방사성 동위원소의 치료에 베타 방출 선원이 많이 이용되고 있다. 베타 방출 핵종 들은 투과력이 약해 방사선 도달거리 (range)가 짧아 병소내에 직접 주입하여 선택적으로 병소만을 조사하여 치료 의 효과를 얻을 수 있고 주변 정상 조직의 방사선 피폭을 줄일 수 있다. 최근 한국 원자력연구소의 원자로인 하나로를 이용하여 베타 입자 방출체인 Ho-l66 용액을 만들어 여기에 키토산 화합물을 표지 하였다. Ho-l66 은 고 에너지 베타 방출체라는 점과 일부 감마선이 방출됨으로써 감마카메라로 쉽게 영상을 얻을 수 있다는 장점이 있다. 본 연구에서는 감마카메라로 얻은 평면 영상을 이용하여 Ho-l66으로 치료한 부위와 그 주변의 정상 장기들의 방사선 홉수선량을 구하였다. 감마카메라는 Siemens 의 2중 head를 가진 Multispect2 시스템이 이용되었고, 콜리메이터는 medium energy, 최대 에너지는 80 keV, 창은 20%로 5분간 영상을 획득하였다. Ho-166 에 대한 투과인자 (transmission factor)는 환자 있을 때와 없을 때의 영상으로 관심영역의 ROIs 의 비로 구하였다 .3일간의 평면 영상으로 유효반감기를 구하여 Marinelli 공식과 MIRD 공식으로 베타입자에 대한 방사선 흡수선량을 구하였다. 감마선에 의한 흡수선량은 매우 적으므로 무시하였다. Transmission factor는 환자에 따라 다르지만 1110 MBq(30 mCi)을 주입하여 치료에 임한 간암 환자의 경우 간은 4.6, 비장은 4.65, 폐는 3.34, 뼈는 5.65 의 값을 보였다. 방사선 홉수선량은 tumor 에는 179.7, 정상간에는 16.3, 비장은 18.5, 폐에는 7.0, 뼈에는 9.0 Gy 가 각각 계산되었다. 이를 tumor dose 에 100%로 normalization 시킬 경우 정상간, 비장, 폐, 뼈에 각각 9.1, 10.3, 3.9, 5.0%로 분포되었음을 알았다. 본 연구를 통하여 tumor dose 뿐만이 아니고 주변 주요 위험장기 (critical organ) 에 대한 방사선 흡수선량을 전ㆍ후면 평면영상으로 얻을 수 있음을 보여 줌으로써 평면영상법을 이용한 dosimetry 의 가능성을 보았다. 또한 주변 주요 위험 장기의 한계선량에 맞는 주입할 양을 결정하는데 기초 자료가 될 수 있음을 보여준다.
1975년 1월부터 1984년 12월까지 원자력병원 치료 방사선과에서 악성 타액선 종양으로 방사선 치료를 받은 58명의 환자를 대상으로 하여 이들의 생존율을 후향적으로 분석하였다. 이들은 수술후 재발했거나, 수술이 불가능한 환자들이었다. 58명의 환자중 mucoepidermoid carcinoma를 가진 환자가 $43.1\%$, adenoid cystic carcinoma를 가진 환자는 $41.3\%$였다. 주 타액선 종양의 5년 보험생존율은 $68.2\%$, 10년 생존율은 $31.8\%$였으나, 무병생존율은 각각 $43.2\%\;13.0\%$로써 치료 후 재발된 상태에서도 비교적 오래 산다는 것을 알 수 있었다. TNM staging에 의한 생존율도 $T_1$의 5년 생존율이 $86.5\%,\;T_2+T_3$가 $40.0\%,\;T_4$가 $0\%$로, T stage가 높아지면 질수록 생존율도 현저히 감소하였다. 병리조직학적 관점에서 볼 때, adenoid cystic carcinoma의 5년 무병생존율은 $40.1\%$로써, mucoepidermoid ca.의 $49.8\%$보다 낮았으나, 전체적인 생존율은 $77.3\%$로써, mucoepidermoid ca.의 $51.5\%$보다 현저히 높았다. 따라서, adenoid cystic carcinoma는 치료실패후 병을 가진 상태에서도 상당 기간 생존할 수 있다는 것을 알았으며, 평균 생존기간은 2년 이었다. 또한 mucoepidermoid ca.인 경우에는 세포의 분화정도에 따라 생존율이 달라졌는데, 저등도 분화세포의 5년 생존율이 $78.8\%$로 고등도 분화세포의 $38.2\%$보다 거의 2배나 높았다. 암의 위치와 성별에 따른 생존율의 차이는 없었다. Minor salivary gland tumor는 6명으로 5년 보험생존률은 $32.3\%$였다. 따라서 주 타액선 종양의 생존율에 영향을 끼칠 수 있는 예후 인자는 1) 병리조직학적 세포종류, 2) T와 N stages (AJCC), 3) mucoepidermoid carcinoma에 있어서 분화 정도 였다.
