• 제목/요약/키워드: Radionuclides

검색결과 603건 처리시간 0.029초

The Application of Radiolabeled Targeted Molecular Probes for the Diagnosis and Treatment of Prostate Cancer

  • Luyi Cheng;TianshuoYang;Jun Zhang;Feng Gao;Lingyun Yang;Weijing Tao
    • Korean Journal of Radiology
    • /
    • 제24권6호
    • /
    • pp.574-589
    • /
    • 2023
  • Radiopharmaceuticals targeting prostate-specific membrane antigens (PSMA) are essential for the diagnosis, evaluation, and treatment of prostate cancer (PCa), particularly metastatic castration-resistant PCa, for which conventional treatment is ineffective. These molecular probes include [68Ga]PSMA, [18F]PSMA, [Al18F]PSMA, [99mTc]PSMA, and [89Zr]PSMA, which are widely used for diagnosis, and [177Lu]PSMA and [225Ac]PSMA, which are used for treatment. There are also new types of radiopharmaceuticals. Due to the differentiation and heterogeneity of tumor cells, a subtype of PCa with an extremely poor prognosis, referred to as neuroendocrine prostate cancer (NEPC), has emerged, and its diagnosis and treatment present great challenges. To improve the detection rate of NEPC and prolong patient survival, many researchers have investigated the use of relevant radiopharmaceuticals as targeted molecular probes for the detection and treatment of NEPC lesions, including DOTA-TOC and DOTA-TATE for somatostatin receptors, 4A06 for CUB domain-containing protein 1, and FDG. This review focused on the specific molecular targets and various radionuclides that have been developed for PCa in recent years, including those mentioned above and several others, and aimed to provide valuable up-to-date information and research ideas for future studies.

Radionuclide concentrations in agricultural soil and lifetime cancer risk due to gamma radioactivity in district Swabi, KPK, Pakistan

  • Umair Azeem;Hannan Younis;Niamat ullah;Khurram Mehboob;Muhammad Ajaz;Mushtaq Ali;Abdullah Hidayat;Wazir Muhammad
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제56권1호
    • /
    • pp.207-215
    • /
    • 2024
  • This study focuses on measuring the levels of naturally occurring radioactivity in the soil of Swabi, Khyber Pakhtunkhwa, Pakistan, as well as the associated health hazard. Thirty (30) soil samples were collected from various locations and analyzed for 226Ra, 232Th, and 40K radioactivity levels using a High Purity Germanium detector (HPGe) gamma-ray spectrometer with a photo-peak efficiency of approximately 52.3%. The average values obtained for these radionuclides are 35.6 ± 5.7 Bqkg-1, 47 ± 12.5 Bqkg-1, and 877 ± 153 Bqkg-1, respectively. The level of 232Th is slightly higher and 40K is 2.2 times higher than the internationally recommended limit of 30 Bqkg-1 and 400 Bqkg-1, respectively. Various parameters were calculated based on the results obtained, including Radium Equivalent (Raeq), External Hazard (Hex), Absorbed Dose Rate (D), Annual Gonadal Equivalent Dose (AGDE), Annual Effective Dose Rate, and Excess Lifetime Cancer Risk (ELCR), which are 170.3 ± 24 Bqkg-1, 0.46 ± 0.06 Bqkg-1, 81.4 ± 2.04 nGy h-1, 582 ± 78.08 µSvy-1, 99.8 ± 13.5 µSv Gy-1, and 0.349 ± 0.04, respectively. These values are below the limits recommended by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) in 2002. This study highlights the potential radiation threats associated with natural radioactivity levels in the soil of Swabi and provides valuable information for public health and safety.

