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論文

Depth distributions of RBE-weighted dose and photon-isoeffective dose for boron neutron capture therapy

佐藤 達彦; 増永 慎一郎*; 熊田 博明*; 浜田 信行*

Radiation Protection Dosimetry, 183(1-2), p.247 - 250, 2019/05

粒子・重イオン輸送計算コードの放射線生物学への応用として、我々は、様々な放射線治療の治療効果を推定する確率論的マイクロドジメトリック運動学(SMK)モデルを開発している。本研究では、ホウ素・中性子捕捉療法の治療効果推定にSMKモデルを利用可能とするため、ホウ素薬剤の細胞内・細胞間不均一性及び線量率効果を考慮できるようモデルを改良した。改良したモデルは、過去において実施したホウ素薬剤を投与したマウスに中性子ビームを照射した動物実験結果を用いて検証した。発表では、改良したSMKモデル及び検証結果の詳細を報告する。

論文

メソポーラス加工を応用した新規アルミナ吸着剤の開発

福光 延吉*; 山内 悠輔*; Saptiama, I.*; 有賀 克彦*; 籏野 健太郎*; 熊田 博明*; 藤田 善貴; 土谷 邦彦

Isotope News, (760), p.15 - 18, 2018/12

核医学検査薬として最も多く使用されている$$^{99m}$$Tcの原料となる$$^{99}$$Moは我が国ではすべて輸入に頼っており、安定供給のため$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの国産化が望まれている。天然Moを中性子照射して$$^{99}$$Moを生成することは技術的には可能であるが、比放射能が低いことから、現在$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$TcジェネレータのMo吸着剤として用いられているアルミナの吸着性能向上が期待される。そこで、本研究ではメソポーラス技術を適用して表面積を増加させた新規アルミナの開発を進めている。アルミナは2通りの方法で合成し、一方はアルミナ-シリカ複合体でアルミナ/シリカ分子比及び焼成温度を段階的に変化させて合成する方法、一方がエタノール処理で焼成時間及び焼成温度を段階的に変化させて合成する方法である。本解説は、これらのメソポーラス加工を応用した新規アルミナの研究成果についてまとめたものである。

論文

Validation of the physical and RBE-weighted dose estimator based on PHITS coupled with a microdosimetric kinetic model for proton therapy

高田 健太*; 佐藤 達彦; 熊田 博明*; 纐纈 純一*; 武居 秀行*; 櫻井 英幸*; 榮 武二*

Journal of Radiation Research, 59(1), p.91 - 99, 2018/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:22.64(Biology)

陽子線や炭素線治療などの治療計画では、物理線量のみならず生物学的効果比(RBE)を考慮したRBE加重線量を評価する必要がある。本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSとマイクロドジメトリ運動学モデル(MKM)を組み合わせたRBE加重線量計算手法の精度検証を陽子線治療に対して実施した。その目的のため、筑波大学陽子線治療センターのビームラインを詳細に模擬した幾何形状をPHITS内で構築し、155MeV陽子の単色ビームと拡大ブラッグピーク(SOBP)ビームに対する物理線量及びRBE加重線量を計算した。計算値と過去における測定値を比較した結果、物理線量及びRBE加重線量に対して最大でそれぞれ3.2%及び15%程度の過大評価が見られるものの、両者は概ねよく一致することが分かった。この成果により、PHITSとMKMを組み合わせたRBE加重線量計算手法が陽子線治療に対しても十分な精度を有することが実証され、様々な放射線治療法の治療計画において本手法が有用となることが示された。

論文

Microdosimetric modeling of biological effectiveness for boron neutron capture therapy considering intra- and intercellular heterogeneity in $$^{10}$$B distribution

佐藤 達彦; 増永 慎一郎*; 熊田 博明*; 浜田 信行*

Scientific Reports (Internet), 8(1), p.988_1 - 988_14, 2018/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:3.76(Multidisciplinary Sciences)

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の治療効果は、使用するホウ素薬剤の細胞核内外における不均一性に依存する。本研究では、その不均一性を考慮したマイクロドジメトリ解析に基づく新たなBNCT治療効果推定モデルを提案する。モデルは、過去に重粒子線治療に対して提案したSMK(Stochastic Microdosimetric Kinetic)モデルを改良したものであり、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算した細胞核レベルの吸収線量分布から治療効果を推定する。開発したモデルは、従来利用されてきた2つのホウ素薬剤による治療効果の違いを的確に表現可能であり、将来のBNCT治療計画の高度化のみならず、創薬研究においても重要な役割を果たすことが期待できる。