한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.
양성자 치료를 위해서는 Snout이 부착된 받침대(gantry)를 사용하는데 빔의 형태를 만들기 위해 환자 종양의 크기와 거리에 맞게 황동 차폐체(aperture)가 많이 사용된다. 또한 빔의 거리를 보정하기 위해 PMMA를 이용한 거리 보상체도 사용된다. 이렇게 황동으로 만들어진 차폐체의 경우 가공하는데 많은 시간이 소요되며 비용 발생이 높다. 또한 치료 사용되었던 차폐체의 방사선 노출에 따라 재사용이 어렵다. 이러한 단점을 보안하기 위해 황동 차폐체 대신 X-선 치료에서 사용되는 수동형 다엽 콜리메이터 시스템을 도입하였다. 수동형 다업 콜리메이터는 여러 개의 황동판을 조립하여 차폐체를 제작하는 방식이다. 본 연구는 제작된 수동형 다엽 콜리메이터의 방사화 실험 및 필름을 이용해 선량측정을 진행하였다. 다엽 콜리메이터를 투과한 2차 발생 선량 1% 이하였으며, 여러 번의 230 MeV의 빔에서도 방사화가 2시간 이내에서 감소하였다. 이렇게 개발된 수동형 다엽 콜리메이터를 임상에 적용하여 일반 차폐체와 수동형 다엽 콜리메이터를 감마지표 분석을 했을 시 99.74%의 높은 일치도가 측정되었다. 또한, 일반 황동 차폐체에 비해 수동형 다엽 콜리메이터를 제작하는데 소요되는 비용과 시간을 1/10 이상 단축시킬 수 있다. 개발된 수동형 다엽 콜리메이터는 성공적으로 양성자 환자치료에 사용하고 있다.
사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열 등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 $17{\times}17$ KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 $1.40{\times}10^{15}$ Bequerels, 236 Watts, $4.34{\times}10^9m^3$-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20~45 % 정도, 위해지수를 30~45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.
세기조절방사선치료는 기존의 3차원입체조형방사선치료보다 표적체적에 최적의 선량분포를 구현하면서 주변 정상조직에 들어가는 선량을 최소화할 수 있는 치료기법으로 현재 임상에서 많은 각광을 받고 있다. 특히 2011년 국민건강보험으로 인정되면서 그 이용이 대폭 증가하고 있는 추세이다. 또한 10 MV 이상의 고에너지 광자선에 대한 방사선 치료 이용이 증가하였고, 이러한 광자선은 타겟, 편평화여과기, 콜리메이터, 그리고 다엽콜리메이터와 같은 원자번호가 높은 물질과 광핵반응을 통하여 광중성자가 발생하게 된다. 특히 다엽콜리메이터 기반의 세기조절방사선치료는 MU를 증가시켜, 결국 광핵반응에 의한 광중성자 발생률을 증가시키게 된다. 이에 본 연구에서는 Rando 팬텀을 이용한 자궁경부암의 방사선치료에 있어 3차원입체조형방사선치료와 세기조절방사선치료 시 발생되는 광중성자의 선량을 정량적으로 평가하였다. 자궁경부암 치료를 위해 Rando 팬텀을 이용하여 3차원입체조형치료계획과 세기조절방사선치료 계획을 수립하였다. 치료실에 Rando 팬텀을 셋업 하였고, 광자극 발광선량계를 복부, 흉부, 경부, 그리고 미간의 표면에 부착한 후 치료계획을 기반으로 15 MV 광자선을 조사시켰다. 측정은 각 측정위치에서 5회 반복 시행하였다. 세기조절방사선치료로부터 측정된 광중성자의 선량을 3차원입체조형방사선치료와 비교했을 때, 복부, 흉부, 경부, 그리고 미간 측정 위치에서 각각 9.0 배, 8.6 배, 8.8 배, 그리고 14 배로 많이 발생함을 확인할 수 있었다. 이는 15 MV 광자선을 이용한 세기조절방사선치료가 조사야 밖에서 상당한 양의 광중성자를 발생시킴을 알 수 있었다. 의료용선형가속기의 물리적인 특성상 광중성자의 발생을 원천적으로 차단하기는 어렵겠지만 의료의 질적인 면이나 암 환자의 삶의 질 향상을 위해서 조사야 외 불필요하게 영향을 받는 정상조직에 대해서는 적절하게 보호할 수 있는 방안이 모색 되어야 하겠다.
