будет превышена максимальная емкость контейнера для приема элюата, даже если пороговый уровень контроля качества КК не был достигнут. В этих обстоятельствах контроллер 80 может создавать оповещение пользователя через интерфейс 16 пользователя, указывающее на проблему с проверкой контроля качества.

[00177] В способе на фиг. 9 детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, подаваемым в контейнер 56 для приема элюата (220). Детектор 60 гамма-излучения может непрерывно измерять гамма-излучение, например, во время заполнения контейнера 56 для приема элюата и/или после того, как контейнер для приема элюата будет надлежащим образом заполнен радиоактивным элюатом. В альтернативном варианте детектор 60 гамма-излучения может периодически измерять гамма-излучение, например, один или большее количество раз, после того, как контейнер 56 для приема элюата будет соответствующим образом заполнен радиоактивным элюатом.

[00178] В некоторых примерах детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение, исходящие от радиоактивного элюата в контейнере 56 для приема элюата, по меньшей мере при первоначальном заполнении контейнера, когда насос прекратил перекачивать радиоактивный элюат в контейнер. Детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата в контейнере для приема элюата, один или большее количество раз после того, как контейнер будет заполнен радиоактивным элюатом, в дополнение или вместо измерения гамма-излучения после первоначального заполнения контейнера. Например, детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата в контейнере 56 для приема элюата, по истечении периода времени, достаточного для распада практически всего исходного дочернего радиоактивного изотопа (например, Rb-82) в радиоактивном элюате.

[00179] В некоторых примерах период времени, достаточный для распада по существу всего исходного дочернего радиоактивного изотопа, составляет по меньшей мере 3 периода полураспада дочернего радиоактивного изотопа, например по меньшей мере 5 периодов полураспада дочернего радиоактивного изотопа. В случае Rb-82, период полураспада которого составляет около 76 секунд, такой период времени может составлять больше 15 минут, например, больше 20 минут или больше 30 минут. Например, период времени может составлять от 15 минут до одного часа, например, от 25 минут до 45 минут. Контроллер 80 может дать управляющую команду детектору 60 гамма-излучения измерить гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом в контейнере 56 для приема элюата, по истечении указанного периода времени после заполнения контейнера для приема элюата. Как было отмечено выше, детектор 60 гамма-излучения может или не может непрерывно измерять гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата, как до, так и после истечения указанного периода времени.

[00180] Энергии гамма-излучения, измеренные детектором 60 гамма-излучения, могут варьироваться в зависимости от типа генератора радиоактивных изотопов, используемого для генератора 52 радиоактивных изотопов, и, соответственно, энергий гамма-излучения конкретных радиоактивных изотопов, производимых генератором. В некоторых примерах детектор 60 гамма-излучения реализован как детектор широкого диапазона, который регистрирует широкий спектр гамма-излучения. В других примерах детектор гамма-излучения реализован как детектор узкого диапазона или имеет окно для регистрации сравнительно более узкого спектра гамма-излучения.

[00181] В некоторых приложениях, например, когда генератор 52 радиоактивных изотопов реализован в виде стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, детектор 60 гамма-излучения может быть выполнен с возможностью измерения гамма-излучения по меньшей мере в диапазоне от 400 килоэлектронвольт (кэВ) до 600 кэВ, например, от 450 кэВ до 550 кэВ, от 465 кэВ до 537 кэВ или от 511 кэВ до 514 кэВ. В некоторых примерах детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение по меньшей мере с энергией гамма-излучения 511 кэВ и/или 514 кэВ. В общем случае диапазоны энергии гамма-излучения, регистрируемые детектором 60 гамма-излучения, могут быть заданы в зависимости от энергий гамма-излучения одного или большего количества радиоактивных изотопов, представляющих интерес для измерения.

[00182] Детектор 60 гамма-излучения может посылать, а контроллер 80 может принимать сигнал, показывающий значение гамма-излучения, измеренного детектором гамма-излучения. В способе на фиг. 9 контроллер 80 определяет наличие и/или активность одного или большего количества радиоактивных изотопов, присутствующих в радиоактивном элюате, на основании измеренных значений гамма-излучения (224). Контроллер 80 может определять величину активности, связанной с конкретной линией энергии в спектре гамма-излучения, которая соответствует конкретному радиоактивному изотопу, определяя тем самым активность этого радиоактивного изотопа.

[00183] В большинстве случаев активность может быть указана в Беккерелях (Бк) или Кюри (Ки) и зависит от состава конкретного радиоактивного изотопа и количества радиоактивного изотопа в радиоактивном элюате. Чтобы определить величину активности, связанной с конкретным радиоактивным изотопом, контроллер 80 может идентифицировать интересующую область спектра гамма-излучения, окружающую линию энергии, которая соответствует этому радиоактивному изотопу, и подсчитать площадь под кривой с пиком этой линии энергии. Область интереса может быть участком, заданным между двумя различными линиями энергии, который содержит интересующий пик и ограничивает область, в пределах которой подсчитывается площадь под кривой с пиком для определения соответствующей активности.

[00184] В случае стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов контроллер 80 может определять активность Sr-82 и/или Sr-85, а также любых других радиоактивных изотопов, которые представляют интерес. В некоторых примерах контроллер 80 может определять активность Sr-82 путем определения активности, связанной с линией 511 кэВ спектра гамма-излучения. В общем случае активность Sr-82 не может быть измерена непосредственно из гамма-излучения, но может быть измерена путем измерения активности Rb-82, который является продуктом распада Sr-82 и может излучать гамма-излучение с линией энергии 511 кэВ. В тех случаях, когда гамма-спектр измеряется после периода времени, достаточного для того, чтобы распался практически весь исходный Rb-82, присутствующий в радиоактивном элюате, подаваемом из генератора 52 радиоактивных изотопов, можно считать, что излучение Rb-82, измеренное на линии энергии 511 кэВ, является излучением Rb-82, который является продуктом распада Sr-82, присутствующего в радиоактивном элюате, что обеспечило измерение активности Sr-82. Контроллер 80 может задать подсчет площади пика без фона в интересующей области, окружающей линию 511 кэВ, для определения активности Sr-82. Затем контроллер 80 может сохранить подсчитанную активность Sr-82 в памяти, связанной с контроллером.

[00185] В другом примере контроллер 80 может определять активность Sr-85 путем определения активности, связанной с линией 514 кэВ спектра гамма-излучения. Контроллер 80 может задать подсчет площади пика без фона в интересующей области, окружающей линию 514 кэВ, для определения активности Sr-85. Затем контроллер 80 может сохранить подсчитанную активность Sr-85 в памяти, связанной с контроллером.

[00186] В приложениях, где определяется активность как Sr-82, так и Sr-85, контроллер может определять соответствующую активность каждого радиоактивного изотопа с помощью анализа спектра гамма-излучения, как было рассмотрено выше. В альтернативном варианте контроллер 80 может определять активность или Sr-82, или Sr-85 с помощью анализа спектра гамма-излучения, как было рассмотрено выше, и определять активность другого радиоактивного изотопа стронция с помощью соотношения активностей Sr-82 и Sr-85, которое хранится в памяти. Активность Sr-82 связана с активностью стронция-85 с помощью известного соотношения радиоактивных изотопов, которое может храниться в памяти, связанной с контроллером 80. Контроллер 80 может определять активность одного радиоактивного изотопа путем умножения подсчитанной активности другого радиоактивного изотопа на сохраненное соотношение активностей. В некоторых примерах контроллер 80 суммирует подсчитанную активность Sr-82 и подсчитанную активность Sr-85 для определения общей активности стронция в радиоактивном элюате.

[00187] При необходимости контроллер 80 может идентифицировать величину активности, связанной с другими радиоактивного изотопами в радиоактивном элюате, исходя из данных гамма-излучения, полученных от детектора 60 гамма-излучения. Контроллер 80 может идентифицировать интересующую область(и), окружающую другие линии энергии гамма-излучения, соответствующие радиоактивным изотопам, и задавать подсчет площади пика без фона для каждой линии энергии. Каждая линия энергии может соответствовать определенному радиоактивному изотопу, и соответствие между различными линиями энергии и различными радиоактивными изотопами может храниться в памяти, связанной с контроллером. Дополнительные подробности о компоновке детектора гамма-излучения и обработке данных гамма-излучения можно найти в публикации патента США № US2015/0260855, озаглавленной «РЕГИСТРАЦИЯ ИЗОТОПОВ В РЕЖИМЕ РЕАЛЬНОГО ВРЕМЕНИ», полное содержание которой включено в настоящий документ посредством ссылки.

[00188] Измерения активности, выполненные для одного или большего количества радиоактивных изотопов в радиоактивном элюате, могут храниться и/или использоваться для различных целей в системе 10 генератора радиоактивных изотопов. В примере на фиг. 9 контроллер 80 определяет, превышает ли один или большее количество радиоактивных изотопов допустимый предел (226). Контроллер 80 может сравнивать подсчитанную активность конкретного радиоактивного изотопа с пороговым значением, хранящимся в памяти, связанной с контроллером. Например, контроллер 80 может сравнивать подсчитанную активность Sr-82 с допустимым пределом для Sr-82, хранящимся в памяти. В качестве примера допустимым пределом для Sr-82 может быть уровень Sr-82 меньше 0,05 мкКи на 1 мКи Rb-82, например, меньше 0,02 мкКи на 1 мКи Rb-82, около 0,02 мкКи на 1 мКи Rb-82, меньше 0,01 мкКи на 1 мКи Rb-82 или около 0,01 мкКи на 1 мКи Rb-82. В другом примере контроллер 80 может сравнивать подсчитанную активность Sr-85 с допустимым пределом для Sr-85, хранящимся в памяти. В качестве примера допустимым пределом для Sr-85 может быть уровень Sr-85 меньше 0,5 мкКи на 1 мКи Rb-82, например, меньше 0,2 мкКи на 1 мКи Rb-82, около 0,2 мкКи на 1 мКи Rb-82, меньше 0,1 мкКи на 1 мКи Rb-82 или около 0,1 мкКи на 1 мКи Rb-82.

[00189] Уровень активности Rb-82, используемый для оценки того, превышает ли подсчитанная активность Sr-82 и/или Sr-85 допустимый предел, может быть уровнем активности Rb-82 (например, максимальным или минимальным уровнем активности Rb-82), определенным с помощью детектора 58 бета-излучения или детектора 60 гамма-излучения. В одном приложении уровень активности Rb-82, используемый для оценки того, превышает ли подсчитанная активность Sr-82 и/или Sr-85 допустимый предел, является фиксированным значением, таким как приблизительно 10 мКи. В других примерах фиксированное значение Rb-82 находится в диапазоне от 10 мКи Rb-82 до 100 мКи Rb-82, например 20 мКи, 30 мКи, 40 мКи, 50 мКи, 60 мКи, 70 мКи, 80 мКи или 90 мКи. В одном варианте реализации контроллер 80 определяет уровни активности стронция как отношение Sr-82 (в мкКи) к Rb-82 (в мКи) с процентом истинных распознаваний сигнала по меньшей мере 95%, с доверительным уровнем 95% при 0,01 мкКи Sr-82 на 1 мКи Rb-82. В другом варианте осуществления контроллер 80 определяет уровни активности стронция как отношение Sr-85 (в мкКи) к Rb-82 (в мКи) с процентом истинных распознаваний сигнала по меньшей мере 95%, с доверительным уровнем 95% при 0,1 мкКи Sr-85 на 1 мКи Rb-82.

[00190] Если подсчитанная активность одного или большего количества радиоактивных изотопов во время процедуры контроля качества превышает допустимый предел, система 10 может выполнять различные действия. В некоторых примерах контроллер 80 может производить оповещение пользователя (например, визуальное, текстовое, механическое (например, вибрирующее) или звуковое), например, через интерфейс 16 пользователя, указывающее, что измеренный уровень активности радиоактивного изотопа в радиоактивном элюате, произведенного с помощью генератора 52 радиоактивных изотопов, превысил допустимый предел. В дополнительном или альтернативном варианте контроллер 80 может дать управляющую команду системе 10 предотвратить последующую процедуру инфузионного ввода элюата пациенту, если было установлено, что активность радиоактивного изотопа в радиоактивном элюате превысила допустимый предел. Система 10 может иметь аппаратные и/или программные блокировки, которые включаются для предотвращения последующей процедуры инфузионного ввода элюата пациенту после достижения указанного допустимого предела. Например, контроллер 80 может предотвратить перекачивание элюента насосом 40 после превышения допустимого предела. В некоторых примерах контроллер 80 электронным способом передает сообщение, указывающее, что радиоактивный изотоп в радиоактивном элюате превысил допустимый предел активности для местоположения за пределами площадки, например, для мониторинга и/или оценки работы генератора радиоактивных изотопов.

[00191] Система 10 может использоваться для производства и доставки радиоактивного элюата и в других приложениях, в которых инфузионная трубка 70 не соединена с пациентом, например, для поддержания качества и точности измерения радиоактивного элюата, производимого системой. Еще в одном примере система 10 может производить радиоактивный элюат как часть оценки постоянства измерений для оценки точности и/или прецизионной точности измерений активности, выполняемых детектором 58 бета-излучения. Поскольку детектор 58 бета-излучения может использоваться для контроля суммарной величины активности, доставляемой пациенту во время процедуры инфузионного ввода, обеспечение правильной калибровки детектора может помочь обеспечить точное дозирование радиоактивного элюата.

