• Journal of Ginseng Research
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• 제15권2호
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• pp.112-116
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• 1991

The metabolic fate of ginsenosides including gastrointestinat absorption, organ distribution, excretion and metabolism in liver was investigated by tracer studies using the radio-labeled ginsenosides. 3H-ginsenosides were shown to be absorbed from the mouse digestive tract and then to be excreted rapidly into urine and/or bile. Bile juice was concluded to play a significant role in absorption of ginsenosides. The total concentration of radioactivity persisted in tissues 24 hrs after oral administration was less than 1.3% of the administered dose and Rbl showed the highest value. The concentrations of radioactivity were relatively high in the liver and kidney. After administration of Rbl radioactivity was detected in the brain. After oral administration of 8H-ginsenosides, major component excreted into urine was found to be the intact ginsenosides and decomposed and/or metabolized products were found in GIT in the case of Rbl. 3H-ginsenoside Rbl was shown to be metabolized in the liver and the metabolite was suggested to be an acylated compound of Rbl by a certain organic acid.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권4호
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• pp.197-203
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• 2023

Background: The thermoluminescent dosimeter (TLD) and Monte Carlo (MC) dosimetry are carried out to determine the occupational dose for personnel in the handling of ¹²⁵I seed sources. Materials and Methods: TLDs were placed in different layers of the Alderson-Rando phantom in the thyroid, lung and also eyes and skin surface. An ¹²⁵I seed source was prepared and its activity was measured using a dose calibrator and was placed at two distances of 20 and 50 cm from the Alderson-Rando phantom. In addition, the Monte Carlo N-Particle Extended (MCNPX 2.6.0) code and a computational phantom with a lattice-based geometry were used for organ dose calculations. Results and Discussion: The comparison of TLD and MC results in the thyroid and lung is consistent. Although the relative difference of MC dosimetry to TLD for the eyes was between 4% and 13% and for the skin between 19% and 23%, because of the existence of a higher uncertainty regarding TLD positioning in the eye and skin, these inaccuracies can also be acceptable. The isodose distribution was calculated in the cross-section of the head phantom when the ¹²⁵I seed was at two distances of 20 and 50 cm and it showed that the greatest dose reduction was observed for the eyes, skin, thyroid, and lungs, respectively. The results of MC dosimetry indicated that for near the head positions (distance of 20 cm) the absorbed dose rates for the eye lens, eye and skin were 78.1±2.3, 59.0±1.8, and 10.7±0.7 µGy/mCi/hr, respectively. Furthermore, we found that a 30 cm displacement for the ¹²⁵I seed reduced the eye and skin doses by at least 3- and 2-fold, respectively. Conclusion: Using a computational phantom to monitor the dose to the sensitive organs (eye and skin) for personnel involved in the handling of ¹²⁵I seed sources can be an accurate and inexpensive method.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제17권2호
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• pp.89-95
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• 2006

본 연구의 목적은 다양한 전압 값과 전류 값에 따른 CT 투과 스캔 동안의 방사선 선량을 측정하고, 우리 기관에서 사용하는 임상 전신 PET/CT 환자 영상 획득 방식 중 감쇠 보정을 위해 사용하는 $^{137}Cs$ 투과 스캔과 환자의 진단용 고화질 CT 투과 스캔에 대한 방사선 선량을 평가하는 것이다. 방사선 선량 측정을 위해 Philips GEMINI 16 슬라이스 PET/CT시스템을 이용하였다. 다양한 튜브 전압 값과 시간에 따른 전류 값에 대해 표준 CTDI 머리 팬텀과 몸 팬텀을 이용하여 선량을 측정하였다. 이때 100 mm의 유효 길이를 가지는 펜슬 이온 전리함과 전기계를 선량 측정에 이용하였다. 측정은 공기 중, 팬텀의 중심, 그리고 팬텀의 가장 자리에서 각각 이루어졌다. 평균 흡수선량인 가중 CTDI ($CTDI_w=1/3CTDI_{100,c}+2/3CTDI_{100,p}$) 값을 계산하고 이를 이용하여 등가 선량을 계산하였다. 본 연구자가 속한 기관에서의 전신 임상 PET/CT 영상 획득 방식을 이용한 투과 스캔에서의 방사선 선량 측정을 위해 Alderson 팬텀과 TLD를 이용하여 $^{137}Cs$ 투과 스캔과 고화질 CT투과 스캔을 각각 수행하여 각 인체 기관별 선량을 측정하였다. 측정에 사용한 TLD는 10 MeV X-선을 이용하여 교정한 후 ${\pm}5%$ 이내의 정확도를 가지는 것만 측정에 사용하였다. 장기 또는 조직은 ICRP 60을 참고로 선택하였다. 표준 CTDI 머리 팬텀과 몸 팬텀을 이용한 CT 투과 스캔에 대한 선량 측정 결과, 선량 값이 튜브 전압과 전류에 의존하는 것을 확인할 수 있었다. $^{137}Cs$ 투과 스캔과 고화질 CT 투과 스캔에 대한 유효 선량 측정 결과는 0.14 mSv와 29.49 mSv였다. PET/CT 시스템에서 표준 CTDI 팬텀과 이온 전리함, 그리고 Alderson 인체 팬텀과 TLD를 이용하여 투과 스캔에 대한 방사선 선량을 평가할 수 있었다. PET/CT 영상 획득 시, 우리가 원하는 영상의 화질을 유지하면서 환자에 대한 피폭을 최소화하기 위한 영상 획득 방식의 최적화가 추가적으로 이루어져야 할 것으로 생각한다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제24권3호
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• pp.162-170
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• 2013

