Jeong, You;Cho, Sung Chul;Cho, Hee Joon;Song, Ji Soo;Kong, Joon Seog;Park, Jong Wook;Ku, Yun Hyi
Journal of Yeungnam Medical Science
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v.36
no.1
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pp.54-58
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2019
Adrenocortical carcinoma is a rare type of endocrine malignancy with an annual incidence of approximately 1-2 cases per million. The majority of these tumors secrete cortisol, and a few secrete aldosterone or androgen. Estrogen-secreting adrenocortical carcinomas are extremely rare, irrespective of the secretion status of other adrenocortical hormones. Here, we report the case of a 53-year-old man with a cortisol and estrogen-secreting adrenocortical carcinoma. The patient presented with gynecomastia and abdominal discomfort. Radiological assessment revealed a tumor measuring $21{\times}15.3{\times}12cm$ localized to the retroperitoneum. A hormonal evaluation revealed increased levels of estradiol, dehydroepiandrosterone sulfate, and cortisol. The patient underwent a right adrenalectomy, and the pathological examination revealed an adrenocortical carcinoma with a Weiss' score of 6. After surgery, he was treated with adjuvant radiotherapy. Twenty-one months after treatment, the patient remains alive with no evidence of recurrence.
Background: It is necessary to assess radiation dose to workers due to inhalation of airborne particulates containing naturally occurring radioactive materials (NORM) to ensure radiological safety required by the Natural Radiation Safety Management Act. The objective of this study is to develop an internal dose assessment procedure for workers at industries using raw materials containing natural radionuclides. Materials and Methods: The dose assessment procedure was developed based on harmonization, accuracy, and proportionality. The procedure includes determination of dose assessment necessity, preliminary dose estimation, airborne particulate sampling and characterization, and detailed assessment of radiation dose. Results and Discussion: The developed dose assessment procedure is as follows. Radioactivity concentration criteria to determine dose assessment necessity are $10Bq{\cdot}g^{-1}$ for $^{40}K$ and $1Bq{\cdot}g^{-1}$ for the other natural radionuclides. The preliminary dose estimation is performed using annual limit on intake (ALI). The estimated doses are classified into 3 groups ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, and > 0.3 mSv). Air sampling methods are determined based on the dose estimates. Detailed dose assessment is performed using air sampling and particulate characterization. The final dose results are classified into 4 different levels ( < 0.1 mSv, 0.1-0.3 mSv, 0.3-1 mSv, and > 1 mSv). Proper radiation protection measures are suggested according to the dose level. The developed dose assessment procedure was applied for NORM industries in Korea, including coal combustion, phosphate processing, and monazite handing facilities. Conclusion: The developed procedure provides consistent dose assessment results and contributes to the establishment of optimization of radiological protection in NORM industries.
In the case of nuclear medicine practitioners in medical institutions, a wide range of exposure dose to individual workers can be found, depending on the type of source, the amount of radioactivity, and the use of shielding devices in handling radioactive isotopes. In this regard, this study evaluated the organ dose on practitioners as well as the dose reduction effect of the L-block shielding device in handling the diagnostic radiation source through the simulation based on the Monte Carlo method. As a result, the distribution of organ dose was found to be higher as the position of the radiation source was closer to the handling position of a practitioner, and the effective dose distribution was different according to the ICRP tissue weight. Furthermore, the dose reduction effect according to the L-block thickness tended to decrease, which showed the exponential distribution, as the shielding thickness increased. The dose reduction effect according to each radiation source showed a low shielding effect in proportion to the emitted gamma ray energy level.
The purpose of this study was evaluated the relationship between echocardiography and cardiac computed tomography in normal adults by visual assessment, and evaluated the effective doses of cardiac computed tomography. The subjects were 100 normal patients who visited two general hospitals in Chungnam, from January 1 to May 30, 2018. We obtained images by using these modalities and evaluated the wall thickness and internal dimension of the Left Ventricle with visual assessment. To evaluate the appropriateness of the visual evaluation, two evaluators who were trained for one week were measured and the agreement between the evaluators were verified by statistical analysis. The effective doses of computed tomography were evaluated using the dose length product. As a result, there was a high correlation between the two modalities. The agreement between the two visual evaluator were also highly agreed. The mean X-ray dose of the subjects was $11.1{\pm}3.1mSv$. Although the purpose of imaging is somewhat different in the clinical setting, echocardiography could achieve the same results as radiation-invasive computed tomography. It is thought that utilization will become even larger.