Optimized inverse distance weighted interpolation algorithm for γ radiation field reconstruction

  • Biao Zhang;Jinjia Cao;Shuang Lin;Xiaomeng Li;Yulong Zhang;Xiaochang Zheng;Wei Chen;Yingming Song
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제56권1호
    • /
    • pp.160-166
    • /
    • 2024
  • The inversion of radiation field distribution is of great significance in the decommissioning sites of nuclear facilities. However, the radiation fields often contain multiple mixtures of radionuclides, making the inversion extremely difficult and posing a huge challenge. Many radiation field reconstruction methods, such as Kriging algorithm and neural network, can not solve this problem perfectly. To address this issue, this paper proposes an optimized inverse distance weighted (IDW) interpolation algorithm for reconstructing the gamma radiation field. The algorithm corrects the difference between the experimental and simulated scenarios, and the data is preprocessed with normalization to improve accuracy. The experiment involves setting up gamma radiation fields of three Co-60 radioactive sources and verifying them by using the optimized IDW algorithm. The results show that the mean absolute percentage error (MAPE) of the reconstruction result obtained by using the optimized IDW algorithm is 16.0%, which is significantly better than the results obtained by using the Kriging method. Importantly, the optimized IDW algorithm is suitable for radiation scenarios with multiple radioactive sources, providing an effective method for obtaining radiation field distribution in nuclear facility decommissioning engineering.

중저준위 방사성폐기물 전주기 이력관리체계 구축 및 개선 (The Establishment and Improvement of Full Cycle History Management System for Low- and Intermediate-level Radioactive Waste)

  • 이진우;이준;은희철;정지영
    • 방사선산업학회지
    • /
    • 제18권1호
    • /
    • pp.95-100
    • /
    • 2024
  • To establish a radioactive waste life cycle history management system, a series of processes including waste generation, classification, packaging, storage, transportation, and disposal were reflected in the information management system. A preliminary review process was introduced to reduce the amount of radioactive waste generated and manage it efficiently. Through this, the amount of radioactive waste generated must be checked from the beginning of the research, and the generated radioactive waste must be thoroughly managed from the stage of generation to final disposal. In particular, in the case of radioactive waste data generated during nuclear facility operation and each experiment, a radioactive waste information management system must be operated to receive information from the waste generator and integrate it with processing information at the management stage. The application process for small-package containers was reflected so that information such as the generation facility of radioactive waste, generation facility, project information, types of radioactive waste, major radionuclides, etc. In the radioactive waste management process, the preceding steps are to receive waste history from the waste generators. This includes an application for a specified container with a QR label, pre-inspection, and management request. Next, the succeeding steps consist of repackaging, treatment, characterization, and evaluating the suitability of disposal, for a process to transparently manage radioactive wastes.

방사성물질 측정망 현황 및 하천·호소 내 인공방사성물질 (134Cs, 137Cs, 131I) 조사 (Status of a national monitoring program for environmental radioactivity and investigation of artificial radionuclide concentrations (134Cs, 137Cs, 131I) in rivers and lakes)

  • 김지유;정현지;안미정;홍정기;강태구;강태우;조윤해;한영운;설빛나;김완석;김경현
    • 분석과학
    • /
    • 제28권6호
    • /
    • pp.377-384
    • /
    • 2015
  • 본 연구에서는「공공수역 방사성물질 측정망 운영 계획」에 따른 모니터링 수행 내용을 소개하였고, 하천 및 호소 60 개 지점을 대상으로 인공방사성물질(134Cs, 137Cs, 131I)의 농도를 조사하여 우리나라 지표수 내 방사성물질의 실태를 파악하고자 하였다. 채취된 시료는 마리넬리 비커를 이용한 감마분광 분석기법으로 분석하였다. 134Cs와 137Cs은 모든 지점에서 MDA 미만으로 조사되었고, 131I는 한 지점(0.533±0.058 Bq/L)을 제외한 모든 지점의 농도가 MDA 미만으로 나타났다. 131I는 의료용으로 사용하는 물질로 환자의 배설물로 인해 하수처리장 인근 하천수에서 빈번하게 검출되는 물질로 알려져 있다. 따라서 131I가 검출된 원인을 파악하기 위해 하수처리장 방류지점을 포함한 131I가 검출된 상류수계 6개 지점을 추가 조사하였다. 조사결과, 하수처리장 처리수 방류지점에서부터 하류방향으로 131I가 지속적으로 검출되었으며, 농도는 0.257±0.034~0.799±0.051 Bq/L 범위로 조사되었다. 추가조사를 통해 하수처리장 방류수가 하천수의 131I 검출에 영향을 미치는 것으로 나타났다.

