Park, Seo-Hyoung;Kim, Tae-Hwan;Cho, Chul-Koo;Lee, Yeon-Hee
Journal of Microbiology and Biotechnology
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제11권3호
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pp.524-528
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2001
The measurement of radiation response using simple and informative techniques would be of great value in studying the genetic risk following occupational, therapeutic, or accidental exposure to radiation. When patients receive radiation therapy, many suffer from side effects. Since each patient receives a different dose due to different physical conditions, it is important to measure the exact dose of radiation received by each patient to lessen the side effects. Even though several biological dosimetric systems have already been developed, there is no ideal system that can satisfy all the criteria for an idean dosimetric system, especially for low-dose radiation as used in radiation therapy. In this study, an SOS Chromotest of E. coli PQ37 was evaluated as a novel dosimeter for low-dose gamma-rays. E. coli PQ37 was originally developed to screen chemical mutagens using the SOS Chromotest-a colorimtric assay, based on the induction of ${\beta}$-galactosidase ue to DNA damage. The survival fraction of E. coli PQ37 decreased dose-dependently with an increasing dose of cobalt-60 gamma-rays. Also, a good linear correlation was found between the biological damage revealed by the ${\beta}$-galactosidase expression and the doses of gamma-rays. The expression of ${\beta}$-galactosidase activity that responded to low-dose radiation under 1 Gy was $Y=0.404+(0.089{\pm}0.3)D+(-0.018{\pm}0.16)D^2$ (Y, absorbance at 420 nm; D, Dose of irradiation) as calculated using Graph Pad In Plot and Excel. When a rabbit was fed with capsules containing an agar block embdded with E. coli PQ37 showed a linear response to the radiation doses. Accordingly, the results confirm that E. coli PQ37 can be used as a sensitive biological dosimeter fro cobalt-60 gamma-rays. To the best of our knowledge, this is the first time that a bacterium has been used as a biological dosimeter, especially for low-dose radiation.
목 적: 본 연구의 목적은 난소 내 인히빈-${\alpha}$에 단백질 발현과 인히빈 ${\alpha}$, ${\beta}A$, 그리고 ${\beta}B$ 유전자의 발현에 감마선이 미치는 효과를 연구하는 것이다. 연구방법: 미성숙 생쥐에 감마선을 치사량의 25% 효과로 전신 조사하였다. 감마선 조사 후, 0, 3, 6, 12, 24시간이 지나서 난소를 적출하였다. 적출한 난소를 이용하여, 인히빈 ${\alpha}$에 대한 면역조직화학 염색과 인히빈 ${\alpha}$, ${\beta}A$, 그리고 ${\beta}B$에 대한 RT-PCR을 수행하였다. 결 과: 인히빈 ${\alpha}$ 면역양성반응성은 12시간 방사선 조사 후까지 유지가 되었고, 이후에 감소하였다. 인히빈 ${\alpha}$ mRNA의 발현은 방사선 처리 후에 유의하게 증가하였다. 그러나, 인히빈 ${\beta}A$와 ${\beta}B$의 mRNA의 발현은 유의한 변화가 나타나지 않았다. 결 론: 인히빈은 감마선 조사로 유도된 생쥐난포 폐쇄에 조절적 요소로 작용하는 것으로 사료된다.
전베타 방사능 분석법을 이용한 내부오염 스크리닝법을 검증하였고 실제 의료용 동위원소 생산시설 종사자 내부오염을 판단하는데 적용하였다. 종사자의 작업 종료 후 첫 번째로 채취된 뇨시료(spot 시료)와 24시간 동안 취합된 뇨시료(24 h 시료)를 채취하여 측정하였다. 특정 종사자의 경우를 제외하고 대부분의 측정결과는 일반인 체내 기저준위인 100 Bq $kg^{-1}$을 기준으로 22% 이내로 변동폭이 작았다. 측정결과 작업종료 후 수 시간 이내 종사자 뇨시료의 전베타 농도가 전반적으로 35% 이상 상승하는 경향이 있었다. 또한 스크리닝 결과와 작업일지를 바탕으로 작업장내부 구조상 오염을 유발하는 요인을 추정 할 수 있었으며 추가 세부 핵종별 분석법을 바탕으로 내부피폭선량을 평가해야 할 것으로 판단되었다. 한편 사업장에서 신속히 적용 가능한 내부오염평가 절차를 수립하였다.
