본 연구의 목적은 한국원자력연구원에서 개발되고 있는 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기의 성능을 평가하고 개선방안을 연구함으로써 의학적 유효성을 확보하는 것이다. 이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기를 이용하여 $^{99m}Tc$ 용출 방사능량 시험, $^{99m}Tc$정도평가, $^{99m}Tc-DPD$, $^{99m}Tc-tetrafomin$ 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다. 용출 방사능양은 상용 제품에 동일 용량에 비해 다소 적었으나, 발열성 물질 검사를 제외한 전영역의 $^{9m}Tc$정 도평가 실험에서 정상범위를 나타냈다. 표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다. $^{99m}Tc-HDP$와 $^{99m}Tc-DPD$를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다. 이에 원자력 연구원 발생기는 발열성 물질을 제거한다면 비상시 훌륭한 대체 발생기 역할을 수행할 수 있을거라 생각한다.
본 연구의 목적은 한국원자력연구원에서 개발되고 있는 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기의 성능을 평가하고 개선방안을 연구함으로써 의학적 유효성을 확보하는 것이다. 이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 $(n,{\gamma})^{99}Mo/^{99m}Tc$발생기를 이용하여 $^{99m}Tc$ 용출 방사능량 시험, $^{99m}Tc$정도평가, $^{99m}Tc-DPD$, $^{99m}Tc-tetrafomin$ 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다. 용출 방사능양은 상용 제품에 동일 용량에 비해 다소 적었으나, 발열성 물질 검사를 제외한 전영역의 $^{9m}Tc$정 도평가 실험에서 정상범위를 나타냈다. 표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다. $^{99m}Tc-HDP$와 $^{99m}Tc-DPD$를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다. 이에 원자력 연구원 발생기는 발열성 물질을 제거한다면 비상시 훌륭한 대체 발생기 역할을 수행할 수 있을거라 생각한다.
Purpose: The Molybdenum which is the raw material of $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator is produced from the nuclear reactor. However, output has dwindled as the two nuclear reactors supplying the bulk of radioactive material-one in Chalk River, Ontario and the other in Petten, the Netherlands-...
Purpose: The Molybdenum which is the raw material of $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator is produced from the nuclear reactor. However, output has dwindled as the two nuclear reactors supplying the bulk of radioactive material-one in Chalk River, Ontario and the other in Petten, the Netherlands-have been closed for repairs or maintenance. This resulted in the enhancement of its price. So $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator using$(n,{\gamma})^{99}Mo$ is developed by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Medicinal availability of this generator is evaluated in this study. Materials and Methods: The radioactivity of $^{99m}Tc$ eluted in generator 1, 2 and 3 unit developed by KAERI was measured. The quality control test of generator such as appearance test, pH test, LAL test, sterility test, chemical impurity (Al) test and radiochemical purity test were performed. Planar and SPECT/CT image sof SD rat (6 weeks, Female) at 2 hr after injection of $^{99m}Tc-HDP$ (hydroxymethylenediphosphonate) (TechneScan HDP, Malinckrodt Medical, Dutch) and $^{99m}Tc-DPD$ (diphosphono-1, 2-propanedicarboxylicacid) (TECEOS, CIS bio international, France) which were labeled with $^{99m}Tc$ eluted in KAERI and commercial generator (40.5 GBq, Malinckrodt Medical, Dutch) using SPECT/CT camera (Symbia, Siemense, Germany) were obtained respectively. Results: The mean radioactivity of $^{99m}Tc$ elution generator 1unit was 4.18 GBq (113 mCi), generator 2 unit was 4.73 GBq (128 mCi) and generator 3 unit was 3.33 GBq (90 mCi). All quality control tests were within normal limit except pyrogentest. Pyrogen test was positive. Planar and SPECT/CT images of rat injected $^{99m}Tc-HDP$ which was labeled with $^{99m}Tc$ eluted in commercial generator show increased uptake in bone, stomach and bowl. Planar images show increased uptake in liver and bone in case of $^{99m}Tc-DPD$. However, images of rat injected $^{99m}Tc-HDP$ and $^{99m}Tc-DPD$ which were labelled $^{99m}Tc$ eluted in KAERI generator show increased uptake in bone, liver and spleen. Conclusion: If shortcoming is removed such as pyrogen and liver appearance, domestic role as an alternative generator is thought to be able to fill and to secure the national medical service by supplying $^{99m}Tc$ when the supply of $^{99m}Tc$ be comes short.