Glass Dissolution Rates From MCC-1 and Flow-Through Tests

  • Jeong, Seung-Young
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
    • /
    • pp.257-258
    • /
    • 2004
  • The dose from radionuclides released from high-level radioactive waste (HLW) glasses as they corrode must be taken into account when assessing the performance of a disposal system. In the performance assessment (PA) calculations conducted for the proposed Yucca Mountain, Nevada, disposal system, the release of radionuclides is conservatively assumed to occur at the same rate the glass matrix dissolves. A simple model was developed to calculate the glass dissolution rate of HLW glasses in these PA calculations [1]. For the PA calculations that were conducted for Site Recommendation, it was necessary to identify ranges of parameter values that bounded the dissolution rates of the wide range of HLW glass compositions that will be disposed. The values and ranges of the model parameters for the pH and temperature dependencies were extracted from the results of SPFT, static leach tests, and Soxhlet tests available in the literature. Static leach tests were conducted with a range of glass compositions to measure values for the glass composition parameter. The glass dissolution rate depends on temperature, pH, and the compositions of the glass and solution, The dissolution rate is calculated using Eq. 1: $rate{\;}={\;}k_{o}10^{(ph){\eta})}{\cdot}e^{(-Ea/RT)}{\cdot}(1-Q/K){\;}+{\;}k_{long}$ where $k_{0},\;{\eta}$ and Eaare the parameters for glass composition, pH, $\eta$ and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/K) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_{0},\;{\eta}\;and\;E_{a}$ are the parameters for glass composition, pH, and temperature dependence, respectively, and R is the gas constant. The term (1-Q/C) is the affinity term, where Q is the ion activity product of the solution and K is the pseudo-equilibrium constant for the glass. Values of the parameters $k_0$, and Ea are determined under test conditions where the value of Q is maintained near zero, so that the value of the affinity term remains near 1. The dissolution rate under conditions in which the value of the affinity term is near 1 is referred to as the forward rate. This is the highest dissolution rate that can occur at a particular pH and temperature. The value of the parameter K is determined from experiments in which the value of the ion activity product approaches the value of K. This results in a decrease in the value of the affinity term and the dissolution rate. The highly dilute solutions required to measure the forward rate and extract values for $k_0$, $\eta$, and Ea can be maintained by conducting dynamic tests in which the test solution is removed from the reaction cell and replaced with fresh solution. In the single-pass flow-through (PFT) test method, this is done by continuously pumping the test solution through the reaction cell. Alternatively, static tests can be conducted with sufficient solution volume that the solution concentrations of dissolved glass components do not increase significantly during the test. Both the SPFT and static tests can ve conducted for a wide range of pH values and temperatures. Both static and SPFt tests have short-comings. the SPFT test requires analysis of several solutions (typically 6-10) at each of several flow rates to determine the glass dissolution rate at each pH and temperature. As will be shown, the rate measured in an SPFt test depends on the solution flow rate. The solutions in static tests will eventually become concentrated enough to affect the dissolution rate. In both the SPFt and static test methods. a compromise is required between the need to minimize the effects of dissolved components on the dissolution rate and the need to attain solution concentrations that are high enough to analyze. In the paper, we compare the results of static leach tests and SPFT tests conducted with simple 5-component glass to confirm the equivalence of SPFT tests and static tests conducted with pH buffer solutions. Tests were conducted over the range pH values that are most relevant for waste glass disssolution in a disposal system. The glass and temperature used in the tests were selected to allow direct comparison with SPFT tests conducted previously. The ability to measure parameter values with more than one test method and an understanding of how the rate measured in each test is affected by various test parameters provides added confidence to the measured values. The dissolution rate of a simple 5-component glass was measured at pH values of 6.2, 8.3, and 9.6 and $70^{\circ}C$ using static tests and single-pass flow-through (SPFT) tests. Similar rates were measured with the two methods. However, the measured rates are about 10X higher than the rates measured previously for a glass having the same composition using an SPFT test method. Differences are attributed to effects of the solution flow rate on the glass dissolution reate and how the specific surface area of crushed glass is estimated. This comparison indicates the need to standardize the SPFT test procedure.