목적 :폐암으로 확진되어 근치적 방사선 치료를 받은 환자에서 방사선페렴이 발생할 수 있는 위험군을 사전에 예측해 보고자 혈장내 TGF-$\beta$1, TNF-$\alpha$, IL-6의 농도를 측정하여 페렴 발생과의 상관관계를 분석하고자 하였다. 재료 및 방법 : 1998년 5월부터 1999년 7월까지 폐암으로 확진되어 근치적 방사선 치료를 받은 17명의 환자(비소세포암 11명, 소세포암 6명)을 대상으로 하였다. 방사선 치료는 주 5회 매일 1.8 Gy씩 실시하였고 비소세포암과 소세포암에서 각각 평균 60 Gy와 져 Gy를 조사하였다. 모든 환자에서 방사선치료 전, 방사선치료 중 주 1회, 치료 후 추적관찰로 내원시마다 혈액을 채취하여 혈장 TGF-$\beta$1, TNF-$\alpha$ 및 IL-6의 양을 ELISA법으로 측정하였다. 모든 환자에서 단순흉부촬영(치료중 주1회, 치료 후 추적관찰 시마다 촬영) 및 방사선 폐렴과 연관된 증세를 관찰하여 방사선 페렴의 징후가 발견되면 즉시 고해상도 컴퓨터 단층 촬영(HRCT)를 촬영하여 방사선 폐렴 발생여부를 확진하고자 하였다. 결과: 17명의 환자 중 13명에서 방사선 폐렴과 연관된 증세가 발현되었고 단순 흉부 촬영과 고해상도 컴퓨터 단층 찰영에서 이를 확인할 수 있었다. 방사선 폐렴이 발생한 환자에서 측정한 TGF-$\beta$1의 경우 특징적인 수치 변화를 보여 치료 전 평균값은 38.45 ng/ml로 방사선 페렴이 발생하지 않은 군에 비해 상승되어 나타났고(0.7T ng/ml) 방사선치료 중 13.66 ng/ml의 평균값을 보인 후 다시 점진적으로 상승하여 치료 2$\~$4주 후까지 평균 60.63 ng/ml로 상승되어 유지되었고 이 수치는 폐렴이 발생하지 않은 군과 비교할 때(12.77 ng/ml) 통계적으로 의미가 있었다(p<0.05). TNF-$\alpha$와 IL-6의 수치도 방사선 폐렴군에서 더 높게 측정되었으나 수치변화의 양상은 특징적이지 못하였으며 통계학적 의미도 찾을 수 없었다. 결론: 방사선 치료를 받은 폐암환자에서 치료 전과 치료 기간 중 및 치료 후 측정한 혈장 TGF-$\beta$1,의 수치는 향후 방사선 페렴이 발생할 위험군을 예측할 수 있는 지표로 사용할 수 있을 것으로 사료된다.
Radiation therapy has been used for the cancer treatment and radiation synovectomy$\^$1-3)/. There are two kinds of radiation therapy; the external radiation therapy and the internal radiation therapy. Hitherto, the external radiation therapy has been widely used, but for the lack of its selectivity it requires strong radiation dose and causes the irritation and damage of the normal tissue or organ. Therefore many researchers give their interests to the internal radiation therapy in which the radioactive materials are injected directly into the target organ or tissue. Many ${\beta}$-emitting radionuclides have been studied for the application of the internal radiation theraily. Among them, Holmium-166 has the many beneficial physical characteristics for the internal radiation therapy such as appropriate half life (26.8hr), high ${\beta}$ energy (max. 1.85 MeV(51%), 1.77 MeV (48%), mean 0.67MeV), and low ${\gamma}$ energy (0.081MeV) easily detected by ${\gamma}$-camera. In the internal radiation therapy, the administered radioactive materials should be retained in the target long enough to increase the therapeutic effects and avoid the damage in the normal tissue or organ. For this purpose, radionuclides are used as complex form with carriers. Carriers should have a high affinity with radionuclides in vivo and in vitro, so the complex can be evenly distributed in the lesion but can not be leaked out from the lesion.