인간의 질병연구를 위한 소동물용 픽셀화 반도체 검출기 기반의 단일광자단층촬영(SPECT, single photon emission computed tomography)시스템 개발이 이루어지고 있다. 본 연구에서는 CdTe검출기 기반의 SPECT시스템의 고해상도 및 저선량 소동물 영상화 가능성을 알아보고자 NaI(Tl) 섬광결정 검출기로 구축된 SPECT 시스템과 비교 평가하였다. CdTe 검출기는 $44.8{\times}44.8$ mm의 크기이며 $0.35{\times}0.35{\times}5$ mm크기의 픽셀로 구성되어 있다. 검출기의 내인성 분해능은 0.35 mm 이며 이는 픽셀 크기와 동일하다. GATE 시뮬레이션 방법을 통하여 두 시스템간의 성능 평가를 수행하고 비교 분석하였다. 시스템의 공간 분해능과 민감도는 10 MBq의 $^{99m}Tc$ 점 선원을 사용하여 평가하였다. 복셀화된 MOBY (mouse whole-body) 팬텀을 사용하여 정량적 평가 및 흡수선량을 계산하였다. 점선원과 조준기 사이의 거리가 30 mm 일 때, NaI(Tl) 섬광결정 검출기 기반의 SPECT의 분해능은 1.54 mm, 민감도는 83 cps/MBq였으며, CdTe검출기 기반의 SPECT시스템의 분해능은 1.32 mm, 민감도는 116 cps/MBq로 더욱 향상된 공간 분해능과 민감도를 나타내었다. 두 시스템의 정량적 통계 분석은 CNR 계산을 통해 이루어졌으며, 주입 선량을 다양하게 설정하여 두 시스템에서의 CNR을 획득하였다. Mouse brain내 striatum의 주입선량이 160 Bq/voxel일 경우, CdTe검출기 기반의 SPECT에서 획득한 CNR은 2.30이었으며 섬광결정 검출기 SPECT에서 획득한 CNR은 1.85로 CdTe검출기 기반의 SPECT에서 더욱 큰 CNR을 지니고 있었다. 또한, CdTe기반의 SPECT를 사용할 경우 NaI(Tl) 섬광결정 검출기 기반의 SPECT 시스템을 사용하는 것보다 동일한 정량적 수치획득을 위한 소동물의 피폭선량을 감소시켜줄 수 있었다. 본 연구에서는 반도체 검출기 CdTe기반의 SPECT은 NaI(Tl) 섬광결정 검출기 SPECT 시스템보다 공간 분해능과 민감도 측면에서 높은 성능을 보였음을 증명하였다. 실제 시스템과의 검증 등의 추가 연구가 필요하지만, 본 연구 결과는 향후 피폭 선량을 줄이는 동시에 영상의 질을 높일 수 있는 소동물용 SPECT 시스템 구축에 응용될 수 있을 것이다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제17권2호
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• pp.133-140
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• 2005