[00192] На фиг. 10-16 показан типовой тест(ы) калибровки и контроля качества («КК»), которые могут периодически выполняться для инфузионной системы, такие как калибровка дозы с помощью детектора 58 бета-излучения и/или калибровка детектора 60 гамма-излучения для обеспечения надежности измерений, выполняемых инфузионной системой с помощью одного или обоих детекторов. Каждый тест рабочих характеристик может использоваться для оценки точности и/или прецизионной точности измерений активности, выполненных детектором, проходящим тестирование. Если в процессе проведения теста был установлен выход за допустимые пределы, могут быть предприняты корректирующие действия, такие как повторная калибровка или блокировка системы. Любой описанный тест или комбинация тестов может выполняться с помощью детектора 58 бета-излучения, детектора 60 гамма-излучения или обоих детекторов из детектора 58 бета-излучения, детектора 60 гамма-излучения в качестве части протокола контроля качества и/или калибровки.

[00193] Например, тест(ы) КК, выполняемый с помощью детектора 58 бета-излучения, может содержать тест калибровки дозы, тест линейности дозы, тест повторяемости дозы, тест постоянства дозы и их комбинации. Тест(ы) КК, выполняемый с помощью детектора 60 гамма-излучения, может содержать тест калибровки детектора гамма-излучения, тест на повторяемость детектора гамма-излучения, тест на линейность детектора гамма-излучения и их комбинации. В некоторых примерах перед выполнением теста КК или серии тестов КК выполняется промывка колонки на генераторе 52 радиоактивных изотопов. Промывка колонки может содержать прокачивание фиксированного объема элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов и направление полученного элюата в контейнер 54 для отходов. Фиксированный объем может составлять от 10 мл до 100 мл, например, от 25 мл до 75 мл или от 35 мл до 65 мл. Промывка колонки может вытолкнуть из генератора 52 радиоактивных изотопов элюат, который в течении некоторого периода времени оставался неподвижным в генераторе, и перевести химический состав генератора из состояния равновесия в устойчивое состояние. Промывка колонки также может выполняться перед любой процедурой инфузионного ввода элюата пациенту.

[00194] При выполнении калибровки детектора 60 гамма-излучения тест КК калибровки энергетического окна детектора может выполняться с (например, перед) любым из других тестов КК, которые должны выполняться на детекторе. Источник радиоактивного изотопа, имеющий энергию гамма-излучения, которая является такой же или аналогичной энергии исходного радиоактивного изотопа, содержащегося в генераторе 52 радиоактивных изотопов (например, стронция), может быть установлен для детектора 60 гамма-излучения с целью регистрации гамма-излучения, испускаемого эти источником. Источник радиоактивного изотопа может иметь энергию гамма-излучения, которая находится в пределах ± 30% энергии гамма-излучения исходного радиоактивного изотопа, содержащегося в генераторе 52 радиоактивных изотопов, например, ± 20%, ± 10%, ± 15%, ± 5%, ± 1% или ± 0,5%. Примеры источников радиоактивных изотопов, которые могут быть использованы, содержат Sr-82, Sr-85, натрий-22 и цезий-137.

[00195] Источник радиоактивного изотопа может быть введен в третий отсек 106. Работая под управлением контроллера 80, детектор 60 гамма-излучения может считывать гамма-спектр, излучаемый калибровочным источником. Контроллер 80 может вычислять разницу между вычисленным пиковым каналом в спектре гамма-излучения и ожидаемым пиковым каналом. Контроллер 80 может определить, находится ли подсчитанная разница в допустимых пределах. В различных примерах допустимые пределы могут составлять ± 20%, например, ± 10% или ± 5%. Контроллер 80 может определить, выходит ли разница за допустимые пределы. Если подсчитанная разница выходит за допустимые пределы, контроллер 80 может выполнять различные действия. Например, контроллер 80 может создать оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что пиковый канал вышел за допустимые пределы для ожидаемого пикового канала. В дополнительном или альтернативном варианте контроллер 80 может инициировать повторную калибровку (например, путем корректировки напряжения, при которой пиковый канал будет совмещен с ожидаемым пиковым каналом).

[00196] В другом примере при калибровке детектора 60 гамма-излучения детектор гамма-излучения может измерить фоновое излучение в отсутствие конкретного источника радиоактивного изотопа, вводимого в третий отсек 106. Фоновое излучение может быть измерено после выполнения калибровки энергетического окна детектора, но до выполнения любых других тестов КК или в другое время во время выполнения протокола КК. Например, во время выполнения ежедневного протокола КК фоновое излучение может быть измерено перед выполнением других тестов КК без выполнения калибровки энергетического окна детектора. Измерение фонового излучения может стать гарантией отсутствия источников гамма-излучения, которые являются внешними для системы 10 и излучают на уровне, приводящим к появлению искажений и погрешностей измерений гамма-излучения, выполняемых детектором 60 гамма-излучения во время проведения теста КК. В случае обнаружения чрезмерного фонового гамма-излучения контроллер 80 может предпринимать различные действия, включая действия, описанные в данном документе.

[00197] Тест(ы) КК может выполняться с помощью детектора 58 бета-излучения и/или детектора 60 гамма-излучения на соответствующих частотах для поддержания высокого качества работы системы 10. В некоторых примерах полный протокол КК выполняется после установки или замены компонента (например, трубопровода, генератора радиоактивных изотопов, детектора), после проведения капитального ремонта системы (например, представителем предприятия-изготовителя системы 10) и/или ежегодно в рамках планово-предупредительного технического обслуживания. Такой полный протокол может содержать выполнение теста КК калибровки энергетического окна детектора гамма-излучения, теста фонового излучения, промывки колонки, теста калибровки детектора гамма-излучения, теста на повторяемость, теста линейности детектора гамма-излучения, тест постоянства измерений детектора гамма-излучения, теста постоянства дозы, теста линейности дозы и/или теста повторяемости дозы.

[00198] Сокращенный протокол КК может выполняться чаще. Такой протокол может содержать выполнение теста фонового излучения с помощью детектора гамма-излучения, промывки колонки, теста постоянства дозы с помощью детектора бета-излучения вместе с тестом уровня исходного радиоактивного изотопа (например, стронция) с помощью детектора гамма-излучения и теста постоянства измерений детектора гамма-излучения. Независимо от конкретного теста КК или набора тестов в протоколе, тесты могут проводиться с любой необходимой периодичностью, такой как период КК, варьирующийся от ежедневного проведения до проведения 1 раз в 50 дней, например, 1 раз в 4-45 дней, 1 раз в 4-10 дней, 1 раз в 11-17 дней, 1 раз в 18-24 дней, 1 раз в 25-31 дней, 1 раз в 32-38 дней или 1 раз в 39-45 дней, или приблизительно ежедневно, 1 раз в 7 дней, 1 раз в 14 дней, 1 раз в 21 день, 1 раз в 28 дней, 1 раз в 35 дней или 1 раз в 42 дня. При выполнении любого теста КК, описанного в данном документе, где элюат пропускают через трубопровод, испытание может проводиться на одной или большем количестве скоростей потока (в этом случае испытание может повторяться на нескольких скоростях потока). Скорости потока могут варьироваться от 10 мл/мин до 60 мл/мин, например, составлять 20 мл/мин, 35 мл/мин или 50 мл/мин, хотя могут использоваться и другие скорости потока в зависимости от компоновки системы и/или требований пользователя.

[00199] На фиг. 10 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения процедуры проверки постоянства параметров. Например, способ на фиг. 10 может использоваться системой 10 для оценки постоянства дозы с помощью детектора 58 бета-излучения.

[00200] Для обеспечения постоянства дозы контроллер 80 может дать системе 10 управляющую команду доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата, расположенный вблизи детектора 60 гамма-излучения (230). Процесс запуска оценки постоянства и доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата может соответствовать процессу, описанному выше при рассмотрении фиг. 9 в связи с процедурой оценки контроля качества. Например, чтобы начать процесс, оператор может вставить контейнер 56 для приема элюата в третий отсек 106 узла 28 защиты и установить гидравлическое соединение между инфузионной трубкой 70 и контейнером для приема элюата, как было рассмотрено выше.

[00201] Как только система 10 будет надлежащим образом скомпонована для получения контейнером 56 для приема элюата радиоактивного элюата от генератора 52 радиоактивных изотопов, контроллер 80 может управлять системой для производства радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер для приема элюата. В некоторых примерах контроллер 80 запускает элюирование для постоянства в ответ на команды по выполнению элюирования для постоянства, полученные оператором через интерфейс 16 пользователя. Например, контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать оператора во время выполнения одного или большего количество этапов по надлежащей компоновке компонентов системы 10 для выполнения элюирования для постоянства и должен будет получить сигналы обратной связи (например, через датчики и/или оператор через интерфейс пользователя), подтверждающие, что компоненты надлежащим образом скомпонованы перед производством радиоактивного элюата. Контроллер 80 может дать системе 10 управляющую команду по выполнению элюирования для постоянства сразу после создания компоновки компонентов системы 10 для выполнения элюирования или через некоторое время после того, как компоненты будут скомпонованы для элюирования для постоянства, как было рассмотрено выше на фиг. 9 в отношении процедуры контроля качества.

[00202] Контроллер 80 может следовать этапам 200-208, рассмотренным выше при обращении к фиг. 8 в отношении выполнения элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат, первоначально производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока активность радиоактивного элюата, определяемая по бета-излучению, измеренному детектором 58 бета-излучения, не достигнет порогового значения. Когда активность радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, достигает порогового значения, контроллер 80 может отдать команду многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата.

[00203] Насос 40 может продолжать подавать элюент в генератор 52 радиоактивных изотопов и, таким образом, подавать радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата до тех пор, пока в контейнер не поступит необходимое количество радиоактивного элюата. Когда контроллер 80 управляет насосом 40 для подачи радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата до тех пор, пока в контейнер не поступит необходимое количество радиоактивного элюата, контроллер может определить суммарное количество радиоактивности, доставленной в контейнер для приема элюата, путем измерения активности радиоактивного элюата с помощью детектора 58 бета-излучения во время доставки радиоактивного элюата в контейнер. Контроллер 80 также может учитывать радиоактивный распад между детектором 58 бета-излучения и контейнером 56 для приема элюата (например, между временем, когда активность измеряется детектором 58 бета-излучения, и временем, когда активность измеряется детектором 60 гамма-излучения). В альтернативном варианте необходимое количество радиоактивного элюата может представлять собой заранее установленный объем радиоактивного элюата и/или суммарную величину активности (например, соответствующую пороговому значению КК), доставленную в контейнер 56 для приема элюата, что также было рассмотрено выше в отношении фиг. 9.

[00204] Когда радиоактивный элюат проходит через детектор 58 бета-излучения в контейнер 56 для приема элюата, детектор бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом (232). Контроллер 80 может получить сигнал от детектора 58 бета-излучения, показывающий уровень бета-излучения, измеренного детектором 58 бета-излучения, и может сравнить уровень бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, с хранящимися в памяти калибровочными данными, которые связывают разные уровни бета-излучения с разными уровнями активности радиоактивного элюата. Контроллер 80 может определять суммарную величину активности, доставленной в контейнер 56 для приема элюата, которая может называться накопленной радиоактивной дозой, поданной в контейнер, исходя из активности радиоактивного элюата, измеренной детектором бета-излучения, и/или скорости потока радиоактивного элюата.

[00205] После определения подходящего количества радиоактивного элюата, подаваемого в контейнер 56 для приема элюата, например, чтобы накопленная радиоактивная доза, подаваемая в контейнер для приема элюата, достигла порогового уровня, контроллер 80 может отдать насосу 40 управляющую команду прекратить прокачку элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов. Когда радиоактивный элюат прекращает вводиться в контейнер 56 для приема элюата, заполнение контейнера может быть обозначено как завершенное. Это можно определить как время окончания заполнения, относительно которого можно будет сравнивать последующие действия.

[00206] В способе на фиг. 10 детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, подаваемым в контейнер 56 для приема элюата (234). Детектор 60 гамма-излучения может непрерывно измерять гамма-излучение, например, во время заполнения контейнера 56 для приема элюата и/или после того, как контейнер для приема элюата будет надлежащим образом заполнен радиоактивным элюатом. В альтернативном варианте детектор 60 гамма-излучения может периодически измерять гамма-излучение, например, один или большее количество раз, после того, как контейнер 56 для приема элюата будет соответствующим образом заполнен радиоактивным элюатом.

[00207] В некоторых примерах детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата в контейнере 56 для приема элюата, в пределах окна постоянства, которое может быть окном времени, измеренным от окончания заполнения контейнера 56 для приема элюата. Например, детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата в контейнере 56 для приема элюата, в пределах окна времени постоянства в диапазоне от 0 секунд после окончания заполнения контейнера для приема элюата до 1800 секунд после окончания заполнения, например, от 500 секунд до 1500 секунд после окончания заполнения, от 700 секунд до 1000 секунд после окончания заполнения или от 793 секунд до 807 секунд после окончания заполнения контейнера для приема элюата. Детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, исходящее от радиоактивного элюата в контейнере для приема элюата, непрерывно в течение окна времени постоянства или один или большее количество раз в пределах окна времени постоянства.