Purpose: The Molybdenum which is the raw material of $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator is produced from the nuclear reactor. However, output has dwindled as the two nuclear reactors supplying the bulk of radioactive material-one in Chalk River, Ontario and the other in Petten, the Netherlands-have been closed for repairs or maintenance. This resulted in the enhancement of its price. So $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator using$(n,{\gamma})^{99}Mo$ is developed by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Medicinal availability of this generator is evaluated in this study. Materials and Methods: The radioactivity of $^{99m}Tc$ eluted in generator 1, 2 and 3 unit developed by KAERI was measured. The quality control test of generator such as appearance test, pH test, LAL test, sterility test, chemical impurity (Al) test and radiochemical purity test were performed. Planar and SPECT/CT image sof SD rat (6 weeks, Female) at 2 hr after injection of $^{99m}Tc-HDP$ (hydroxymethylenediphosphonate) (TechneScan HDP, Malinckrodt Medical, Dutch) and $^{99m}Tc-DPD$ (diphosphono-1, 2-propanedicarboxylicacid) (TECEOS, CIS bio international, France) which were labeled with $^{99m}Tc$ eluted in KAERI and commercial generator (40.5 GBq, Malinckrodt Medical, Dutch) using SPECT/CT camera (Symbia, Siemense, Germany) were obtained respectively. Results: The mean radioactivity of $^{99m}Tc$ elution generator 1unit was 4.18 GBq (113 mCi), generator 2 unit was 4.73 GBq (128 mCi) and generator 3 unit was 3.33 GBq (90 mCi). All quality control tests were within normal limit except pyrogentest. Pyrogen test was positive. Planar and SPECT/CT images of rat injected $^{99m}Tc-HDP$ which was labeled with $^{99m}Tc$ eluted in commercial generator show increased uptake in bone, stomach and bowl. Planar images show increased uptake in liver and bone in case of $^{99m}Tc-DPD$. However, images of rat injected $^{99m}Tc-HDP$ and $^{99m}Tc-DPD$ which were labelled $^{99m}Tc$ eluted in KAERI generator show increased uptake in bone, liver and spleen. Conclusion: If shortcoming is removed such as pyrogen and liver appearance, domestic role as an alternative generator is thought to be able to fill and to secure the national medical service by supplying $^{99m}Tc$ when the supply of $^{99m}Tc$ be comes short.
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문제 정의
본 연구의 목적은 한국원자력연구원에서 개발되고 있는 (n,γ)99Mo/99mTc발생기의 성능을 평가하고 개선방안을 연구함으로써 의학적 유효성을 확보하는 것이다.
제안 방법
6) 알루미늄 breakthru 키트(Model# 150-780, Biodex)를 이용하여 aurintricarboxylic acid 도포되어 있어 알루미늄이온과 결합하면 적색을 띠는 여과지에 표준 알루미늄용액을 10 μL 점적하고 다른 여과지에 각각의 발생기에서 용출된 99mTc을 10 μL씩 묻혀 두 여과지의 변색 정도를 비교 확인하였다.
99mTc용액의 99Mo의 오염을 측정하는 것으로써 99mTc의 방사선(140 kev)은 완전히 차단하고 99Mo의 방사선은 대부분 통과시킬 수 있는 두께 6 mm 납용기에 각각의 발생기에서 용출된 99mTc용액을 넣고 NaI (TI)검출기(Biodex, Atom LAB 200)를 이용하여 방사능을 측정하였다.
각각의 발생기에서 용출된 99mTc을 BAP 키트(Sheep blood agar plateAM 601-02, 아산제약)에 골고루 도포하여 30-35℃ 로 유지된 배양기 안에서 48시간 배양 후 박테리아 성장 유무를 확인하였다.
각각의 발생기에서 용출된 99mTc을 pH 테스트 종이(Scientific universal indicator paper, Doosan)에 각각 점적하여 99mTc의 정상범위인 pH 5.5-8에 포함되는지 여부를 확인하였다.
각각의 발생기에서 용출된 99mTc을 백색의 광원하에서 이물질이 있는지에 대한 여부와 무색 투명한 상태로 존재하는지를 육안으로 확인하였다.
발생기로부터 용출한 99mTc의 방사화학적 순도를 측정하기 위하여 사용된 방사성 의약품은 현재 임상에서 가장 많이 이용되는 영상검사로 국내에서 시행된 핵의학 영상검사의 약 38% 차지하는 골스캔에 사용 되고 있는 diphosphono-1,2-propanedicarboxylic acid (DPD) (TECEOS, CIS bio international, France)와 심장 스캔에 널리 이용되고 있는 Tetrofosmin (MYOVIEW, GE health care. UK)을 용출된 99mTc과 표지 시킨 후 방사크로마토그람 스캐너(Bioscan, AR-2000)로 박층크로마토그라피(TLC; Thin Layer Chromatography)를 실시하였다. 이때 DPD는 고정상으로 silicagel 60F254 (Merk, Germany.