In this experiments the operation of the Geiger-Mueller tube is investigated by measuring the relationship between the count rate and the applied voltages, The length and slope of the plateau are characteristic of the tube. In our experiments, the average plateau length of the tube is extend for about 100 [V] and the slope 0.017 [%/V]. For normal counting purposes the working voltage is usually selected at value about 50 volts larger than the threshold of the plateau. To investigate the absorption of beta particles by matter. We performed an absorption experiments by using the Al absorber and Sr-90 ($0.125{\mu}Ci$) beta source. The maximum range of the beta radiation can be determined by visual extrapolation of the curve after subtraction of the constant background-rate and the maximum beta energy 2.09 [MeV] can be calculated from the range using an experimental relation.
2000년대에 진입하게 되면 월성원자력발전소에서는 4기의 가압중수로형 원자로가 상업발전을 하게 되어서 많은 양의 삼중수소($^{3}$H)가 필연적으로 주변환경에 누출될 것이다. 이러한 방사성 핵종은 삼중수소의 형태로 편재되어 있으면서도 지속성을 갖고 있어서 우리의 환경에 쉽게 분포된다. 삼중수소는 베타방사선량 계측과 보건위해 평가를 위해 독특한 과제를 제시하는 특성을 갖고 있어서 본 논문에서는 삼중수소에 관한 여러가지 문제들을 보건물리와 관련하여 특성과 원천, 신진대사와 선량계측, 미세선량계측, 방사생물, 위해평가, 환경 경로 및 순환 등의 견지에서 정리하였다.
전자포획 핵종인 $^{133}Ba$ 용액의 방사능 측정이 ${\beta}-{\gamma}$ 동시계수 방법에 의하여 수행되었다. $4{\pi}$ 비례계수기와 두개의 NaI(Tl) 섬광검출기를 사용하여 베타, 감마 및 동시계수 채널에서 계수율을 측정하였다. 효율외삽법으로 산출된 용액의 비 방사능은 기준시간(1984년 3월 15일 0시, UT)에 대하여 $(1151.01{\pm})2.99)\;kBq{\cdot}g^{-1}$이었다. 국제도량형국이 주관한 방사능 측정의 국제비교에 의하면, 이 결과는 그 비교에서 얻어진 평균값에 대하여 약 0.84%의 차이를 나타냈다.
Monitoring of environmental radioactivity is essential for ensuring the radiological safety of residents who live near nuclear power plants. Ulsan, South Korea, is surrounded by 16 nuclear power plants, the highest density in the country. In addition, the city contains facilities for conducting radiological nondestructive testing and using radioisotopes for medical purposes. It makes the confirmation of radiological safety particularly necessary. In this study, sampling points were selected based on regional characteristics, and surface water samples were pretreated and analyzed for gross beta and gamma radiation levels. In addition, the distribution of the city's gamma dose rate was determined using a mobile monitoring system and distribution visualization program. The results showed that there is no effect on the gross beta and gamma nuclides of artificial radionuclides, and the gamma dose rate of the entire region did not exceed the environmental radiation level in South Korea overall, confirming the radiological safety of the city.
황산망간 용액조장치의 $^{56}Mn\;{\gamma}$선 검출효율을 결정하는데 $^{56}Mn$용액의 방사능을 절대측정하는 것은 필수적이다 $^{56}Mn$시료를 제작하기 위하여 99.99%의 순도를 갖는 Mn금속조각 13.718mg되는 시료를 한국에너지연구소 TRIGA MARK-II 원자로의 중성자선속이 약 $10^{13}n/cm^2{\cdot}s$되는 열중성자장에서 12분간 조사시켰다. 중성자 방사화된 $^{56}Mn$금속시료를 0.1N-HCI 용액 50ml 용해시켜서 $^{56}Mn$시료를 제작하여 $4{\pi}{\beta}-{\gamma}$ 동시계수기술로 방사능을 측정한 결과 불확도 0.366%를 갖는 값으로서 1987년 10월 15일 0 시를 기준하여 408.070kBq/mg을 얻었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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