MinSeok Park ;Jaeryong Yoo;Minho Kim ;Won Il Jang ;Sunhoo Park
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.1
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pp.295-303
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2023
Whole-body counters are widely used to assess internal contamination after a nuclear accident. However, it is difficult to determine radioiodine activity due to limitations in conventional calibration phantoms. Inhaled or ingested radioiodine is heterogeneously distributed in the human body, necessitating time-dependent biodistribution for the assessment of the internal contamination caused by the radioiodine intake. This study aims at calculating counting efficiencies considering the biodistribution of 131I in whole-body counting measurement. Monte Carlo simulations with computational human phantoms were performed to calculate the whole-body counting efficiency for a realistic radioiodine distribution after its intake. The biodistributions of 131I for different age groups were computed based on biokinetic models and applied to age- and gender-specific computational phantoms to estimate counting efficiency. After calculating the whole-body counting efficiencies, the efficiency correction factors were derived as the ratio of the counting efficiencies obtained by considering a heterogeneous biodistribution of 131I over time to those obtained using the BOMAB phantom assuming a homogeneous distribution. Based on the correction factors, the internal contamination caused by 131I can be assessed using whole-body counters. These correction factors can minimize the influence of the biodistribution of 131I in whole-body counting measurement and improve the accuracy of internal dose assessment.
The low dose radiation is done for a long period, thus researchers have to know the exact dose distribution for the irradiated mouse. This research has been conducted in order to find out methods in transmitting an exact dose to mouse in a mouse irradiation experiment carried out using $^{137}Cs$ irradiation equipment installed in the DIRAMS (Dongnam Institution of Radiological & Medical Sciences) research center. We developed a single mouse housing cage and shelf with adjustable geometric factors such as distance and angle from collimator. The measurement of irradiated dose showed a maximal 42% difference of absorbed dose from the desired dose in the conventional irradiation system, whereas only 6% difference of the absorbed dose was measured in the self-developed mouse apartment system. In addition, multi mice housing showed much difference of the absorbed dose in between head and body, compared to single mouse housing in the conventional irradiation system. This research may allow further research about biological effect assessment for the low dose irradiation using the self-developed mouse apartment to provide more exact doses which it tries to transmit, and to have more reliability for the biological analysis results.
JiEun Lee;Hyo Jin Kim;Yong-Uk Kye;Dong-Yeon Lee;Wol Soon Jo;Chang-Geun Lee;Jung-Ki Kim;Yeong-Rok Kang
Journal of Radiation Protection and Research
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v.47
no.4
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pp.204-213
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2022
Background: The accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant increased the level of anxiety related to the radioactive contamination of various foods sourced in Japan. Particularly, after the accident, the detection of artificial radionuclides in locally produced foods raised food safety concerns. In this study, the radioactivity concentrations and annual ingestions of 40K and 137Cs in food products commonly and frequently consumed by the general public were investigated, and the annual effective dose of each was evaluated. Materials and Methods: The 2016-2018 data from the Radiation Safety Management Report released by the Korea Nuclear Safety Technology Center was referenced for the evaluation of the amounts of 40K and 137Cs contained in food. Using the food-ingestion survey mentioned above as a reference, we selected 62 foods to include in our radioactivity concentration and dose assessment. We also developed a questionnaire and evaluated the responses from the subjects who answered the questionnaire. Results and Discussion: The radioactivity concentration of 137Cs was found to be close to or below the level of minimum detectable activity. Additionally, the annual ingestion of 62 foods was 294.77 kg/yr, the effective doses from 40K and 137Cs were 136.4 and 0.163 μSv/yr, respectively. Conclusion: Thus, the findings confirmed that the effective dose from 40K and 137Cs in food tends to be lower than the effective dose limit of 1 mSv/yr suggested by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) Publication 60. The questionnaire developed in this study is expected to be useful for estimating the annual effective dose status of Korean adults who consume foods containing 40K and 137Cs.
The internal dose by food consumption mostly accounts for radiological dose of public around nuclear power plants (NPPs). But, food consumption rates applied to off-site dose calculation in Korea which are the result of field investigation around Kori NPP by the KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) in 1988, are not able to reflect the latest dietary characteristics of Korean. The food consumption rates to be used for radiological dose assessment in Korea are based on the maximum individual of US NRC (Nuclear Regulatory Commssion) Regulatory Guide 1.109. However, the representative individual of the critical group is considered in the recent ICRP (International Commission on Radiological Protection) recommendation and European nations' practice. Therefore, the study on the re-establishment of the food consumption rates for individual around nuclear power plant sites in Korea was carried out to reflect on the recent change of the Korean dietary characteristics and to apply the representative individual of critical group to domestic regulations. The Ministry of Health and Welfare Affairs has investigated the food and nutrition of nations every 3 years based on the Law of National Health Improvement. The statistical data such as mean, standard deviation, various percentile values about food consumption rates to be used for the representative individual of the critical group were analyzed by using the raw data of the national food consumption survey in $2001{\sim}2002$. Also, the food consumption rates for maximum individual are re-estimated.
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