원자력 연구원에서 제공한 발생기(2호기)에서 용출된 99mTc과 상용화된 발생기(40.5 GBq, Malinckrodt Medical, Dutch)에서 용출된 99mTc에 hydroxymethylene diphosphonate(HDP) (TechneScanHDP, Malinckrodt Medical, Dutch)와 DPD를 표지 후 SD 쥐(6주: 암컷)에 주사(74 MBq, 2 mCi) 2시간 후 SPECT/CT 카메라(Symbia, Siemense, Germany)를 이용하여 99mTc-HDP는 평면영상 및 SPECT/CT 영상, 99mTc-DPD는 평면영상을 각각 획득하였다.
이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 (n,γ)99Mo/99mTc발생기를 이용하여 99mTc 용출 방사능량 시험, 99mTc정도평가, 99mTc-DPD, 99mTc-tetrafomin 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다.
이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 (n,γ)99Mo/99mTc발생기를 이용하여 99mTc 용출 방사능량 시험, 99mTc정도평가, 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다.
화, 수요일부터 금요일까지 총 3기의 발생기를 1회/일 총 11회 용출하여 각각의 방사능을 측정하였다.
대상 데이터
2012년 7월 25일(수) 1호기, 동년 7월 31일(화) 2호기와 3호기 총 3기의 18.5 GBq (500 mCi) 발생기를 한국원자력연구원으로부터 공급받아 다음과 같은 실험을 실행하였다.
이론/모형
투구게(Horseshoe crab)의 혈액 세포에서 얻은 특정 단백질로 발열성 물질과 만나면 응고 되는 현상을 이용한 LAL(Limulus Amebocyte Lysate)검사법5)을 적용하였다. 1 mL 주사기를 이용하여 약 10 μL의 99mTc을 양성, 음성키트에 주입한 후 양성 키트에 0.
성능/효과
(n,γ)99Mo를 이용하여 한국 원자력 연구원에서 개발한 발생기는 상용화된 발생기에 비하여 용출된 방사능양이 적고, 발열성 물질검사에서 모두 발열 물질이 존재하는 것으로 나타났다.
1회/일(24시간 주기, 오전 8시 용출) 1호기 평균 용출량은 4.18 GBq (113 mCi), 2호기 4.73 GBq (128 mCi), 3호기 3.33 GBq (90 mCi)를 보였다(Table 1).
표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다. 99mTc-HDP와 99mTc-DPD를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다. 이에 원자력 연구원 발생기는 발열성 물질을 제거한다면 비상시 훌륭한 대체 발생기 역할을 수행할 수 있을거라 생각한다.
각각의 발생기에서 용출된 99mTc은 모두 육안으로 확인되는 이물질이 없었고, 무색 투명한 상태를 유지하고 있었다.
각각의 발생기에서 용출한 99mTc과 결합한 99mTc-DPD의 결합효율은 97% 이상을 보였고99mTc-Tetrofosmin의 결합효율은 90% 이상을 보였다.
2 mL, 음성 키트에 1 mL 멸균 증류수를 피펫으로 투입한 다음 적당히 혼합하여 배양기에서 37℃로 1시간 동안 배양하였다. 배양 후 양성키트는 겔 형태로 변화되고, 음성키트는 변화 없음을 각각의 발생기에서 용출된 99mTc에 대하여 확인하였다.
상용화 발생기에서 용출한 99mTc과 결합한 99mTc-DPD의 쥐 영상에서 간과 뼈를 관찰할 수 있었다. 99mTc-DPD의 결합효율은 97%였다.
상용화 발생기에서 용출한 99mTc과 결합한 99mTc-HDP의 쥐 영상에서 뼈, 위, 장을 관찰할 수 있었다. 99mTc-HDP의 결합효율은 97%였다.
알루미늄 이온의 용출 여부를 확인하기 위하여 알루미늄 breakthru 키트를 사용하여 비색 실험을 한 결과, 표준액과 비교하였을 때 99mTc 용출액을 묻힌 여과지 변색이 없어 알루미늄은 용출되지 않았다.