[00208] Детектор 60 гамма-излучения может посылать, а контроллер 80 может принимать сигнал, показывающий значение гамма-излучения, измеренного детектором гамма-излучения. Контроллер 80 может дополнительно определять активность Rb-82 в контейнере для приема элюата исходя из гамма-излучения, измеренного детектором 60 гамма-излучения, обеспечивая тем самым измерение постоянства накопленной гамма-радиоактивности. Контроллер 80 может определять величину активности, связанной с линией энергии 511 кэВ и/или линией энергии 776 кэВ спектра гамма-излучения, которые соответствует Rb-82. Например, контроллер 80 может задать подсчет площади пика без фона в области спектра гамма-излучения, окружающей линию 511 кэВ и/или линию 776 кэВ, для определения активности Rb-82. Затем контроллер 80 может сохранить подсчитанную активность Rb-82 в памяти, связанной с контроллером.

[00209] В способе на фиг. 10 контроллер 80 сравнивает активность Rb-82, определенную с помощью детектора 58 бета-излучения, с активностью Rb-82, определенной с помощью детектора 60 гамма-излучения, например, путем вычисления отношения постоянства (236). Например, контроллер 80 может рассчитывать отношение постоянства исходя из накопленной радиоактивной дозы (или величины бета-излучения), измеренной детектором 58 бета-излучения и подаваемой в контейнер 56 для приема элюата, и постоянства накопленной гамма-активности (или величины гамма-излучения), измеренной детектором 60 гамма-излучения. Отношение постоянства может быть рассчитано по меньшей мере путем деления накопленной радиоактивной дозы на постоянство накопленной гамма-активности.

[00210] В некоторых примерах контроллер 80 дополнительно сравнивает подсчитанное отношение постоянства с одним или большим количеством пороговых значений, сохраненных в памяти, связанной с контроллером. Например, контроллер 80 может сравнивать подсчитанное отношение постоянства с эталонным отношением постоянства, хранящимся в памяти. Контроллер 80 может определить, находится ли разница между подсчитанным и эталонным отношениями постоянства в допустимых пределах. В различных примерах допустимые пределы могут составлять ± 20% эталонного отношения постоянства, например, ± 10% эталонного отношения постоянства или ± 5% эталонного отношения постоянства. Контроллер 80 может определить, выходит ли отношение постоянства за допустимые пределы для эталонного отношения постоянства. Если подсчитанное отношение постоянства выходит за допустимые пределы для эталонного отношения постоянства, контроллер 80 может выполнять различные действия.

[00211] В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что подсчитанное отношение постоянства превысило допустимые пределы эталонного отношения постоянства. В дополнительном или альтернативном варианте контроллер 80 может запустить проверку калибровки и/или повторную калибровку дозы системы (238). В некоторых примерах контроллер 80 запускает проверку калибровки и/или калибровку дозы путем запуска программы автоматического выполнения такой проверки или калибровки, или инструктируя оператора по этапам выполнения такой проверки или калибровки. Чтобы выполнить калибровку дозы, контроллер, связанный с системой 10, может генерировать и хранить в памяти один или большее количество коэффициентов или другую информацию о калибровке, которая впоследствии будет использоваться системой для обработки данных, создаваемых детектором 58 бета-излучения, в соответствии с количеством активности, измеренной детектором.

[00212] В некоторых примерах повторная калибровка дозы выполняется с помощью калибратора дозы, который расположен снаружи и отдельно от системы 10. Калибратор дозы сам может быть откалиброван с помощью первичного эталона. Контроллер 80 может инструктировать оператора через интерфейс 16 пользователя, предоставляя оператору инструкции по созданию образца радиоактивного элюата. Далее образец радиоактивного элюата можно транспортировать в отдельный калибратор дозы, который определяет активность Rb-82 в образце. Контроллер 80 может получить данные по определенной активности Rb-82 от калибратора дозы (например, посредством проводного или беспроводного подключения к калибратору дозы и/или путем ввода оператором информации через интерфейс 16 пользователя). Контроллер 80 может хранить данные об определенной активности Rb-82 от калибратора дозы в памяти и/или использовать их для изменения настроек калибровки, используемых системой 10 для обработки данных, создаваемых детектором 58 бета-излучения, соответствующих активности радиоактивного элюата, протекающего через систему 10.

[00213] В другом примере контроллер 80 может использовать активность Rb-82, определенную с помощью детектора 60 гамма-излучения, для изменения настроек калибровки, используемых системой 10 для обработки данных, создаваемых детектором 58 бета-излучения. Например, контроллер 80 может хранить в памяти данные об активности Rb-82, определенной с помощью детектора 60 гамма-излучения, и/или использовать их для изменения настроек калибровки, используемых системой 10 для обработки данных, создаваемых детектором 58 бета-излучения, соответствующих активности радиоактивного элюата, протекающего через систему 10.

[00214] На фиг. 11 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для проверки точности измерений активности, выполненных детектором 60 гамма-излучения. Например, способ на фиг. 11 может использоваться системой 10 для оценки того, обеспечивает ли детектор 60 гамма-излучения точные и/или прецизионные измерения активности радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов.

[00215] Чтобы выполнить калибровку и проверку точности детектора 60 гамма-излучения, детектор гамма-излучения может подвергаться воздействию калибровочного источника, имеющего известный (или ожидаемый) уровень активности (250). Калибровочный источник может быть установлен в третьем отсеке 106 рядом с детектором 60 гамма-излучения и неподвижно зафиксирован в третьем отсеке в течение периода времени, достаточного для измерения активности калибровочного источника детектором гамма-излучения. Например, если калибровочным источником является твердый материал, контейнер 56 для приема элюата может быть удален из третьего отсека 106, а калибровочный источник может быть помещен в этот отсек. В альтернативном варианте, если калибровочный материал находится в жидком состоянии, калибровочный материал может быть закачан в контейнер 56 для приема элюата, который расположен в третьем отсеке.

[00216] Типовыми калибровочными источниками, которые могут использоваться для оценки точности детектора 60 гамма-излучения, являются стандартные образцы отслеживаемых радиоактивных изотопов Национального института стандартов и технологий NIST (National Institute of Standards and Technology). Калибровочный источник может быть выбран таким образом, чтобы иметь уровень активности, подобный уровню, наблюдаемому детектором 60 гамма-излучения во время стандартной работы системы 10. Например, калибровочный источник может иметь уровень активности в диапазоне от 0,01 мкКи до 2 мКи, например, от 0,05 до 1 мКи, от 0,1 мкКи до 100 мкКи, от 1 мкКи до 75 мкКи, от 25 мкКи до 65 мкКи, от 0,1 мкКи до 30 мкКи, от 1 мкКи до 15 мкКи или от 8 мкКи до 12 мкКи. Калибровочный источник может иметь известный (или ожидаемый) уровень активности, с которым можно сравнить уровень активности, зарегистрированный детектором 60 гамма-излучения.

[00217] Примеры изотопов, которые могут использоваться в качестве калибровочного источника для оценки точности детекторы 60 гамма-излучения, содержат, в частности, Na-22, Cs-131, Ga-68 и Ge-68. Калибровочный источник может храниться в защищенной камере или транспортном контейнере отдельно от узла 28 защиты. Калибровочный источник может храниться в своем защищенном корпусе в системе 10 или рядом с ней, выниматься из защищенного корпуса и вставляться в третий отсек 106 для проведения проверки точности. В альтернативном варианте калибровочный источник может быть доставлен с внешнего участка, например, в защитном корпусе, для периодического выполнения калибровочного тестирования.

[00218] Контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать оператора во время выполнения одного или большего количества этапов по надлежащему размещению калибровочного источника в третьем отсеке 106 системы 10 для проверки точности. Контроллер 80 может дополнительно дать управляющую команду детектору 60 гамма-излучения измерить уровень активности калибровочного источника, установленного в третьем отсеке 106 (252). Контроллер 80 может дать управляющую команду детектору 60 гамма-излучения измерить уровень активности калибровочного источника одновременно или сразу после ввода калибровочного источника в отсек, или через некоторое время после размещения источника в отсеке, что обсуждалось выше в отношении процедуры контроля качества при рассмотрении фиг. 9.

[00219] После регистрации гамма-излучения, исходящего от калибровочного источника, имеющего известную активность, контроллер 80 может идентифицировать интересующую область спектра гамма-излучения, из которой определяется активность образца. В случае калибровочного источника Na-22 интересующая область может окружать пик 511 кэВ в спектре гамма-излучения, генерируемого из образца. Контроллер 80 может задать подсчет площади пика без фона в интересующей области для определения величины активности, измеренной детектором 60 гамма-излучения по линии энергии.

[00220] В способе на фиг. 11 контроллер 80 сравнивает измеренную активность калибровочного источника с известной активностью калибровочного образца (254). Система 10 может быть проинформирована об известной активности калибровочного источника, например, с помощью ввода известного значения активности через интерфейс 16 пользователя. Данные активности калибровочного источника, полученные контроллером 80, могут быть сохранены в памяти, связанной с контроллером. Контроллер 80 может учитывать спад активности калибровочного источника, используя известный период полураспада соответствующего радионуклида. Контроллер 80 может сравнивать полученную активность калибровочного источника, измеренную детектором 60 гамма-излучения, с известной активностью, хранящейся в памяти. Контроллер 80 может определить, выходит ли отклонение полученной активности от известной активности за приемлемое пороговое значение. В некоторых примерах приемлемое пороговое значение может находиться в пределах ± 10% известной активности, например, в пределах ± 5% известной активности, в пределах ± 3% известной активности, в пределах ± 2% известной активности или в пределах ± 1% известной активности.

[00221] Если активность калибровочного источника, измеренная детектором 60 гамма-излучения, выходит за допустимое пороговое значение известной активности калибровочного источника, контроллер 80 может выполнить различные действия. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что установленная активность превышает допустимое пороговое значение. В дополнительном или альтернативном варианте контроллер 80 может подсчитывать и/или сохранять данные калибровки (например, калибровочное соотношение), связывающие измеренную активность калибровочного источника, измеренную с помощью детектора 60 гамма-излучения, с известной активностью калибровочного источника. Контроллер 80 может впоследствии использовать во время работы эти данные о калибровке для корректировки измерений активности, выполняемых с помощью детектора 60 гамма-излучения.

[00222] На фиг. 12 показана блок-схема другого типового способа, который может использоваться для оценки повторяемости или прецизионной точности измерений активности, выполняемых детектором 60 гамма-излучения. Способ на фиг. 12 может использоваться системой 10 для оценки того, обеспечивает ли детектор 60 гамма-излучения согласующиеся и повторяемые измерения активности для большого количества образцов на одном уровне активности.

[00223] В способе на фиг. 12 тест на повторяемость может быть выполнен с помощью детектора 60 гамма-излучения путем многократного воздействия на детектор гамма-излучения одного и тот же калибровочного источника с известным уровнем активности (256). Калибровочный источник, используемый для проведения теста на повторяемость, может быть выбран из тех, что обсуждались выше в отношении проверки точности, описанной при рассмотрении фиг. 11. Калибровочный источник может быть размещен рядом (например, вблизи и/или перед) с детектором 60 гамма-излучения, например, путем установки калибровочного источника в третьем отсеке 106 узла 28 защиты. Калибровочный источник может быть неподвижно закреплен перед детектором гамма-излучения 60 в течение периода времени, достаточного для измерения детектором гамма-излучения активности калибровочного источника.

[00224] После регистрации гамма-излучения, испускаемого источником калибровки с известной активностью, контроллер 80 может определить активность калибровочного источника (258), как было рассмотрено выше. Калибровочный источник может быть удален из третьего отсека 106, закреплен за пределами отсека в течение некоторого времени и снова помещен обратно в отсек (260). То есть калибровочный источник может быть помещен в третий отсек и удален из него большое количество раз. В альтернативном варианте калибровочный источник может оставаться в третьем отсеке 106, и активность калибровочного источника будет измеряться много раз. Работая под управлением контроллера 80, можно измерять гамма-излучение, испускаемое калибровочным источником, и определять активность калибровочного источника. Например, гамма-излучение, испускаемое калибровочным источником, может измеряться каждый раз, когда калибровочный источник вставляется в третий отсек 106, и/или большее количество раз, пока калибровочный источник остается в третьем отсеке. В результате, активность калибровочного источника может многократно определяться для оценки согласованности, с которой детектор 60 гамма-излучения измеряет образец с тем же уровнем активности.

[00225] В способе на фиг. 12, активность калибровочного источника может быть измерена по меньшей мере дважды, например по меньшей мере 3 раза, по меньшей мере 5 раз или по меньшей мере 10 раз. Например, активность калибровочного источника может быть измерена от 2 раз до 20 раз, например, от 5 раз до 15 раз.

[00226] После измерения активности калибровочного источника требуемое количество раз способ на фиг. 12 содержит сравнение каждой измеренной активности со средним значением множества измерений активности калибровочного источника (262). В некоторых примерах контроллер 80 определяет среднее значение (например, среднее, срединное) измеренной активности калибровочного образца на основе всех измерений, выполненных во время проверки. Контроллер 80 может дополнительно сравнивать каждую отдельную измеренную активность, определенную в ходе проверки, со средней измеренной активностью и определять, отклоняется ли какая-либо одна измеренная активность от средней измеренной активности больше, чем на приемлемое пороговое значение. В некоторых примерах приемлемое пороговое значение может быть в пределах ± 10% средней измеренной активности, например, в пределах ± 5% средней измеренной активности или в пределах ± 2% средней измеренной активности.