  • PDF

ALARA 개념(槪念)에 의한 기체상방사성물질(氣體狀放射性物質)의 환경방출한도(環境放出限度) 설정(設定) (Establishment of Release Limits for Airborne Effluent into the Environment Based on ALARA Concept)

  • 이병기;차문회;남순권;장시영;하정우
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • 제10권1호
    • /
    • pp.50-63
    • /
    • 1985
  • 농축인자법(濃縮因子法)(Concentration Factor Method)을 이용(利用)하여 결정피폭경로(決定被曝經路)를 분석(分析)한 후(後) 표준원전(標準原電)의 기체상방사성대기방출물(氣體狀放射性大氣放出物)에 대한 유도방출한도(誘導放出限度)(Derived Release Limits, DRL's)를 계산(計算)하였다. 이 방출한도(放出限度)는 핵시설(核施設) 주변(周邊)의 결정군구성개인(決定群構成個人)에 대(對)한 방사선(放射線) 피폭(被曝)을 관련피폭한도이하(關聯被曝限度以下)로 유지(維持)시키는 양(量)이다 본(本) 연구(硏究)에서는 1985년(年) 초(初) 미국(美國)의 환경보호청(環境保護廳)(EPA)에서 새로 권고(勸告)한 피폭한도(被曝限度)를 채택(採擇)하여 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 유도방출한도(誘導放出限度)(DRL)의 계산(計算)은 미국(美國)의 원자력(原子力) 규제위원회(規制委員會)(USNRC)가 규제지침(規制指針)(Reg. Guide) 1.109에서 제시(提示)하고 있는 선양평가(線量評價)모델을 표준(標準)모델로 사용(使用)하여 수행(遂行)하였으나, 동(同) 모델의 피폭경로분석(被曝經路分析)에서 우유(牛乳) 및 육류(肉類)의 섭취경로(攝取經路)는 국내(國內)의 현실상(現實狀) 무시가능(無視可能)한 것으로 고려(考慮)하여 본(本) 연구(硏究)에서 제외(除外)시켰다. 계산(計算)에서 고려(考慮)한 방출선원항(放出線源項)은 희유기체(稀有氣體), 요오드, 입자상원소(粒子狀元素) 및 삼중수소기체(三重水素氣體)였으며, 방출원(放出源)에서 북(北)쪽으로 1.3 km 거리에 위치(位置)하고 있는 주민영구거주지역(住民永久居住地域)을 대상(對象)으로 계산(計算)을 수행(遂行)하였다. 본(本) 연구(硏究)에서는 표준원전(標準原電)의 대상(對象)으로 고리원전(古里原電) 1호기(號機)를 선정(選定)하여 동원전(同原電)의 연간방출(年間放出)에 대(對)한 유도한도(誘導限度)를 계산(計算)하였으며, 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)과 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 검토결과(檢討結果), 고리원전(古里原電) 1호기(號機)의 1982년도(年度)의 실방출률(實放出率)은 본(本) 연구(硏究)에서 구(求)해진 유도방출한도(誘導放出限度)보다 낮았으며, 방출물(放出物)에 의한 시설주변(施設周邊) 개인(個人)의 년간피폭선량(年間被曝線量)은 EPA에서 권고(勸告)하는 피폭한도이하(被曝限度以下)로 유지(維持)되었음을 알 수 있었다. 또한 본(本) 연구(硏究)에서 가장 결정적(決定的)인 피폭경로(被曝經路)는Co-60와 Cs-137과 같은 입자상침적방사핵종(粒子狀沈積放射核種)으로 오염(汚染)된 토양(土壤)에 의한 전신외부(全身外部) 피폭경로(被曝經路)였다.