목 적 : 3차원치료계획 (3D plan)과 대향2문조사(POP plan)의 선량 계획시 치료표적 (Planning Target Volume, PTV)와 정상조직(Organ at Risk, OAR)에 실제 흡수되는 선량을 반도체검출기를 이용하여 실시간선량측정(Real- time dosimetry)을 시행함으로써 치료계획의 타당성을 확인하고자 한다. 대상 및 방법 : 실제 치료할 환자의 구강안을 채워줄 Aquaplaste를 Simulation과정에서 제작하며 측정하고자 하는 부위에 Aquaplaste를 성형하여 반도체 검출기가 자리할 공간을 확보한다. 치료시 반도체검출기를 측정부위에 위치시키고 치료가 진행중 각 Port에 해당하는 Electrometer의 지시치를 얻는다. 얻은 지시치에 선량변환계수(Diode Calibration Factor, DCF)를 이용하여 실제 선량으로 환원하여 Exp. Dose와 실제 Dose를 비교하며 오차를 구한다. 실험의 수를 증가시켜 보다 정확한 결과를 얻기 위하여 Alderson Rando phantom(Huestis, USA)을 이용하여 같은 실험을 반복한다. 결 과 : 대향2문조사를 한 A환자의 경우 Exp. value와 측정선량의 비(exp.D/eff.D)가 197.5/199로 -1.2%, 3차원치료계획을 한 B환자는 exp.D/eff.D가 199.9/198.7로 +0.6%, C환자의 경우 exp.D/eff.D가 196/200으로 -1.5%가 차이 남을 알 수 있었다. 또 Target dose 외에 방어하고자 하는 부위의 측정도 병행한 C환자의 결과치는 96/200으로 47%의 선량이 측정되어 방어의 목적을 달성했음을 알 수 있었다. Phantom을 이용한 측정에서는 A환자와 같이 (a) point(target), (b) point(protect)로 나뉘어 측정하여 다음의 결과치를 얻었다. Phantom 1 (a): 190.6/198.4=-3.9%, (b): 119.6/124.2=-3.7%, Phantom 2 (a): 185.4/191.3=-3%, (b): 109.6/113.8=-3.7%의 결과치를 얻어 목적한 선량에 ${\pm}5%$이내로 만족함을 알 수 있었다. 결 론 : 반도체검출기를 이용한 치료전 선량 측정의 유용성을 알아본 이번 실험은 Target dose 뿐만 아니라 방어하고자 하는 영역 또한 알아봄으로써 치료의 타당성을 확인하는데 매우 유용했고 단순선량계산에 의한 확인되지 않는 Target dose를 확인하는 데에도 큰 이점이 있다고 생각된다. 치료 전 L-gram과 같이 이런 측정은 매우 효과적으로 치료방법의 타당성과 이후의 치료계획에도 많은 이득을 가져다 줄 것이라고 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권2호
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• pp.45-50
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• 2007

본 연구는 한국인 특성에 대해 보다 신뢰할 수 있는 방사성핵종의 체내 흡수선량 평가를 위한 일환으로 $^{131}I$을 선정하여 체내 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 측정하였다. 실험방법은 성인남성 28명을 대상으로 $^{131}I$을 경구 투여한 후, 시간대별(2, 4, 6, 24시간) 갑상선, 간, 위, 소장, 신장, 소변의 방사능을 측정하고 이를 이용하여 각 장기별 잔류율 및 소변 일일배설률을 산출하였다. 그 결과, $^{131}I$ 투여 24시간 후 갑상선이 평균 19.70%의 잔류율과 71.12%의 소변 일일배설률을 나타냈으며, 갑상선을 제외한 각 장기는 투여 2시간 후 최고 잔류율 및 최고 소변 일일배설률을 보이나, 이후 감소하는 경향을 보였다. 또한 잔류율이 높은 장기 순서는 갑상선을 제외하고 위, 왼쪽 신장, 간, 소장, 오른쪽 신장으로 나타났다. 본 연구를 통해 산출된 방사성옥소의 섭취 24시간 후 갑상선 잔류율 변화는 기존 30%로 보고된 ICRP-54/67 및 25% 잔류율로 보고된 ICRP-78의 자료와 차이를 나타냈다. 한국인의 특성에 맞는 체내 흡수선량 평가의 올바른 접근과 그에 따른 기초 자료의 확보는 향후 원자력 발전소의 작업 종사자 내부피폭 및 임상에서 발생 가능한 체내 피폭의 정량적 평가에 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제11권2호
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• pp.109-116
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• 2000

자궁경부암 환자의 방사선 조사시 고려하여야 할 사항 중 한가지는 결정 장기인 방광 및 직장의 부작용이다. 강내 고선량률 근접 치료시 방광과 직장의 흡수선량을 열형광량계 선량측정법을 이용하여 간접적으로 측정하였다 방광 및 직장의 부작용을 줄일 수 있는 방법이 제안되었다. 방사선 치료 후 예후관찰 중인 200명의 자궁경부암 환자의 자기공명 영상에서 자궁경부의 중심축에서 방광 및 직장 그리고 자궁벽의 두께를 측정하였다. 밀봉시킨 열형광량계를 오보이드의 팩킹거즈 위에 놓고 씨물레이션 필름 상에서 오보이드의 중심에서부터의 거리를 측정한 후 실제의 방광과 직장의 흡수선량을 계산하였다. 발표된 연구결과들에서 방광 및 직장의 최대 견딤선량을 계산하였고 고선량률 근접치료 1회당의 허용선량을 토대로 양방향의 팩킹두께를 알아냈다 방광과 직장방향의 최소의 팩킹두께는 각각 0.43 과 0.92 cm 이었다. 이 결과를 마이스버거 다항식을 이용한 계산결과와 비교하였다. 본 연구에서 제시한 방법이 임상에서 고선량률 근접 치료시 방광과 직장 같은 결정장기의 흡수선량을 평가하는 방법으로 사용되기를 바란다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.389-394
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• 2016