[00227] Если контроллер 80 определяет, что какая-либо из множества измеренных активностей превышает среднюю измеренную активность больше, чем на приемлемое пороговое значение, контроллер может предпринять действия, чтобы указать, что детектор 60 гамма-излучения не предоставляет достаточно воспроизводимые результаты. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что детектор 60 гамма-излучения не предоставляет достаточно воспроизводимые результаты.

[00228] На фиг. 13 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для оценки линейности измерений активности, выполняемых детектором 60 гамма-излучения. Оценка линейности детектора может определить, предоставляет ли детектор 60 гамма-излучения отклик, который линейно зависит от активности измеряемого образца в диапазоне активности, который, как ожидается, будет наблюдаться детектором гамма-излучения 60 во время работы.

[00229] Чтобы оценить линейность детектора 60 гамма-излучения, один или большее количество (например, множество) калибровочных источников, каждый из которых обладает известной активностью, могут быть установлены перед детектором 60 гамма-излучения. Каждый отдельный калибровочный источник (или единственный калибровочный источник, если используется только один) может быть выбран таким образом, чтобы иметь период полураспада, эффективный для обеспечения достаточного измеримого спада в течение времени измерения. Если используется большое количество калибровочных источников, можно выбрать большое количество источников таким образом, чтобы каждый отдельный калибровочный источник имел уровень активности, отличный от уровня других калибровочных источников, благодаря чему обеспечивается диапазон активностей, в которым детектор 60 гамма-излучения измеряет гамма-излучение. Линейность активностей, измеренных детектором 60 гамма-излучения, может оцениваться для определения линейности детектора.

[00230] Конкретные активности калибровочных источников, используемых для оценки линейности детектора 60 гамма-излучения, могут быть выбраны для покрытия диапазона активностей, которые, как ожидается, будут наблюдаться детектором гамма-излучения во время нормальной работы. Например, если система 10 реализована таким образом, что детектор 60 гамма-излучения измеряет сравнительно высокий уровень дочернего радиоактивного изотопа, а также измеряет сравнительно низкий уровень исходного радиоактивного изотопа в оцениваемом образце, источники калибровки могут быть выбраны таким образом, чтобы они охватывали диапазон от высокого уровня активности радиоактивного изотопа до низкого уровня активности радиоактивного изотопа. В некоторых примерах активность калибровочных источников, используемых для измерения линейности детектора 60 гамма-излучения, может находиться в диапазоне от 0,01 мкКи до 2 мКи, например, от 0,05 мКи до 1 мКи, от 0,1 мкКи до 100 мкКи, от 0,05 мкКи до 50 мкКи или от 0,1 мкКи до 30 мкКи.

[00231] Калибровочные источники, используемые для выполнения теста линейности детектора гамма-излучения, могут быть выбраны из тех, что обсуждались выше в отношении проверки точности, описанной при рассмотрении фиг. 11. В некоторых примерах один и тот же тип калибровочного источника (например, Na-22) с разными уровнями активности используется для проверки линейности детектора 60 гамма-излучения. В других примерах множество различных типов калибровочных источников с разными уровнями активности используется для проверки линейности детектора 60 гамма-излучения. Например, один тип калибровочного источника с разными уровнями активности может использоваться для тестирования сравнительно низкого уровня в диапазоне активности, а другой тип калибровочного источника с другими уровнями активности может использоваться для тестирования сравнительно высокого уровня в диапазоне активности. Например, твердый калибровочный источник (например, Na-22) может использоваться для оценки нижнего предела диапазона линейности, а жидкий калибровочный источник (например, дочерний радиоактивный изотоп, такой как Rb-82, производимый генератором 52), может использоваться для оценки верхнего предела диапазона линейности.

[00232] В примере на фиг. 13 калибровочный источник, имеющий первый уровень активности, может быть размещен перед детектором 60 гамма-излучения, например, путем установки калибровочного источника в третьем отсеке 106 узла 28 защиты (270). Калибровочный источник может быть неподвижно закреплен рядом с детектором 60 гамма-излучения в течение периода времени, достаточного для измерения детектором гамма-излучения активности калибровочного источника. После регистрации гамма-излучения, исходящего от калибровочного источника, имеющего первый уровень активности, контроллер 80 может измерить уровень активности калибровочного источника (272), как было рассмотрено выше, и сохранить измеренную активность в памяти, связанной с контроллером.

[00233] Калибровочный источник, имеющий второй уровень активности, отличный от первого уровня активности, может быть размещен перед детектором 60 гамма-излучения, например, путем помещения калибровочного источника в третий отсек 106 узла 28 защиты (274). Аналогично, калибровочный источник может быть неподвижно закреплен перед детектором 60 гамма-излучения в течение периода времени, достаточного для измерения детектором гамма-излучения активности калибровочного источника. После регистрации гамма-излучения, исходящего от калибровочного источника, имеющего второй уровень активности, контроллер 80 может измерить уровень активности калибровочного источника (274), как было рассмотрено выше, и сохранить измеренную активность в памяти, связанной с контроллером.

[00234] Один или большее количество дополнительных калибровочных источников, каждый из которых имеет свой уровень активности, отличный от уровней других калибровочных источников, а также от уровней первого и второго калибровочных источников, уже измеренных детектором 60 гамма-излучения, также могут быть размещены перед детектором гамма-излучения (278). Детектор 60 гамма-излучения может измерить активность дополнительного(ых) калибровочного(ых) источника(ов) и сохранить измеренную активность в памяти, связанной с контроллером. В некоторых примерах используются по меньшей мере три калибровочных источника с разными уровнями активности в ожидаемом диапазоне активности, которые, как ожидается, должны быть измерены детектором 60 гамма-излучения во время работы. В некоторых других примерах используются по меньшей мере пять калибровочных источников, имеющих разные уровни активности.

[00235] После измерения уровней активности подходящего количества калибровочных источников способ на фиг. 13 использует линейную регрессию данных и определение значения R-квадрата для измеренных значений активности. R-квадрат является статистической мерой того, насколько близки данные к подобранной линии регрессии. Контроллер 80 может определять значение R-квадрата для измеренных значений активности различных калибровочных источников. Контроллер 80 может дополнительно сравнивать установленное значение R-квадрата с пороговым значением, сохраненным в памяти. В некоторых примерах пороговое значение может требовать, чтобы значение R-квадрата было больше 80%, например, больше 90%, больше 95% или больше 98%. Если контроллер 80 определяет, что значение R-квадрата ниже требуемого порогового значения, контроллер может предпринять действия, чтобы указать, что детектор 60 гамма-излучения не предоставляет результатов с надлежащей линейностью. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что детектор 60 гамма-излучения не предоставляет результатов с надлежащей линейностью.

[00236] Как было отмечено, калибровочные источники, используемые для измерения линейности детектора 60 гамма-излучения, могут варьироваться по уровню активности от сравнительно высоких уровней активности, связанных с дочерним радиоактивным изотопом (например, Rb-82), до сравнительно низких уровней активности, связанных с исходным радиоактивным изотопом и/или загрязняющим радиоактивным изотопом (например, Sr-82, Sr-85). В некоторых примерах система 10, работающая под управлением контроллера 80, скомпонована для выполнения нескольких тестов на линейность детектора гамма-излучения, включая тест, охватывающий высокие уровни диапазона активности, которые, как ожидается, будут наблюдаться детектором 60 гамма-излучения, и тест, охватывающий низкие уровни диапазона активности, которые, как ожидается, будут наблюдаться детектором гамма-излучения.

[00237] В некоторых приложениях, когда контроллер 80 скомпонован таким образом, контроллер может управлять системой 10 для производства радиоактивного элюата с помощью генератора 52 радиоактивных изотопов с целью обеспечения источника радиоактивных изотопов для тестирования одного из диапазонов линейности (например, сравнительно высоких уровней диапазона активности). Контроллер 80 может следовать этапам 200-208, рассмотренным выше при обращении к фиг. 8 в отношении выполнения элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат, первоначально производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока активность радиоактивного элюата, определяемая по бета-излучению, измеренному детектором 58 бета-излучения, не достигнет порогового значения. Когда активность радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, достигает порогового значения, контроллер 80 может отдать команду многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат в контейнер 56 для приема элюата.

[00238] Детектор 60 гамма-излучения может измерять гамма-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, подаваемым в контейнер 56 для приема элюата. Детектор 60 гамма-излучения может непрерывно измерять гамма-излучение, например, во время заполнения контейнера 56 для приема элюата и/или после того, как контейнер для приема элюата будет надлежащим образом заполнен радиоактивным элюатом. Детектор 60 гамма-излучения может периодически измерять гамма-излучение, например, один или большее количество раз, после того, как контейнер 56 для приема элюата будет соответствующим образом заполнен радиоактивным элюатом.

[00239] Линейность детектора 60 гамма-излучения может быть проверена по диапазону уровней активности, связанных с дочерним радиоактивным изотопом в радиоактивном элюате, подаваемом в контейнер для приема элюата, например, когда дочерний радиоактивный изотоп распадается, постепенно снижая уровни активности. Чтобы выполнить тестирование линейности детектора гамма-излучения в этом диапазоне, для оценки линейности могут использоваться уровни активности, измеренные детектором гамма-излучения 60 в течение нескольких предварительно заданных периодов времени после окончания элюирования. В некоторых вариантах реализации данного изобретения некоторое количество предварительно заданных периодов может варьироваться от 500 секунд до 1600 секунд, от 600 секунд до 1300 секунд, от 700 секунд до 1200 секунд или от 750 секунд до 1100 секунд. Например, детектор 60 гамма-излучения может выполнить первое измерение активности в диапазоне времени от 600 секунд до 950 секунд после окончания элюирования, например, от 700 секунд до 800 секунд, от 725 секунд до 775 секунд или приблизительно за 750 секунд. Детектор 60 гамма-излучения может выполнить второе измерение активности в более позднее время в диапазоне от 650 секунд до 1000 секунд после окончания элюирования, например, от 750 секунд до 850 секунд, от 775 секунд до 825 секунд или приблизительно за 800 секунд. Детектор 60 гамма-излучения может выполнить третье измерение активности в еще более позднее время в диапазоне от 950 секунд до 1250 секунд после окончания элюирования, например, от 1050 секунд до 1150 секунд, от 1075 секунд до 1125 секунд или приблизительно за 1100 секунд. Измерения активности в разные периоды времени, включая более ранние или более поздние периоды времени (и/или дополнительные измерения в пределах полного времени), могут быть выполнены и включены как часть вычисления линейности по мере необходимости.

[00240] В любом случае полученные в результате уровни активности радиоактивного элюата в контейнере 56 для приема элюата, измеренные детектором 60 гамма-излучения, могут быть оценены на линейность. Контроллер 80 может выполнить линейную регрессию данных и определить значение R-квадрата для измеренных значений активности в разные моменты времени. Контроллер 80 может дополнительно сравнить установленное значение R-квадрата с пороговым значением, сохраненным в памяти, что было рассмотрено выше.

[00241] Чтобы измерить линейность детектора 60 гамма-излучения для сравнительно низких уровней диапазона активности, связанных с исходным радиоактивным изотопом и/или загрязнителями в радиоактивном элюате, доставленном в контейнер для приема элюата, можно вставить в третий отсек 106 внешние калибровочные источники (например, Na-22). Внешние калибровочные источники могут находиться в диапазоне уровней активности от приблизительно 0,1 мкКи до приблизительно 10 мкКи, который может соответствовать диапазону уровней активности исходных радиоактивных изотопов, которые могут наблюдаться детектором 60 гамма-излучения во время работы. Для данных измерений активности, выполненных с помощью внешних калибровочных источников, может быть выполнена линейная регрессия, после чего подсчитано значение R-квадрата, как было рассмотрено выше. Контроллер 80 может также сравнить подсчитанное значение R-квадрата с пороговым значением, сохраненным в памяти, что также обсуждалось выше.

[00242] На фиг. 14 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для выполнения калибровки дозы с помощью детектора 58 бета-излучения. Для выполнения калибровки в соответствии с типовым способом выход линии 70 инфузионной трубки должен быть соединен с контейнером для сбора элюата. В качестве контейнера для сбора элюата во время калибровки может использоваться контейнер 56 для приема элюата или может использоваться контейнер для сбора элюата, имеющий другую компоновку. Например, контейнер для сбора элюата, прикрепленный к линии 70 инфузионной трубки, может быть выполнен с возможностью установки в третий отсек 106 узла 28 защиты, в другой защищенный контейнер и/или непосредственно в калибратор дозы, выполненный с возможностью измерения активности содержимого.

[00243] Для выполнения калибровки контроллер 80 может дать системе 10 управляющую команду доставки радиоактивного элюата в контейнер для сбора элюата (292). Процесс запуска калибровки и доставки радиоактивного элюата в контейнер для сбора элюата может соответствовать процессу, описанному выше при рассмотрении фиг. 9 в связи с процедурой оценки контроля качества. Например, чтобы начать процесс, оператор должен прикрепить линию 70 инфузионной трубки к контейнеру для сбора элюата и взаимодействовать с системой 10 (например, через интерфейс 16 пользователя) для элюирования образца радиоактивного Rb-82 в контейнер. Контейнер для сбора элюата может быть или не быть вставлен в калибратор дозы до начала элюирования.