This study was performed to investigate the morphological and structural changes of bone tissues and the effects of irradiation on the mandibular bodies of rats which were fed low calcium diets. In order to carry out this experiment, 160 seven-week old Sprague-Dawley strain rats weighing about 150 gm were selected and equally divided into one normal diet group of 80 rats and one low calcium diet group with the remainder. These groups were then subdivided into two groups, 40 were assigned rats for each subdivided group, exposed to radiation. The Group 1 was composed of forty non-irradiated rats with normal diet, Group 2 of forty irradiated rats with normal diet, Group 3 forty non-irradiated rats with low calcium diet, and Group 4 forty irradiated rats with low calcium diet. The two irradiation groups received a single dose of 20 Gy on the jaw area only and irradiated with a cobalt-50 teletherapy unit. The rats with normal and low calcium diet groups were serially terminated by ten on the 3rd, the 7th, the 14th, and the 21st day after irradiation. After termination, both sides of the dead rats mandible were removed and fixed with 10% neutral formalin. The bone density of mandibular body was measured by use of bone mineral densitometer(Model DPX -alpha, Lunar Corp., U.SA). Triga Mark ill nuclear reactor in Korea Atomic Research Institute was used for neutron activation and then calcium contents of mandibular body were measured by using a 4096 multichannel analyzer (EG and G ORTEC 919 MCA, U.SA). Also the mandibular body was radiographed with a soft X-ray apparatus(Hitex Co., Ltd., Japan). Thereafter, the obtained microradiograms were observed by a light microscope and were used for the morphometric analysis using a image analyzer(Leco 2001 System, Leco Co., Canada). The morphometric analysis was performed for parameters such as the total area, the bone area, the inner and outer perimeters of the bone. The obtained results were as follows: 1. In the morphometric analysis, total area and outer perimeter of the mandibular bodies of Group 3 were a little smaller than that of Group 1. The mean bone width and bone area were much smaller than that of Group 1 and the inner perimeter of Group 3 was much longer than that of Group 1. The total area and outer perimeter of Group 2 and Group 4 showed little difference. The mean bone width and bone area of Group 4 were smaller than that of Group 2 and the inner perimeter of Group 4 was longer than that of Group 2. 2. The remarkable decreases of the number and thickness of trabeculae and also the resorption of endosteal surface of cortical bone could be seen in the microradiogram of Group 3, Group 4 since the 3rd day of experiment. On the 21st day of experiment, the above findings could be more clearly seen in Group 4 than in Group 3. 3. The bone mineral density of Group 3 was lesser than that of Group 1 and the bone mineral density of Group 4 was lesser than that of Group 2 on the 7th, 14th, 21st days. The irradiation caused the bone mineral density to be decreased regardless of diet. In the case of Groups with low calcium diet, the bone mineral density was much decreased on the 21st day than on the 3rd day of experiment. 4. The calcium content in mandible of Group 3 was smaller than that of Group 1 throughout the experiment. roup 4 showed the least amount of calcium content. The irradiation caused the calcium content to be decreased regardless of diet. In the case of Groups with low calcium diet, the calcium content was much decreased on the 21st day than on the 3rd day of experiment. In conclusion, the present study demonstrated that morphological changs and decrease of bone mass due to resorption of bone by low calcium diet, and that the resorption of bone could be found in the spongeous bone and endosteal surface of cortical bone. So the problem of resorption of bone must be considered when the old and the postmenopausal women are taken radiotherapy because the irradiation seems to be accelerated the resorption of osteoporotic bone.
131I is a fission product produced in a nuclear reactor by irradiating tellurium dioxide, with a half-life of 8.02 day. The most important and widely used method for making 131I is irradiation using a nuclear reactor and post-irradiation followed by dry distillation. The advantage of the dry distillation process is that the process and the equipment are relatively simple, namely TeO2 (m.p. 750 ℃), which can withstand heating during reactor irradiation. Based on TeO2 irradiation by neutron following the technique of dry distillation was explained for production of 131I on a large scale. A dry distillation followed the radioisotope production operation using the 30 MW GA Siwabessy nuclear reactor to meet national demand. TeO2 targets are 25 and 50 g irradiated for 87-100 h. The resulting 131I activity is 20.29339-368.50335GBq. According to the requirements imposed on the radionuclide purity of the preparation, the contribution of 131I training in the resulting preparation was not less than 99.9 %
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[게시일 2004년 10월 1일]
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