Background: Tetrahedral-mesh geometries can be used in the MCNP code, but the MCNP code accepts only the geometry in the Abaqus input file format; hence, the existing tetrahedral-mesh models first need to be converted to the Abacus input file format to be used in the MCNP code. In the present study, we developed a simple but useful computer program, TET2MCNP, for converting TetGen-generated tetrahedral-mesh models to the Abacus input file format. Materials and Methods: TET2MCNP is written in C++ and contains two components: one for converting a TetGen output file to the Abacus input file and the other for the reverse conversion process. The TET2MCP program also produces an MCNP input file. Further, the program provides some MCNP-specific functions: the maximum number of elements (i.e., tetrahedrons) per part can be limited, and the material density of each element can be transferred to the MCNP input file. Results and Discussion: To test the developed program, two tetrahedral-mesh models were generated using TetGen and converted to the Abaqus input file format using TET2MCNP. Subsequently, the converted files were used in the MCNP code to calculate the object- and organ-averaged absorbed dose in the sphere and phantom, respectively. The results show that the converted models provide, within statistical uncertainties, identical dose values to those obtained using the PHITS code, which uses the original tetrahedral-mesh models produced by the TetGen program. The results show that the developed program can successfully convert TetGen tetrahedral-mesh models to Abacus input files. Conclusion: In the present study, we have developed a computer program, TET2MCNP, which can be used to convert TetGen-generated tetrahedral-mesh models to the Abaqus input file format for use in the MCNP code. We believe this program will be used by many MCNP users for implementing complex tetrahedral-mesh models, including computational human phantoms, in the MCNP code.

• Korean Journal of Radiology
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• 제23권9호
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• pp.911-920
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• 2022

Objective: ⁶⁸Ga-NGUL is a novel prostate-specific membrane antigen (PSMA)-targeting tracer based on Glu-Urea-Lys derivatives conjugated to a 1,4,7-triazacyclononane-N,N',N''-triacetic acid (NOTA) chelator via a thiourea-type short linker. This phase I clinical trial of ⁶⁸Ga-NGUL was conducted to evaluate the safety and radiation dosimetry of ⁶⁸Ga-NGUL in healthy volunteers and the lesion detection rate of ⁶⁸Ga-NGUL in patients with prostate cancer. Materials and Methods: We designed a prospective, open-label, single-arm clinical trial with two cohorts comprising six healthy adult men and six patients with metastatic prostate cancer. Safety and blood test-based toxicities were monitored throughout the study. PET/CT scans were acquired at multiple time points after administering ⁶⁸Ga-NGUL (2 MBq/kg; 96-165 MBq). In healthy adults, absorbed organ doses and effective doses were calculated using the OLINDA/EXM software. In patients with prostate cancer, the rates of detecting suspicious lesions by ⁶⁸Ga-NGUL PET/CT and conventional imaging (CT and bone scintigraphy) during the screening period, within one month after recruitment, were compared. Results: All 12 participants (six healthy adults aged 31-32 years and six prostate cancer patients aged 57-81 years) completed the clinical trial. No drug-related adverse events were observed. In the healthy adult group, ⁶⁸Ga-NGUL was rapidly distributed, with the highest uptake in the kidneys. The median effective dose coefficient was calculated as 0.025 mSv/MBq, and cumulative activity in the bladder had the highest contribution. In patients with metastatic prostate cancer, 229 suspicious lesions were detected using either ⁶⁸Ga-NGUL PET/CT or conventional imaging. Among them, ⁶⁸Ga-NGUL PET/CT detected 199 (86.9%) lesions and CT or bone scintigraphy detected 114 (49.8%) lesions. Conclusion: ⁶⁸Ga-NGUL can be safely applied clinically and has shown a higher detection rate for the localization of metastatic lesions in prostate cancer than conventional imaging. Therefore, ⁶⁸Ga-NGUL is a valuable option for prostate cancer imaging.