이를 위해 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 제조된 (n,γ)99Mo/99mTc발생기를 이용하여 99mTc 용출 방사능량 시험, 99mTc정도평가, 99mTc-DPD, 99mTc-tetrafomin 표지수율 및 동물영상 평가를 진행하였다. 용출 방사능양은 상용 제품에 동일 용량에 비해 다소 적었으나, 발열성 물질 검사를 제외한 전영역의 9mTc정도평가 실험에서 정상범위를 나타냈다. 표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다.
원자력 연구원 발생기에서 용출한 99mTc과 결합한 99mTc-HDP의 쥐 영상에서 뼈, 간, 비장, 장을 관찰할 수 있었다. 99mTc-HDP의 결합효율은 97%였다.
원자력 연구원 발생기에서 용출한 99mTc과 결합한 99mTcDPD의 쥐 영상에서 간, 비장, 뼈를 관찰할 수 있었다. 99mTcDPD의 결합효율은 97%였다.
Mo를 이용하여 한국 원자력 연구원에서 개발한 발생기는 상용화된 발생기에 비하여 용출된 방사능양이 적고, 발열성 물질검사에서 모두 발열 물질이 존재하는 것으로 나타났다. 쥐 실험에서 99mTc-DPD는 상용화된 발생기와 연구원 발생기 모두에서 간이 관찰되었고 99mTc-HDP는 한국 원자력 연구원 발생기에서는 간과 비장이 관찰되었으나 상용화된 발생기에서는 관찰되지 않았다.
용출 방사능양은 상용 제품에 동일 용량에 비해 다소 적었으나, 발열성 물질 검사를 제외한 전영역의 9mTc정도평가 실험에서 정상범위를 나타냈다. 표지 수율도 90% 이상 높은 수율을 관찰할 수 있었다. 99mTc-HDP와 99mTc-DPD를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다.
후속연구
99mTc-HDP와 99mTc-DPD를 주입한 쥐 영상에서 한국 원자력 연구원 발생기는 모두 간과 비장의 집적을 관찰할 수 있었고 간과 비장은 상용발생기 일부에서도 관찰되었다. 이에 원자력 연구원 발생기는 발열성 물질을 제거한다면 비상시 훌륭한 대체 발생기 역할을 수행할 수 있을거라 생각한다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
99Mo-99mTc는 어떻게 사용될 수 있는가
방사성 핵종 발생기는 1920년에 Failla가 222Rn의 생산을 위한 226Ra-222Rn발생기의 개발로 특허권을 취득하였고,1) 1937년 Berkeley 대학의 Perrier와 Segre에 의해 99Mo-99mTc발생기가 발명되었다. 특히 진단용 물질을 표지하는 방사성 핵종을 무담체 상태로 얻을 수 있는 99Mo-99mTc발생기는 핵의학 체내 검사에서 가장 많이 사용되고 있으며,2,3) 99mTc (반감기 6시간)은 일반적으로 모핵종인 99Mo (반감기 67시간)의 발생기 체계인 방사평형원리를 이용해서 분리되어진다. 99Mo-99mTc 발생기의 경우 원료물질인 몰리브덴은 원자로에서 원자핵 반응에 의한 산물이다.
방사성 핵종 발생기는 누가 개발하였는가
임상 및 기초 핵의학 분야에서 방사성동위원소를 생산할 수 있는 방사성 핵종 발생기는 아주 중요한 역할을 하고 있다. 방사성 핵종 발생기는 1920년에 Failla가 222Rn의 생산을 위한 226Ra-222Rn발생기의 개발로 특허권을 취득하였고,1) 1937년 Berkeley 대학의 Perrier와 Segre에 의해 99Mo-99mTc발생기가 발명되었다. 특히 진단용 물질을 표지하는 방사성 핵종을 무담체 상태로 얻을 수 있는 99Mo-99mTc발생기는 핵의학 체내 검사에서 가장 많이 사용되고 있으며,2,3) 99mTc (반감기 6시간)은 일반적으로 모핵종인 99Mo (반감기 67시간)의 발생기 체계인 방사평형원리를 이용해서 분리되어진다.
99Mo-99mTc를 생산할 수 있는 시설은 전세계적으로 몇곳이나 있는가
일반적으로 전 세계적으로 공급되고 있는 99mTc는 우라늄을 핵분열 시킨 후 추출하여 얻어지는 99Mo를 이용하여 생산된다. 이러한 시설을 갖춘 원자로는 세계에서 5-6곳 밖에 없어 독과점 형태로 국제 공급이 이루어지고 있다. 문제는 이들 원자로들의 노후화로 인해 2008년에 동시다발적인 불시정지 사태가 발생하게 되고, 이것이 국제적인 99Mo 공급불안정으로 이어지게 되었다.
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