[00244] В некоторых примерах линия 70 инфузионной трубки проходит от системы 10 к контейнеру для сбора элюата, установленному в калибраторе дозы, расположенном вне передвижной тележки (например, на стойке или на столе рядом с тележкой). В других компоновках система 10 может содержать встроенный калибратор дозы, который находится на передвижной тележке и может перемещаться вместе с ней. В любом случае контроллер 80 может принимать данные, созданные калибратором дозы, через проводную или беспроводную связь с калибратором дозы и/или через пользовательский ввод с помощью интерфейса 16 пользователя. В некоторых примерах контейнер для сбора элюата расположен в третьем отсеке 106 узла 28 защиты, и детектор 60 гамма-излучения используется для создания данных для калибровки дозы.

[00245] Как только система 10 будет надлежащим образом скомпонована, чтобы контейнер для сбора элюата мог принимать радиоактивный элюат от генератора 52 радиоактивных изотопов, контроллер 80 может управлять системой для производства радиоактивного элюата, который подается в контейнер для сбора элюата. В некоторых примерах контроллер 80 запускает элюирование для калибровки в ответ на команды выполнения элюирования для калибровки, полученные оператором через интерфейс 16 пользователя. Например, контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать оператора во время выполнения одного или большего количество этапов по надлежащей компоновке компонентов системы 10 для выполнения элюирования для калибровки и должен будет получить сигналы обратной связи (например, через датчики и/или оператор через интерфейс пользователя), подтверждающие, что компоненты надлежащим образом скомпонованы перед производством радиоактивного элюата. Контроллер 80 может дать системе 10 управляющую команду по выполнению элюирования для калибровки сразу после создания компоновки компонентов системы 10 для выполнения элюирования или через некоторое время после того, как компоненты будут скомпонованы для элюирования для калибровки, как было рассмотрено выше на фиг. 9 в отношении процедуры контроля качества.

[00246] Контроллер 80 может следовать этапам 200-208, рассмотренным выше при обращении к фиг. 8 в отношении выполнения элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер для сбора элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат, первоначально производимый генератором 52 радиоактивных изотопов, в контейнер 54 для отходов до тех пор, пока активность радиоактивного элюата, определяемая по бета-излучению, измеренному детектором 58 бета-излучения, не достигнет порогового значения. Когда активность радиоактивного элюата, производимого генератором 52 радиоактивных изотопов, достигает порогового значения, контроллер 80 может отдать команду многоходовому клапану 74 направить радиоактивный элюат в контейнер для сбора элюата. В альтернативном варианте контроллер 80 может доставлять начальный объем элюата в контейнер для сбора элюата без предварительного отведения в контейнер 54 для отходов.

[00247] Насос 40 может продолжать подавать элюент в генератор радиоактивных изотопов 52 и, таким образом, подавать радиоактивный элюат в контейнер для сбора элюата до тех пор, пока в контейнер не поступит необходимое количество радиоактивного элюата. Когда радиоактивный элюат проходит через детектор 58 бета-излучения в контейнер для сбора элюата, детектор бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом. Контроллер 80 может определять активность элюата (294), например, путем приема сигнала от детектора 58 бета-излучения, показывающего уровень бета-излучения, измеренного детектором 58 бета-излучения, и может сравнить уровень бета-излучения, измеренного детектором бета-излучения, с хранящимися в памяти калибровочными данными, которые связывают разные уровни бета-излучения с разными уровнями активности радиоактивного элюата. Контроллер 80 может определить суммарную величину активности, доставленной в контейнер для сбора элюата, исходя из активности радиоактивного элюата, измеренной детектором бета-излучения, и/или скорости потока радиоактивного элюата.

[00248] В способе на фиг. 14 активность элюата, доставляемого в контейнер для сбора элюата, также измеряется с помощью калибратора дозы. Активность элюата, полученного контейнером для сбора, может измеряться непрерывно от заполнения контейнера до завершения калибровочного измерения или в один или большее количество отдельных периодов времени во время калибровки. Например, активность элюата в контейнере может быть измерена после окончания элюирования, когда насос 40 прекращает прокачку элюента через генератор 52 радиоактивных изотопов для генерации элюата или контроллер 80 дает многоходовому клапану 74 управляющую команду направления радиоактивного элюата в контейнер 54 для отходов вместо контейнера для сбора элюата. В некоторых примерах активность элюата в контейнере для сбора элюата измеряют по меньшей мере один раз в течение от 1 минуты до 10 минут после окончания элюирования, например, от 2 минут до 7 минут после окончания элюирования. В разных примерах активность элюата может измеряться через 2:30, 3:45 или 5:00 минут после окончания элюирования.

[00249] Контроллер 80 системы 10 (или другой контроллер) может рассчитать соотношение калибровки исходя из суммарной активности элюата, подаваемого в контейнер для сбора элюата, измеренной детектором 58 бета-излучения, и соответствующей активности, измеренной калибратором дозы (например, вместе с измерением временем активности). Контроллер может рассчитать соотношение, разделив активность, измеренную внешним калибратором дозы, на суммарную активность, измеренную детектором 58 бета-излучения. Контроллер может корректировать активность, измеренную калибратором дозы, для учета радиоактивного распада между временем элюирования и моментом измерения активности, используя информацию, показывающую количество времени, которое прошло между окончанием элюирования и моментом измерения активности. Контроллер может хранить соотношение калибровки в памяти, связанной с контроллером, для справок и корректировки измерений активности, выполняемых детектором 58 бета-излучения во время последующего использования.

[00250] В некоторых примерах контроллер 80 сравнивает подсчитанное соотношение калибровки с предварительно подсчитанным соотношением калибровки, хранящимся в памяти (300). Предварительное соотношение калибровки может быть соотношением, которое было получено во время теста калибровки, выполненного непосредственно перед калибровкой, которая выполняется в данный момент. Контроллер 80 может определить, отклоняется ли вновь рассчитанное соотношение калибровки от ранее рассчитанного соотношения калибровки больше, чем на приемлемое пороговое значение. В некоторых примерах система 10 требует, чтобы вновь рассчитанное соотношение калибровки находилось в пределах ± 10% ранее рассчитанного соотношения калибровки, например, в пределах ± 5% ранее рассчитанного соотношения калибровки, в пределах ± 2% ранее рассчитанного соотношения калибровки или в пределах ± 1% ранее рассчитанного соотношения калибровки.

[00251] Если вновь рассчитанное соотношения калибровки отклоняется от ранее рассчитанного соотношения калибровки больше, чем на приемлемое пороговое значение, контроллер 80 может предпринять действия для оповещения о несоответствии. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), содержащее указание пользователю повторить процесс калибровки. Если после нескольких циклов выполнения процедуры калибровки вновь рассчитанное соотношение калибровки продолжает отклоняться от ранее рассчитанного соотношения калибровки (соотношения, которое было последний раз принято системой), контроллер 80 может создать оповещение пользователя, содержащее указание пользователю обратиться к персоналу по техническому обслуживанию, например, к представителю предприятия-изготовителя. Контроллер 80 может также запретить продолжать использовать систему и/или процедуру инфузионного ввода элюата пациенту, пока не будет выполнена оценка состояния системы уполномоченным представителем. Контроллер 80 может предоставить такой ответ после по меньшей мере двух циклов попытки калибровки, например, от 2 циклов до 8 циклов или от 3 циклов до 5 циклов.

[00252] В некоторых примерах способ калибровки на фиг. 14 выполняется большее количество раз на разных скоростях потока, и разные соотношения калибровки, соответствующие разным скоростям потока, сохраняются в памяти, связанной с контроллером. Например, данный способ калибровки может использоваться один раз для сравнительно низкой скорости потока, например, в диапазоне от 5 мл/мин до 35 мл/мин, например, от 15 мл/мин до 25 мл/мин или при 20 мл/мин. Указанный способ калибровки также может использоваться для сравнительно высокой скорости потока, например, в диапазоне от 25 мл/мин до 100 мл/мин, например, от 40 мл/мин до 60 мл/мин или при 50 мл/мин. Контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать пользователя выполнить некоторое количество итераций калибровки и дополнительно даст насосу 40 управляющую команду качать с различными скоростями потока во время калибровки.

[00253] На фиг. 15 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для оценки линейности дозы с помощью детектора 58 бета-излучения. Оценка линейности дозы может определить, предоставляет ли детектор 58 бета-излучения отклик, который линейно зависит от активности измеряемого образца в диапазоне активности, который, как ожидается, будет наблюдаться детектором бета-излучения 58 во время работы.

[00254] Один вариант реализации содержит оценку линейности детектора бета-излучения, когда некоторое количество калибровочных источников, каждый из которых обладает известной активностью, установлено над детектором 58 бета-излучения. Можно выбрать большое количество калибровочных источников таким образом, чтобы каждый отдельный калибровочный источник имел уровень активности, отличный от уровня других калибровочных источников, благодаря чему обеспечивается диапазон активностей, в которым детектор 58 бета-излучения измеряет бета-излучение. Линейность активностей, измеренных детектором бета-излучения 58, может оцениваться для определения линейности детектора 58 бета-излучения.

[00255] Конкретные активности калибровочных источников, используемых для оценки линейности дозы с помощью детектора 58 бета-излучения, могут быть выбраны для покрытия диапазона активностей, которые, как ожидается, будут наблюдаться детектором бета-излучения во время нормальной работы. Например, когда система 10 реализована таким образом, что детектор 58 бета-излучения измеряет сравнительно высокий уровень дочернего радиоактивного изотопа, калибровочные источники могут быть выбраны таким образом, чтобы охватывать диапазон уровней активности дочернего радиоактивного изотопа, которые, как ожидается, будут наблюдаться во время работы. В некоторых примерах активность калибровочных источников, используемых для измерения линейности дозы с помощью детектора 58 бета-излучения, может находиться в диапазоне от 5 мКи до 100 мКи, например, от 10 мКи до 50 мКи или от 15 мКи до 30 мКи.

[00256] Другой вариант реализации содержит оценку линейности дозы с помощью детектора 58 бета-излучения, где жидкостные калибровочные источники используются путем протекания жидкостных калибровочных источников по трубопроводной линии, расположенной рядом с детектором 58 бета-излучения. Например, контроллер 80 может управлять системой 10 для производства радиоактивного элюата с помощью генератора 52 радиоактивных изотопов для обеспечения источника радиоактивного изотопа для выполнения теста линейности дозы с помощью детектора 58 бета-излучения (310). Следует понимать, что в линейность дозы вносит вклад большее количество компонентов системы, чем линейность одного детектора бета-излучения.

[00257] Контроллер 80 может следовать этапам, аналогичным этапам 200-208, рассмотренным выше при обращении к фиг. 8 в отношении выполнения элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат в контейнер для отходов 54, который производится генератором 52 радиоактивных изотопов и проходит мимо детектора 58 бета-излучения во время выполнения теста линейности дозы. Детектор 58 бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, протекающим по трубопроводной линии, расположенной рядом с детектором бета-излучения (312).

[00258] Контроллер 80 может управлять системой 10 для производства радиоактивного элюата, содержащего дочерний радиоактивный изотоп с разными уровнями активности, для выполнения теста линейности дозы (314). Активность элюата, производимого системой 10, может изменяться в течение элюирования, когда активность возрастает до пикового значения и затем уменьшается до равновесного состояния. В некоторых примерах детектор 58 бета-излучения измеряет три разных уровня активности элюата во время выполнения теста линейности дозы Один из уровней активности может находиться в диапазоне от 10 мКи до 20 мКи, например, 15 мКи. Второй уровень активности может составлять от 20 мКи до 40 мКи, например, 30 мКи. Третий уровень активности может составлять от 50 мКи до 100 мКи, например, 60 мКи. Для выполнения теста линейности дозы также могут быть использованы дополнительные или другие уровни активности.

[00259] Детектор 58 бета-излучения может измерять активность калибровочных источников и/или элюировать образцы с разными уровнями активности, а измеренная активность может храниться в памяти, связанной с контроллером 80. После измерения уровней активности подходящего количества калибровочных источников и/или образцов способ на фиг. 15 использует линейную регрессию данных и определение значения R-квадрата для измеренных значений активности (316). R-квадрат - это статистическая мера того, насколько близки данные к подобранной линии регрессии. Контроллер 80 может определять значение R-квадрата для измеренных значений активности различных калибровочных источников. Контроллер 80 может дополнительно сравнивать установленное значение R-квадрата с пороговым значением, сохраненным в памяти. В некоторых примерах пороговое значение может требовать, чтобы значение R-квадрата было больше 80%, например, больше 90%, больше 95% или больше 98%. Если контроллер 80 определяет, что значение R-квадрата ниже требуемого порогового значения, контроллер может предпринять действия, чтобы указать, что детектор 58 бета-излучения не предоставляет результатов с надлежащей линейностью. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что детектор 58 бета-излучения не предоставляет результатов с надлежащей линейностью.

[00260] В некоторых примерах, когда образцы элюата, имеющие разные уровни активности, используются для выполнения теста линейности дозы, процесс тестирования может выполняться большое количество раз на разных скоростях потока. Например, данный способ теста линейности дозы может использоваться один раз для сравнительно низкой скорости потока, например, в диапазоне от 5 мл/мин до 35 мл/мин, например, от 15 мл/мин до 25 мл/мин или при 20 мл/мин. Указанный способ теста линейности дозы также может использоваться для сравнительно высокой скорости потока, например, в диапазоне от 25 мл/мин до 100 мл/мин, например, от 40 мл/мин до 60 мл/мин или при 50 мл/мин. Контроллер 80 может запустить программу, которая будет инструктировать пользователя выполнить некоторое количество итераций теста линейности дозы и дополнительно даст насосу 40 управляющую команду качать с различными скоростями потока во время выполнения теста.