論文

Characteristics of radiation-resistant real-time neutron monitor for accelerator-based BNCT

中村 剛実; 坂佐井 馨; 中島 宏; 高宮 幸一*; 熊田 博明*

Journal of Radiation Protection and Research, 41(2), p.105 - 109, 2016/06

加速器BNCT実用化研究開発を、つくば国際戦略総合特区のプロジェクトの下で実施している。この中で、我々はリアルタイム中性子モニターの研究の1つとして、SOF検出器の開発を行っている。このSOF検出器はJRR-4の臨床研究にも適用し実績を有するが、照射量が多くなると光ファイバーの劣化・損傷により、感度が低下することが報告されている。このため、本開発ではプラスチック光ファイバーを耐放射性に優れている石英光ファイバーに仕様を変更する改良を行った。劣化・損傷に関するデータを取得するため、改良したSOF検出器に用いられている光ファイバー及びシンチレータに対して、専用の照射実験用検出器を製作し、京都大学原子炉実験所KURの傾斜照射孔にて照射を行った。一方、検出器の特性測定については、KURの重水設備照射場を用いて波高分布測定を行った。実験結果より、改良した石英光ファイバー型SOF検出器は、既存のプラスチック型SOF検出器と同等以上の性能を有していることを確認した。また、石英光ファイバーは設定した熱中性子フルエンスの目標値に対して劣化・損傷による感度の低下が少ないことを確認した。

論文

Estimation of relative biological effectiveness for boron neutron capture therapy using the PHITS code coupled with a microdosimetric kinetic model

堀口 洋徳*; 佐藤 達彦; 熊田 博明*; 山本 哲哉*; 榮 武二*

Journal of Radiation Research, 56(2), p.382 - 390, 2015/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.51(Biology)

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の治療計画のためには、ホウ素の中性子捕獲反応により生成する$$alpha$$粒子やLi原子核に対する細胞生存率の生物学的効果比(RBE)を評価する必要がある。しかし、BNCTによる線量は、$$alpha$$粒子やLi原子核のみならず、窒素の中性子捕獲反応により生成する0.54MeVの陽子、水素と中性子の弾性散乱で生成する連続エネルギースペクトルを持つ陽子、水素の中性子捕獲反応で生成する$$gamma$$線とその2次電子など、多様な放射線により構成される。そこで、これらすべての放射線照射に対する細胞生存率のRBEを統一のモデルで評価するため、PHITSとMKモデルを組合せた新たなBNCT用RBE評価モデルを構築した。構築したモデルは、試験管及び水ファントム内で照射したホウ素含有及び非含有細胞の生存率をよく再現可能であり、BNCTの生物学的線量評価の高度化に有用となることがわかった。

論文

Investigation of irradiation conditions for recurrent breast cancer in JRR-4

堀口 洋徳; 中村 剛実; 熊田 博明*; 柳衛 宏宣*; 鈴木 実*; 佐川 尚司

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.234 - 237, 2010/10

研究用原子炉JRR-4を用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)では、再発乳癌への適用が検討されている。再発乳癌に対する最適な中性子照射条件の検討を行うため、再発乳癌を模擬した人体モデルに対して線量評価システム(JCDS)を用いた評価を実施した。線量評価モデルは、乳房切除術を施した後に再発した症例を設定して、単門照射(正面方向)及び多門照射(接線方向)について評価を行った。評価結果から、熱中性子ビームを用いることにより、体表付近に発症する再発乳癌に対して効率よく線量を付与し、正常組織(肺,心臓,肝臓)においては、熱外ビームに比べ50%以上線量を低下できることが明らかになった。多門照射を用いた評価でも、生体内に入射した中性子が入射方向に依存しない等方散乱を起こすため、単門照射と同様な生体内の線量分布が得られた。これにより、本再発乳癌評価モデルに対するBNCTでは、他の放射線治療において正常組織の線量の制御に有効である接線方向からの照射ではなく、熱中性子ビームを用いた単門照射が有効であるとの結論に至った。今後も異なる評価モデル,評価パラメータを用いた検討を実施し、最適な照射条件について評価を実施していく。