  • PDF

감자의 재배기간 중 토양에 침적한 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 작물체로의 전이 (Soil-to-Plant Transfer of $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr$ and $^{137}Cs$ Deposited during the Growing Season of Potato)

  • 최용호;임광묵;전인;금동권
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • 제33권3호
    • /
    • pp.105-112
    • /
    • 2008
  • 감자의 재배기간 중에 침적된 방사성 핵종의 토양-작물체 전이계수($TF_a,\;m^2\;kg^{-1}$-fresh)를 측정하기 위하여 감자의 파종 2일전 및 생육 중 세 차례에 걸쳐 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$ 함유 용액을 재배상자의 토양표면에 처리하였다. 파종 전 처리에서는 핵종이 표토(pH 5.2의 양질사토)와 혼합되었다. 조사 부위는 잎, 줄기, 괴경껍질, 괴경육이었다. 파종 전 처리시 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$$TF_a$ 값은 작물체 부위에 따라 각각 $1.9{\times}10^{-4}{\sim}1.5{\times}10^{-2}$, $1.8{\times}10^{-4}{\sim}7.5{\times}10^{-4}$, $4.0{\times}10^{-4}{\sim}1.6{\times}10^{-2}$, $1.5{\times}10^{-4}{\sim}3.9{\times}10^{-4}$의 변이를 보였다. 생육 중 처리시 $TF_a$ 값은 파종 전 처리에 비해 대체로 수 배 정도 낮았다. $^{54}Mn,\;^{85}Sr,\;^{137}Cs$의 경우 생육초기 또는 중기 처리시 후기 처리보다 높았으나 $^{60}Co$의 경우 이와 반대였다. 부위 간에는 대체로 잎에서 가장 높았고 괴경육에서 가장 낮았다. 토양으로부터 네 부위로의 총 흡수율은 $0.05{\sim}3.16%$의 범위였다. 파종 전 처리 후 3년차 $^{54}Mn,\;^{60}Co,\;^{137}Cs$$TF_a$ 값은 부위에 따라 각각 1년차의 $11{\sim}25%$, $21{\sim}25%$, $38{\sim}67%$였다. 본 연구결과는 감자의 생육 중 방사성 핵종의 단기침적시 영향을 예측하거나 관련 모델의 검증에 활용할 수 있다.

봄철 동해에서 해수중 $^{210}Po$$^{210}Pb$의 농도분포특성 (Distribution Characteristics of $^{210}Po$ and $^{210}Pb$ in the Seawater from the Korean East Sea in Spring)