[00261] На фиг. 16 показана блок-схема последовательности операций типового способа, который может использоваться для оценки повторяемости или прецизионной точности измерений активности, выполняемых детектором 58 бета-излучения. Способ на фиг. 16 может использоваться системой 10 для оценки того, обеспечивает ли детектор 58 бета-излучения согласующиеся и повторяемые измерения активности для большого количества образцов на одном уровне активности.

[00262] В способе на фиг. 16 тест повторяемости дозы может быть выполнен с помощью детектора 58 бета-излучения путем многократного воздействия на детектор гамма-излучения одного и тот же калибровочного источника с известным уровнем активности. Жидкостный калибровочный источник может быть пропущен по трубопроводной линии, расположенной рядом с детектором 58 бета-излучения. Например, контроллер 80 может управлять системой 10 для производства радиоактивного элюата с помощью генератора 52 радиоактивных изотопов для обеспечения источника радиоактивного изотопа для выполнения теста постоянства детектора 58 бета-излучения (320).

[00263] Контроллер 80 может следовать этапам, аналогичным этапам 200-208, рассмотренным выше при обращении к фиг. 8 в отношении выполнения элюирования для контроля качества для доставки радиоактивного элюата в контейнер 56 для приема элюата. Контроллер 80 может отводить радиоактивный элюат в контейнер для отходов 54, который производится генератором 52 радиоактивных изотопов и проходит мимо детектора 58 бета-излучения во время выполнения теста постоянства. Детектор 58 бета-излучения может измерять бета-излучение, испускаемое радиоактивным элюатом, протекающим по трубопроводной линии, расположенной рядом с детектором бета-излучения (322).

[00264] Запланированная активность радиоактивного элюата, протекающего по трубопроводной линии, может находиться в диапазоне от 10 мКи до 100 мКи, например, от 20 мКи до 50 мКи или от 25 мКи до 35 мКи. Например, запланированный уровень активности может составлять 30 мКи, хотя можно использовать и другие уровни активности. Радиоактивный элюат может подаваться со скоростью потока, лежащей в пределах от 5 мл/мин до 100 мл/мин, например, от 20 мл/мин до 50 мл/мин, хотя другие скорости потока также могут использоваться.

[00265] После регистрации бета-излучения, исходящего из элюата, протекающего по трубопроводной линии, контроллер 80 может определить активность элюата для калибровки (322). Контроллер 80 может прекратить производство радиоактивного элюата и ждать на протяжении некоторого периода времени, достаточного для восстановления генератора 52 радиоактивных изотопов (324). После этого контроллер 80 может снова управлять системой 10 для производства радиоактивного элюата, имеющего ту же запланированную активность, что и элюат, произведенный первоначально во время проверки постоянства (326). Система 10 может производить, а детектор 58 бета-излучения может измерять по меньшей мере два образца элюата, обладающих запланированной активностью, например, по меньшей мере 5 или по меньшей мере 10. Например, система 10 может производить, а детектор 58 бета-излучения может измерять от 2 образцов до 20 образцов, например, от 5 образцов до 15 образцов.

[00266] После измерения активности повторных образцов требуемое количество раз способ на фиг. 16 содержит сравнение каждой измеренной активности со средним значением множества измерений калибровочной активности (328). В некоторых примерах контроллер 80 определяет среднее значение (например, среднее, срединное) измеренной активности калибровочного образца на основе всех измерений, выполненных во время проверки. Контроллер 80 может дополнительно сравнивать каждую отдельную измеренную активность, определенную в ходе проверки, со средней измеренной активностью и определять, отклоняется ли какая-либо одна измеренная активность от средней измеренной активности больше, чем на приемлемое пороговое значение. В некоторых примерах приемлемое пороговое значение может быть в пределах ± 10% средней измеренной активности, например, в пределах ± 5% средней измеренной активности или в пределах ± 2% средней измеренной активности.

[00267] Если контроллер 80 определяет, что какая-либо из множества измеренных активностей превышает среднюю измеренную активность больше, чем на приемлемое пороговое значение, контроллер может предпринять действия, чтобы указать, что детектор 58 бета-излучения не предоставляет достаточно воспроизводимые результаты. В некоторых примерах контроллер 80 создает оповещение пользователя (например, через интерфейс 16 пользователя), информирующее оператора о том, что детектор 58 бета-излучения не предоставляет достаточно воспроизводимые результаты.

[00268] Способы, описанные в данном описании, могут быть реализованы, по меньшей мере частично, в аппаратных средствах, программном обеспечении, встроенном программном обеспечении или любой их комбинации. Например, различные аспекты описанных способов могут быть реализованы в одном или нескольких процессорах, включая один или большее количество микропроцессоров, цифровых сигнальных процессоров (ЦСП), специализированных интегральных микросхем (ASIC), программируемых пользователем вентильных матриц (ППВМ) и любых других эквивалентных интегральных схем или схем дискретной логики, а также любые комбинации таких компонентов. Термин «процессор» может в большинстве относиться к любой из вышеупомянутых логических схем, отдельно или в комбинации с другими логическими схемами, или к любой другой эквивалентной схеме. Блок управления, содержащий аппаратные средства, также может выполнять один или большее количество способов, описанных в данном изобретении.

[00269] Такое аппаратное, программное и программно-аппаратное обеспечение может быть реализовано в одном и том же устройстве или в отдельных устройствах для поддержки различных операций и функций, описанных в данном изобретении. Кроме того, все описанные блоки, модули или компоненты могут быть реализованы вместе или по отдельности в виде отдельных, но взаимодействующих логических устройств. Описание различных функций в виде модулей или блоков предназначено для выделения их разного функционального характера и не обязательно подразумевает, что такие модули или блоки должны быть реализованы отдельными аппаратными или программными компонентами. Точнее функциональность, связанная с одним или несколькими модулями или блоками, может выполняться отдельными аппаратными или программными компонентами или может быть интегрирована в общие или отдельные аппаратные или программные компоненты.

[00270] Способы, описанные в данном изобретении, также могут быть записаны или закодированы на энергонезависимом машиночитаемом носителе, таком как машиночитаемый носитель данных, содержащий команды. Команды, встроенные или закодированные в машиночитаемом носителе данных, могут предписать программируемый процессор или другой процессор выполнить способ, например, путем выполнения команд. Энергонезависимые машиночитаемые носители данных могут содержать энергозависимые и/или энергонезависимые виды памяти, включая, например, оперативное запоминающее устройство (ОЗУ), магниторезистивную память с произвольным доступом (MRAM), постоянное запоминающее устройство (ПЗУ), программируемое постоянное запоминающее устройство (ППЗУ), стираемое программируемое постоянное запоминающее устройство (EPROM), электронное-стираемое программируемое постоянное запоминающее устройство (EEPROM), флэш-память, жесткий диск, CD-ROM, дискета, кассета, магнитный носитель, оптический носитель и другие машиночитаемые носители.

[00271] Следующие примеры содержат дополнительные подробности о системах доставки радиоактивных изотопов в соответствии с данным описанием.

Пример 1

[00272] Образцы Sr-82 и Sr-85, охватывающие диапазон уровней активности, которые могут наблюдаться во время работы стронций-рубидиевого генератора радиоактивных изотопов, сравнивались с помощью трех примерных измерительных систем: детектора гамма-излучения CZT, калибратора дозы и детектора гамма-излучения на основе германия высокой чистоты (HPGe). Для каждого из детекторов было выполнено десять считываний в диапазоне уровней активности. Результаты представлены в таблице 1 ниже.

Таблица 1: Сравнение измерений трех систем детекторов

№ п/п Детектор гамма-излучения HPGe Sr-82 уровень ^# Детектор гамма-излучения CZT Калибратор дозы DC Sr-82 Sr-85 Соотношение мкКи /мКи Rb-82 Sr-82 Sr-85
мкКи Считывание
мкКи Sr-82 Sr-85
мкКи мкКи %
CV^** мкКи %
CV мкКи Погрешность
%* % CV** мкКи % Погрешность* 1 7,0488 0,5 10,4061 0,1 0,2350 6,211 11,89 0,31 9,080 11,19 6,58 6,71 9,61 2 3,4297 0,7 5,0836 0,2 0,1143 3,098 9,67 0,44 4,529 5,63 3,31 3,54 4,84 3 0,7645 1,5 1,1258 0,4 0,0255 0,709 7,26 0,93 1,037 1,25 0,73 3,92 1,07 4 0,4285 2,0 0,6219 0,5 0,0143 0,39 8,98 1,25 0,570 0,74 0,43 -1,48 0,64 5 0,2450 2,6 0,3506 0,7 0,0082 0,223 8,98 1,64 0,326 0,38 0,22 8,86 0,33 6 0,1420 3,4 0,2085 0,8 0,0047 0,131 7,75 2,14 0,192 0,24 0,14 0,68 0,21 7 0,0791 4,6 0,1142 1,1 0,0026 0,069 12,77 2,91 0,101 0,11 0,06 18,28 0,09 8 0,0501 5,8 0,0735 1,4 0,0017 0,044 12,18 3,62 0,064 0,06 0,04 29,63 0,05 9 0,0280 5,9 0,0421 1,4 0,0009 0,027 3,50 4,51 0,039 0,03 0,02 37,00 0,03 10 0,0152 5,7 0,0240 1,3 0,0005 0,015 1,48 5,87 0,022 0,03 0,02 -15,78 0,03 11 0,0110 5,5 0,0160 1,3 0,0004 0,009 18,43 6,97 0,013 0,01 0,01 46,74 0,01 12 0,0104 4,9 0,0104 1,4 0,0003 0,006 42,21 8,25 0,009 0,04 0,02 -126,38 0,03

CV ** CV=, # Исходя из 30 мКи Rb-82, *% погрешность=

[00273] Данные в таблице 1 были интерпретированы относительно трех типовых соотношений или пределов, обозначенных как предел оповещения, предел истечения срока и допустимый предел. Для Sr-82 значения, соответствующие этим пределам для целей эксперимента, составляют 0,002 мкКи, 0,01 мкКи и 0,02 мкКи Sr-82 на мКи Rb-82 соответственно. Для Sr-85 значения, соответствующие этим пределам для целей эксперимента, были в десять раз выше, чем пределы Sr-82, или 0,02 мкКи, 0,1 мкКи и 0,2 мкКи Sr-85 на мКи Rb-82 соответственно. Десятикратное увеличение соответствует максимальному отношению Sr-85/Sr-82, равному 10.

[00274] Образцы измеряли с помощью детектора CZT с помощью 600-секундной регистрации. Фоновое излучение измеряли перед образцами и автоматически корректировали с помощью инфузионной системы для каждого расчета активности стронция. % CV для данных детектора CZT (Sr-82/85) был определен на основе чистых подсчетов и составлял <4% вплоть до и включительно с пределом оповещения (0,002) или суммарного содержания Sr-82/85 0,1 мкКи и только приблизительно до 8% при соотношении 0,0003 почти в 10 раз ниже.

[00275] Время подсчета для детектора HPGe было скорректировано для получения хорошей статистики подсчетов с максимальным CV приблизительно 6%. Соотношение Sr85/82, равное 1,462, приблизительно соответствовало соотношению в примере генератора Sr/Rb, использованного для эксперимента, в конце его 42-дневной жизни, начиная с начального отношения <1. Более высокая доля Sr-85 приводит к большему количеству подсчетов, чем для Sr-82, и более низкие CV представлены в таблице 1.

[00276] Для калибратора дозы считывания для каждого образца стабилизировались в течение приблизительно 30 секунд перед записью результата.

[00277] Данные показывают, что как калибратор дозы, так и детектор CZT были в состоянии точно измерять уровни радиоактивности Sr82/85 вплоть до предела истечения срока (отношение 0,01). Однако, хотя детектор CZT все еще демонстрировал приемлемую погрешность вплоть до отношения 0,0004, калибратор дозы демонстрировал недопустимую погрешность при 0,0017, чуть ниже предела оповещения, в используемых условиях эксперимента. Все явные ошибки в считываниях, предоставленных детектором CZT, были одинаковыми вплоть до второго самого низкого образца, но все были положительными, что предполагает хорошую точность, но наличие погрешности из-за недостаточной калибровки. Погрешности калибратора дозы были выше на более низких уровнях и были как положительными, так и отрицательными, что предполагает точность на более высоких уровнях, но отсутствие точности на низких уровнях.

[00278] Данные показывают, что детектор CZT выполнил точные измерения до уровней радиоактивности, значительно ниже тех, которые встречаются на пределе оповещения, в то время как калибратору дозы не хватало точности на уровнях радиоактивности на уровне или ниже предела оповещения. Это согласуется со статистикой подсчетов (указывающей на то, что регистрируется достаточное количество подсчетов для достижения желаемой точности). Калибратор дозы может иметь ограниченное разрешение измерения на уровне только 0,01 мкКи. Обычно это вызвано разрешением экрана, которое приводит к ошибкам округления или отбрасывания. Независимо от внутренне присущей неопределенности измерения и в добавление к ней, минимальное изменение, которое можно было зарегистрировать с помощью калибраторов дозы, демонстрирующих такую точность, для суммарной дозы Sr-82/85, равной 0,06+0,01 мкКи при пределе оповещения 30 мКи Rb-82, составляет ± 17%.