  • 양한섭;김성수;이재철
    • 한국수산과학회지
    • /
    • 제29권2호
    • /
    • pp.238-245
    • /
    • 1996
  • 1993년 3월에 동해 중부해역에 위치한 6개 정점의 100m 상부층에서 $^{210}Po$$^{210}Pb$의 수직농도분포를 측정하고, 이들 두 핵종의 거동이 수괴에 따라 어떻게 달라지는 지를 알아보았다. 또한, 1992년 5월과 1994 년 4월에 동해에서 측정한 자료들을 이용하여 봄철에 동해의 상부층에서 $^{210}Po$$^{210}Pb$의 거동을 지배하는 요인을 알아보았다. $^{210}Pb$의 농도는 정점에 따라 다소의 차이가 있으나 대체적으로 표층에서 가장 높고, 수심이 깊어짐에 따라 점차 감소하는 양상을 보인다. $^{210}Po$의 농도는 층별 차이가 매우 작으나, 클로로필 a의 농도가 가장 높은 정점 E3에서는 30m 상부층이 하부층에 비해 비교적 낮다. 또한, $^{210}Po$은 모든 정점의 30m 상부층에서 어미핵종보다 부족량을 보이나, 그 하부층에서는 거의 방사평형된 농도를 보이거나 혹은 다소 과잉량을 보인다. 특히, 상부층에서 $^{210}Po$의 부족량은 클로로필 a의 농도가 가장 높은 정점 E3과 강한 수온약층이 상부층에 존재하고 있는 정점 E6에서 가장 크다. 그러나, $^{210}Pb$은 전 정점의 모든 수층에서 어미핵종인 $^{226}Ra$보다 과잉량을 보인다. $^{226}Po$의 체류시간은 $1.0\~7.8$년의 범위로 클로로필 a의 농도가 높은 정점 E3와 비교적 강한 수온약층이 상부층에 존재하고 있는 정점 E6에서 가장 짧다. 또한, 1992년부터 1994년까지 봄철에 동해에서 얻어진 자료를 이용하여 50m 상부층에 대한 $^{210}Po$의 제거속도상수와 클로로필 a의 현존량과 사이에는 좋은 역의 상관성을 보인다. 이는 봄철에 동해에서 해수중 $^{210}Po$의 제거가 주로 생물생산력에 의해 좌우되고 있음을 의미한다. 반면에, 과잉량 $^{210}Pb$의 현존량은 해수의 수직안정도와 역의 상관성을 보이는 것으로 보아 동해의 상층부에서$^{210}Pb$의 농도는 생물생산력 보다는 주로 해수의 수직안정도에 의해 좌우되는 것으로 생각된다.

  • PDF

고추 재배시 방사성 핵종 처리 및 열매수확 시기에 따른 토양-작물체간 전이계수의 변이 (Variations in Soil-to-Red Pepper Transfer Factors of Radionuclides with Time of Their Application and Fruit Harvest)

  • 최용호;이원윤;임광묵;박두원;이명호;이창우;이현덕;이정호
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • 제22권3호
    • /
    • pp.171-181
    • /
    • 1997
  • 고추의 이식 2일전 및 이식후 세 차례에 걸쳐 $^{54}Mn$, $^{60}Co$, $^{85}Sr$, $^{137}Cs$의 혼합용액을 온실내 재배상자의 토양에 처리하고 고추의 청과와 적과에 대한 전이계수($m^2/kg-dry$)를 조사하였다. 전이계수는 핵종, 처리시기 및 수확시기에 따라 $20{\sim}100$배 정도의 변이를 보였다. 핵종간에 전이계수는 대체로 $^{85}Sr>^{54}Min>^{60}Co>^{137}Cs$의 순이었으나 처리에서 수확까지의 기간이 짧을 경우 $^{85}Sr$$^{60}Co$ 전이계수가 $^{85}Sr$보다 높았다. $^{85}Sr$$^{137}Cs$ 전이계수는 가장 늦은 처리에서 그 전 처리에 비해 수확시기에 따라 $3{\sim}20$배 정도 감소하였다. $^{54}Mn$$^{60}Co$ 전이계수는 이식후 처리시기에 따른 변이가 비교적 적었다. 식전 토양과의 혼합처리시 전이계수는 이식 2일후 토양 표면 처리에 비해 $^{54}Mn$, $^{60}Co$, $^{85}Sr$의 경우 최고 $3{\sim}9$배 정도 높았으나 $^{137}Cs$의 경우 차이가 없었다. 본 연구 결과는 고추의 재배기간중 사고발생시 고추 열매내 방사성 핵종의 뿌리흡수 농도를 예측하고 고추의 수확 및 이용대책을 수립하는 데 활용될 수 있다.

  • PDF