[00279] Данные показывают, что CZT, использованный в примере, был более точным, чем калибратор дозы на уровнях Sr-82/85, обнаруженных вблизи предела оповещения.

Изобретение относится к инфузионной системе для применения в ядерной медицине, которая производит радиоактивную жидкость и выполняет инфузионный ввод радиоактивной жидкости пациенту, проходящему процедуру диагностической визуализации. Система содержит узел защиты с некоторым количеством отсеков, образованных из защитного материала, который обеспечивает преграду для радиоактивного излучения. Первый отсек выполнен с возможностью размещения генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования, второй отсек выполнен с возможностью размещения детектора бета-излучения, третий отсек выполнен с возможностью размещения детектора гамма-излучения. Отсеки могут быть скомпонованы для сведения к минимуму фонового излучения, испускаемого генератором радиоактивных изотопов и регистрируемого детектором гамма-излучения. Техническим результатом является повышение качества измерений, выполняемых детектором гамма-излучения в инфузионной системе. 2 н. и 94 з.п. ф-лы, 16 ил., 1 табл.

1. Инфузионная система, содержащая:

узел защиты, имеющий множество отсеков, образованных из защитного материала, обеспечивающего преграду для радиоактивного излучения, содержащий:

первый отсек, выполненный с возможностью размещения генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования;

второй отсек, выполненный с возможностью размещения детектора бета-излучения, и

третий отсек, выполненный с возможностью размещения детектора гамма-излучения.

2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что третий отсек выполнен с возможностью такого размещения контейнера для приема элюата, при котором как детектор гамма-излучения, так и контейнер для приема элюата могут быть установлены в третьем отсеке.

3. Система по любому из пп. 1, 2, отличающаяся тем, что третий отсек содержит боковую стенку, которая определяет отверстие, через которое можно вставить контейнер для приема элюата.

4. Система по любому из пп. 1-3, отличающаяся тем, что детектор гамма-излучения установлен для регистрации гамма-излучения, испускаемого неподвижной частью радиоактивного элюата, поступившего в контейнер для приема элюата.

5. Система по любому из пп. 1-4, дополнительно содержащая съемную вставку, которая устанавливается в отверстие, причем съемная вставка образует полость, выполненную с возможностью размещения контейнера для приема элюата.

6. Система по п. 5, отличающаяся тем, что боковая стенка имеет направленный внутрь отсека опорный элемент, при этом съемная вставка содержит тело с закрытой нижней стенкой, и часть закрытой нижней стенки съемной вставки размещена на направленном внутрь отсека опорном элементе боковой стенки.

7. Система по п. 6, отличающаяся тем, что направленный внутрь отсека опорный элемент выбран из группы, состоящей из буртика, выступа и выступающего внутрь отсека элемента.

8. Система по любому из пп. 5-7, отличающаяся тем, что съемная вставка дополнительно содержит фланец, который выступает наружу от тела вставки и опирается на ободок, определяющий отверстие третьего отсека.

9. Система по любому из пп. 1-8, отличающаяся тем, что первый отсек, второй отсек и третий отсек расположены в разных плоскостях как горизонтально, так и вертикально.

10. Система по любому из пп. 1-9, отличающаяся тем, что третий отсек расположен на большей высоте по отношению к первому отсеку, а второй отсек расположен между первым отсеком и вторым отсеком.

11. Система по любому из пп. 1-10, отличающаяся тем, что первый отсек задает свое отверстие и третий отсек задает свое отверстие, и отверстие третьего отсека смещено относительно отверстия первого отсека как в вертикальной, так и в горизонтальной плоскости.

12. Система по любому из пп. 1-11, отличающаяся тем, что отверстие третьего отсека расположено по меньшей мере на 25 сантиметров выше отверстия первого отсека.

13. Система по любому из пп. 1-12, отличающаяся тем, что отверстие третьего отсека отстоит в горизонтальной плоскости от отверстия первого отсека по меньшей мере на 35 сантиметров.

14. Система по любому из пп. 1-13, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом путь прохождения излучения находится в диапазоне углов от 30 градусов до 75 градусов относительно поверхности земли.

15. Система по любому из пп. 1-14, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом путь прохождения излучения пересекает часть второго отсека.

16. Система по любому из пп. 1-15, отличающаяся тем, что часть второго отсека, которую пересекает путь прохождения излучения, содержит по меньшей мере 10 сантиметров защитного материала.

17. Система по любому из пп. 1-16, отличающаяся тем, что часть второго отсека, которую пересекает путь прохождения излучения, содержит участок менее 4 сантиметров, который не содержит защитный материал.

18. Система по любому из пп. 1-17, отличающаяся тем, что второй отсек расположен таким образом, что путь прохождения излучения внутри защитного материала второго отсека будет максимальным.

19. Система по любому из пп. 1-18, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения внутри защитного материала становится максимальным благодаря компоновке, при которой путь прохождения излучения для пересечения материала второго отсека будет большим, чем через пустое пространство.

20. Система по любому из пп. 1-19, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения пересекает часть третьего отсека.

21. Система по любому из пп. 1-20, отличающаяся тем, что:

узел защиты дополнительно содержит четвертый отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для отходов,

путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке,

путь прохождения излучения пересекает часть третьего отсека и часть четвертого отсека, и

часть третьего отсека и часть четвертого отсека, которые пересекает путь прохождения излучения, содержат в сумме по меньшей мере 15 сантиметров защитного материала.

22. Система по любому из пп. 1-21, отличающаяся тем, что третий отсек расположен таким образом, что путь прохождения излучения внутри защитного материала третьего отсека будет максимальным.

23. Система по любому из пп. 1-22, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом узел защиты имеет по меньшей мере 30 сантиметров защитного материала, установленного вдоль пути прохождения излучения.

24. Система по любому из пп. 1-23, отличающаяся тем, что второй отсек расположен между первым отсеком и третьим отсеком таким образом, что, когда детектор гамма-излучения находится в третьем отсеке, он защищен от радиоактивного излучения боковыми стенками первого отсека, второго отсека и третьего отсека.

25. Система по любому из пп. 1-24, отличающаяся тем, что, когда генератор радиоактивных изотопов и детектор гамма-излучения установлены в узле защиты, детектор гамма-излучения будет в достаточной степени защищен от генератора радиоактивных изотопов узлом защиты таким образом, что фоновое излучение в третьем отсеке, возникшее вследствие воздействия генератора радиоактивных изотопов, будет достаточно низким для детектора гамма-излучения и не помешает ему регистрировать необходимый уровень радиоактивного излучения, испускаемого радиоактивным элюатом в контейнере для приема элюата в третьем отсеке.

26. Система по любому из пп. 1-25, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,3 мкКи стронция-82.

27. Система по любому из пп. 1-26, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,2 мкКи стронция-82.

28. Система по любому из пп. 1-27, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,1 мкКи стронция-82.

29. Система по любому из пп. 1-28, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,05 мкКи стронция-82.

30. Система по любому из пп. 1-29, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,02 мкКи стронция-82.

31. Система по любому из пп. 1-30, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивного излучения составляет меньше чем 0,01 мкКи стронция-82.

32. Система по любому из пп. 1-31, отличающаяся тем, что узел защиты дополнительно содержит четвертый отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для отходов.

33. Система по любому из пп. 1-32, отличающаяся тем, что четвертый отсек содержит стенку основания, и боковая стенка примыкает к стенке основания, причем боковая стенка определяет отверстие, в которое может вставляться надлежащим образом скомпонованный контейнер для отходов, а боковая стенка и стенка основания образуют вместе пространство, выполненное с возможностью размещения и закрепления контейнера для отходов.

34. Система по любому из пп. 1-33, отличающаяся тем, что четвертый отсек расположен между первым отсеком и третьим отсеком.

35. Система по любому из пп. 1-34, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом путь прохождения излучения пересекает часть четвертого отсека.

36. Система по любому из пп. 1-35, отличающаяся тем, что четвертый отсек смещен в поперечном направлении относительно пути прохождения излучения таким образом, что путь прохождения излучения пересекает защитный материал, а не пустое пространство четвертого отсека, вследствие чего четвертый отсек обеспечивает максимальную защиту от радиоактивного излучения.

37. Система по любому из пп. 1-36, отличающаяся тем, что четвертый отсек расположен рядом с третьим отсеком таким образом, что четвертый отсек и третий отсек делят соседний участок боковой стенки.

38. Система по любому из пп. 1-37, отличающаяся тем, что второй отсек и четвертый отсек расположены между первым отсеком и третьим отсеком таким образом, что, когда детектор гамма-излучения установлен в третьем отсеке, он защищен от радиоактивного излучения боковыми стенками первого отсека, второго отсека, третьего отсека и четвертого отсека.

39. Система по любому из пп. 1-38, отличающаяся тем, что первый отсек расположен относительно третьего отсека таким образом, что, когда генератор радиоактивных изотопов находится в первом отсеке и детектор гамма-излучения находится в третьем отсеке, ось, проходящая через генератор радиоактивных изотопов и детектор гамма-излучения, пересекает боковые стенки второго и четвертого отсеков.

40. Система по любому из пп. 1-39, отличающаяся тем, что четвертый отсек расположен относительно указанной оси таким образом, что ось не делит пополам четвертый отсек.

41. Система по любому из пп. 1-40, отличающаяся тем, что четвертый отсек смещен от положения деления указанной осью пополам по меньшей мере на 4 сантиметра.

42. Система по любому из пп. 1-41, отличающаяся тем, что, когда генератор радиоактивных изотопов, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения установлены в узле защиты и контур инфузионной трубки гидравлически соединен с генератором радиоактивных изотопов,

второй отсек выполнен с возможностью размещения детектора бета-излучения для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который произведен генератором радиоактивных изотопов и протекает через контур инфузионной трубки, и

третий отсек выполнен с возможностью размещения детектора гамма-излучения для измерения гамма-излучения, испускаемого неподвижной частью радиоактивного элюата, находящегося в контейнере для приема элюата, расположенного в третьем отсеке.

43. Система по любому из пп. 1-42, отличающаяся тем, что третий отсек дополнительно выполнен с возможностью размещения контейнера для приема элюата, причем третий отсек расположен в узле защиты в вертикально поднятом положении относительно первого отсека, и отверстие, через которое вставляется надлежащим образом скомпонованный контейнер для приема элюата, ориентировано вертикально вверх относительно направления силы тяжести.

44. Система по любому из пп. 1-43, отличающаяся тем, что второй отсек дополнительно выполнен с возможностью размещения части контура инфузионной трубки таким образом, что и детектор бета-излучения, и часть контура инфузионной трубки будут расположены во втором отсеке.

45. Система по любому из пп. 1-44, отличающаяся тем, что детектор бета-излучения и часть контура инфузионной трубки расположены во втором отсеке, а детектор бета-излучения установлен в положение измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, протекающим через контур инфузионной трубки.

46. Система по любому из пп. 1-45, отличающаяся тем, что второй отсек содержит стенку основания и боковую стенку, примыкающую к стенке основания, при этом боковая стенка задает отверстие, через которое может вставляться надлежащим образом скомпонованная часть контура инфузионной трубки, а боковая стенка и стенка основания совместно образуют пространство, выполненное с возможностью размещения части контура инфузионной трубки,

стенка основания содержит отверстие для детектора бета-излучения, через которое может проходить бета-излучение, и

детектор бета-излучения установлен за отверстием для детектора бета-излучения в стенке основания.

47. Система по любому из пп. 1-46, отличающаяся тем, что

узел защиты дополнительно содержит четвертый отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для отходов,

часть контура инфузионной трубки содержит линию элюата, линию инфузионной трубки, линию отходов и многоходовой отклоняющий клапан, соединяющий линию элюата с линией инфузионной трубки и линией отходов,

при установке линия элюата проходит от генератора радиоактивных изотопов в первом отсеке к многоходовому отклоняющему клапану во втором отсеке, линия отходов проходит от многоходового отклоняющего клапана во втором отсеке к контейнеру для отходов в четвертом отсеке, а линия инфузионной трубки проходит от многоходового отклоняющего клапана во втором отсеке к катетеру пациента или к контейнеру для приема элюата в третьем отсеке.

48. Система по любому из пп. 1-47, дополнительно содержащая канал прохода, образованный в боковой стенке второго отсека, и трубный замок, причем канал прохода проходит между первым отсеком и вторым отсеком и выполнен с возможностью размещения линии элюата, проходящей от генератора радиоактивных изотопов, и при этом трубный замок выполнен с возможностью избирательно фиксировать и деблокировать линию элюата в канале прохода.

49. Система по любому из пп. 1-48, дополнительно содержащая первую дверцу, выполненную с возможностью закрывать первый отсек, вторую дверцу, выполненную с возможностью закрывать второй отсек, и третью дверцу, выполненную с возможностью закрывать третий отсек, причем каждая дверца обеспечивает доступ к соответствующему отсеку, когда открыта, и обеспечивает дополнительную преграду для радиоактивного излучения, когда закрыта.

50. Система по п. 49, отличающаяся тем, что третья дверца содержит отверстие, выполненное с возможностью размещения вставленной в нее линии инфузионной трубки, благодаря чему устанавливается гидравлическое соединение между генератором радиоактивных изотопов и контейнером для приема элюата, когда они установлены в узле защиты.

51. Система по любому из пп. 1-50, отличающаяся тем, что детектор гамма-излучения установлен в третьем отсеке и является детектором гамма-излучения полупроводникового типа.

52. Система по любому из пп. 1-51, отличающаяся тем, что детектор гамма-излучения полупроводникового типа выполнен с возможностью измерения гамма-излучения в диапазоне энергий от 500 кэВ до 525 кэВ.

53. Система по любому из пп. 1-52, отличающаяся тем, что детектор гамма-излучения полупроводникового типа является полупроводниковым детектором на основе теллурида цинка-кадмия.

54. Система по любому из пп. 1-53, отличающаяся тем, что детектор бета-излучения установлен во втором отсеке и содержит сцинтиллятор и фотоумножитель.

55. Система по любому из пп. 1-54, отличающаяся тем, что генератор радиоактивных изотопов установлен в первом отсеке и является стронций-рубидиевым генератором радиоактивных изотопов, выполненным с возможностью производить радиоактивный элюат, содержащий рубидий-82, посредством элюирования колонки, содержащей стронций-82.

56. Система по любому из пп. 1-55, дополнительно содержащая несущую раму с колесами, при этом узел защиты содержит генератор радиоактивных изотопов, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения и установлен на несущей раме с возможностью перемещения.

57. Система по любому из пп. 1-56, отличающаяся тем, что узел защиты дополнительно содержит четвертый отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для отходов, дополнительно содержащий:

стронций-рубидиевый генератор радиоактивных изотопов, установленный в первом отсеке,

контур инфузионной трубки, часть которого установлена во втором отсеке,

контейнер для приема элюата, установленный в третьем отсеке, и

контейнер для отходов, установленный в четвертом отсеке,

при этом контур инфузионной трубки содержит линию элюата, линию инфузионной трубки, линию отходов и многоходовой отклоняющий клапан, соединяющий линию элюата с линией инфузионной трубки и линией отходов,

причем линия элюата соединена со стронций-рубидиевым генератором радиоактивных изотопов в первом отсеке,

линия отходов соединена с линией элюата через многоходовой отклоняющий клапан во втором отсеке и с контейнером для отходов в четвертом отсеке, и

линия инфузионной трубки соединена через многоходовой отклоняющий клапан с линией элюата во втором отсеке и или с катетером пациента, или с контейнером для приема элюата в третьем отсеке.

58. Система по любому из пп. 1-57, отличающаяся тем, что контейнер для приема элюата содержит пузырек, линия инфузионной трубки содержит иглу, а игла линии инфузионной трубки вставлена в пузырек.

59. Система по любому из пп. 1-58, дополнительно содержащая:

емкость для элюента;

насос, соединенный с емкостью для элюента через линию элюента, причем насос выполнен с возможностью перекачивать элюент из емкости для элюента через стронций-рубидиевый генератор радиоактивных изотопов, вследствие чего посредством элюирования производится радиоактивный элюат.

60. Система по любому из пп. 1-59, отличающаяся тем, что емкость для элюента и насос установлены за пределами узла защиты.

61. Система по любому из пп. 1-60, отличающаяся тем, что узел защиты обеспечивает преграду для эффективного снижения радиоактивного излучения, испускаемого генератором радиоактивных изотопов, до уровня ниже допустимого предела для персонала, работающего с системой, когда генератор радиоактивных изотопов установлен в узле защиты.

62. Инфузионная система, содержащая:

узел защиты, который содержит множество отсеков, образованных из защитного материала, обеспечивающего преграду для радиоактивного излучения, содержащий:

первый отсек, выполненный с возможностью размещения и закрепления генератора радиоактивных изотопов, который производит радиоактивный элюат посредством элюирования;

второй отсек, выполненный с возможностью размещения детектора бета-излучения и по меньшей мере части контура инфузионной трубки, который гидравлически соединен с генератором радиоактивных изотопов, при этом детектор бета-излучения установлен для измерения бета-излучения, испускаемого радиоактивным элюатом, который произведен генератором радиоактивных изотопов и протекает через часть контура инфузионной трубки;

третий отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для приема элюата и детектора гамма-излучения, причем детектор гамма-излучения установлен для измерения гамма-излучения, испускаемого неподвижной частью радиоактивного элюата, находящегося в контейнере для приема элюата; и

четвертый отсек, выполненный с возможностью размещения контейнера для отходов.

63. Система по п. 62, отличающаяся тем, что:

второй отсек содержит стенку основания и боковую стенку, примыкающую к стенке основания, при этом боковая стенка определяет отверстие, через которое вставляется часть контура инфузионной трубки, а боковая стенка и стенка основания совместно образуют пространство, выполненное с возможностью размещения и закрепления части контура инфузионной трубки, причем часть контура инфузионной трубки находится на одной стороне стенки основания, а детектор бета-излучения находится на противоположной стороне стенки основания, и

третий отсек содержит боковую стенку, определяющую отверстие, через которое можно вставлять контейнер для приема элюата.

64. Система по любому из пп. 62, 63, отличающаяся тем, что стенка основания второго отсека содержит отверстие для детектора бета-излучения, через которое может проходить бета-излучение, а детектор бета-излучения установлен за отверстием для детектора бета-излучения в стенке основания.

65. Система по любому из пп. 62-64, дополнительно содержащая съемную вставку, которая устанавливается в отверстие третьего отсека, при этом съемная вставка образует полость, выполненную с возможностью размещения контейнера для приема элюата.

66. Система по п. 65, отличающаяся тем, что боковая стенка имеет направленный внутрь отсека опорный элемент, причем съемная вставка содержит тело с закрытой нижней стенкой, а часть закрытой нижней стенки съемной вставки размещена на направленном внутрь отсека опорном элементе боковой стенки.

67. Система по п. 66, отличающаяся тем, что направленный внутрь опорный элемент выбран из группы, состоящей из буртика, выступа и выступающего внутрь отсека элемента.

68. Система по любому из пп. 65-67, отличающаяся тем, что съемная вставка дополнительно содержит фланец, который выступает наружу от тела вставки и опирается на ободок, определяющий отверстие третьего отсека.

69. Система по любому из пп. 62-68, отличающаяся тем, что четвертый отсек содержит стенку основания и боковую стенку, примыкающую к стенке основания, при этом боковая стенка задает отверстие, через которое вставляется контейнер для отходов, а боковая стенка и стенка основания совместно образуют пространство, выполненное с возможностью размещения и закрепления контейнера для отходов.

70. Система по любому из пп. 62-69, отличающаяся тем, что четвертый отсек расположен рядом с третьим отсеком таким образом, что четвертый отсек и третий отсек делят соседний участок боковой стенки.

71. Система по любому из пп. 62-70, отличающаяся тем, что второй отсек и четвертый отсек расположены между первым отсеком и третьим отсеком таким образом, что, когда детектор гамма-излучения установлен в третьем отсеке, он защищен от радиоактивного излучения боковыми стенками первого отсека, второго отсека, третьего отсека и четвертого отсека.

72. Система по любому из пп. 62-71, отличающаяся тем, что генератор радиоактивных изотопов, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения установлены в узле защиты, а контур инфузионной трубки гидравлически соединен с генератором радиоактивных изотопов.

73. Система по любому из пп. 62-72, отличающаяся тем, что:

узел защиты дополнительно содержит четвертый отсек, содержащий контейнер для отходов,

часть контура инфузионной трубки содержит линию элюата, линию инфузионной трубки, линию отходов и многоходовой отклоняющий клапан, соединяющий линию элюата с линией инфузионной трубки и линией отходов,

при установке линия элюата проходит от генератора радиоактивных изотопов в первом отсеке во второй отсек, линия отходов проходит от второго отсека к контейнеру для отходов в четвертом отсеке и линия инфузионной трубки проходит или к катетеру пациента, или к контейнеру для приема элюата в третьем отсеке.

74. Система по любому из пп. 62-73, отличающаяся тем, что контейнер для приема элюата содержит пузырек, линия инфузионной трубки гидравлически соединена с иглой, а игла линии инфузионной трубки вставлена в пузырек.

75. Система по любому из пп. 62-74, дополнительно содержащая:

емкость для элюента;

насос, соединенный с емкостью для элюента через линию элюента, причем насос выполнен с возможностью перекачивать элюент из емкости для элюента через генератор радиоактивных изотопов, вследствие чего посредством элюирования производится радиоактивный элюат.

76. Система по любому из пп. 62-75, дополнительно содержащая первую дверцу, выполненную с возможностью закрывать первый отсек, вторую дверцу, выполненную с возможностью закрывать второй отсек, третью дверцу, выполненную с возможностью закрывать третий отсек, и четвертую дверцу, выполненную с возможностью закрывать четвертый отсек, причем каждая дверца обеспечивает доступ к соответствующему отсеку, когда открыта, и обеспечивает дополнительную преграду для радиоактивного излучения, когда закрыта.

77. Система по любому из пп. 62-76, отличающаяся тем, что четвертый отсек содержит стенку основания и боковую стенку, примыкающую к стенке основания, причем боковая стенка определяет отверстие, в которое может вставляться контейнер для отходов, и дополнительно содержащую боковую дверцу, выполненную с возможностью закрывать часть боковой стенки четвертого отсека, имеющего в нем полость, образованную частью линии инфузионной трубки и частью линии отходов в полости.

78. Система по п. 77, отличающаяся тем, что боковая дверца не может открываться, когда закрыта четвертая дверца, вторая дверца не может открываться, когда закрыта боковая дверца, и первая дверца не может открываться, когда закрыта вторая дверца.

79. Система по любому из пп. 76-78, отличающаяся тем, что третья дверца содержит отверстие, выполненное с возможностью размещения вставленной в нее линии инфузионной трубки, благодаря чему устанавливается гидравлическое соединение между генератором радиоактивных изотопов и контейнером для приема элюата, когда они установлены в узле защиты.

80. Система по любому из пп. 62-79, отличающаяся тем, что первый отсек, второй отсек и третий отсек расположены в разных плоскостях как горизонтально, так и вертикально.

81. Система по любому из пп. 62-80, отличающаяся тем, что первый отсек определяет свое отверстие и третий отсек определяет свое отверстие, и отверстие третьего отсека смещено относительно отверстия первого отсека как в вертикальной, так и в горизонтальной плоскости.

82. Система по любому из пп. 62-81, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом путь прохождения излучения находится в диапазоне углов от 30 градусов до 75 градусов относительно поверхности Земли.

83. Система по любому из пп. 62-82, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения задан от генератора радиоактивных изотопов, когда он находится в первом отсеке, до детектора гамма-излучения, когда он находится в третьем отсеке, и при этом путь прохождения излучения пересекает часть второго отсека и часть четвертого отсека.

84. Система по любому из пп. 62-83, отличающаяся тем, что путь прохождения излучения дополнительно пересекает часть третьего отсека и часть второго отсека, причем часть третьего отсека и часть четвертого отсека, которые пересекает путь прохождения излучения, содержат в сумме по меньшей мере 25 сантиметров защитного материала.

85. Система по любому из пп. 62-84, отличающаяся тем, что четвертый отсек смещен в поперечном направлении относительно пути прохождения излучения таким образом, что путь прохождения излучения пересекает защитный материал, а не пустое пространство четвертого отсека, вследствие чего четвертый отсек обеспечивает максимальную защиту от радиоактивного излучения.

86. Система по любому из пп. 62-85, отличающаяся тем, что, когда генератор радиоактивных изотопов и детектор гамма-излучения установлены в узле защиты, детектор гамма-излучения будет в достаточной степени защищен от генератора радиоактивных изотопов узлом защиты таким образом, что фоновое излучение в третьем отсеке, возникшее вследствие воздействия генератора радиоактивных изотопов, будет достаточно низким для детектора гамма-излучения и не помешает ему регистрировать необходимый уровень радиоактивного излучения, испускаемого радиоактивным элюатом в контейнере для приема элюата в третьем отсеке.

87. Система по любому из пп. 62-86, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,3 мкКи стронция-82.

88. Система по любому из пп. 62-87, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,2 мкКи стронция-82.

89. Система по любому из пп. 62-88, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,1 мкКи стронция-82.

90. Система по любому из пп. 62-89, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,05 мкКи стронция-82.

91. Система по любому из пп. 62-90, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,02 мкКи стронция-82.

92. Система по любому из пп. 62-91, отличающаяся тем, что необходимый уровень радиоактивности составляет менее чем 0,01 мкКи стронция-82.

93. Система по любому из пп. 62-92, отличающаяся тем, что узел защиты имеет по меньшей мере 30 сантиметров защитного материала по пути прохождения излучения.

94. Система по любому из пп. 62-93, отличающаяся тем, что генератор радиоактивных изотопов установлен в первом отсеке и является стронций-рубидиевым генератором радиоактивных изотопов, выполненным с возможностью производить радиоактивный элюат, содержащий рубидий-82, посредством элюирования колонки, содержащей стронций-82.

95. Система по любому из пп. 62-94, дополнительно содержащая несущую раму с колесами, при этом узел защиты содержит генератор радиоактивных изотопов, детектор бета-излучения и детектор гамма-излучения и установлен на несущей раме с возможностью перемещения.

96. Система по любому из пп. 62-95, отличающаяся тем, что узел защиты обеспечивает преграду для эффективного снижения радиоактивного излучения, испускаемого генератором радиоактивных изотопов, до уровня ниже допустимого предела для персонала, работающего с системой, когда генератор радиоактивных изотопов установлен в узле защиты.