論文

Resumption of JRR-4 and characteristics of the neutron beam for BNCT

中村 剛実; 堀口 洋徳; 岸 敏明; 本橋 純; 笹島 文雄; 熊田 博明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.379 - 382, 2010/10

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に利用されている研究用原子炉JRR-4は、黒鉛反射体損傷によるトラブルで2008年1月に原子炉が停止した。このため、新しい黒鉛反射体を製作(仕様:黒鉛の幅を薄くし、水のギャップを増加)し、炉心内に装荷してある従来の反射体をすべて新しい反射体と入れ換えた炉心で、JRR-4の運転を再開(2010年2月)した。このため、新しい黒鉛反射体でのJRR-4炉心におけるBNCT用中性子ビームの特性実験を行った。実験体系は、コリメータの前に水円筒ファントムを設置し、ファントム内に、裸金線,カドミウム入り金線、及びTLDを配置させることによって、熱中性子束分布及び$$gamma$$線量分布を測定した。MCNPコードを用いた計算解析では、反射体変更前に対して、中性子エネルギースペクトルの有意な変化は見られなかったが、相対強度は約8%減少した。また、現在得られている実験結果も、計算解析結果と同じ傾向が見られた。実験及び計算解析との比較評価の詳細は、フルペーパーの中で報告を行う。

論文

Multistep lattice-voxel method utilizing lattice function for Monte-Carlo treatment planning with pixel based voxel model

熊田 博明*; 斎藤 公明; 中村 剛実; 榮 武二*; 櫻井 英幸*; 松村 明*; 小野 公二*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.238 - 241, 2010/10

In treatment planning for BNCT, Monte-Carlo method for the dose calculation is being generally applied. For JCDS-FX as a new treatment planning system, PHITS, a multi-purpose Monte-Carlo code has been employed to dose calculation. For the dose calculation for a human body, JCDS-FX can make a precise voxel model consisting of pixel based voxel cells like 0.4$$times$$0.4$$times$$2.0 mm$$^{3}$$ voxel in order to perform high-accuracy dose estimation. However, the miniaturization of the voxel size causes calculation time to increase. The aim of this study is to investigate sophisticated modeling method which can perform Monte-Carlo calculation for human geometry efficiently. Thus, we devised a new voxel modeling method "Multistep lattice-voxel method" which can configure a voxel model that combines different voxel sizes by utilizing the lattice function over and over. To verify the performance of the calculation with the modeling method, several calculations for human geometry were carried out. The verification results demonstrated that the Multistep lattice-voxel method enabled the precise voxel model to reduce calculation time substantially while keeping the high-accuracy dose estimation.

論文

Characteristics measurement of thermal neutron filter developed for improvement of therapeutic dose distribution of JRR-4

熊田 博明*; 中村 剛実; 堀口 洋徳; 松村 明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.414 - 417, 2010/10

In most of clinical studies of BNCT performed at JRR-4, dose given to a patient has been controlled in accordance with limitation of not brain dose in the body but skin dose. This is attributed to the high thermal neutron component of the epithermal neutron beam of JRR-4. The aim of this study is to enhance the therapeutic dose around tumor region by decreasing the thermal neutrons mixed in the beam. To reduce the thermal neutrons, we made a prototype of thermal neutron filter which can cut the thermal neutrons at just before patient. To verify the performance of the filter and the characteristics of the epithermal neutron beam with the filter, phantom irradiation experiments were carried out. And then the experimental values and Monte-Carlo calculations which had been performed to design the filter were compared. The verification results demonstrated that the application of the filter enabled to reduce the skin dose and to enhance the therapeutic dose at deeper region in a body. And the filter application also brings on extension of the irradiation time. We will perform further characteristic measurements for the filter in order to apply the filter to the clinical trials in practical use.

論文

Feasible evaluation of neutron capture therapy for hepatocellular carcinoma using selective enhancement of boron accumulation in tumour with intra-arterial administration of boron-entrapped water-in-oil-in-water emulsion

柳衛 宏宣*; 熊田 博明*; 中村 剛実; 東 秀史*; 生嶋 一朗*; 森下 保幸*; 篠原 厚子*; 藤原 光輝*; 鈴木 実*; 櫻井 良憲*; et al.

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.157 - 160, 2010/10

In the treatment of hepatocellular carcinoma (HCC), only 30 % patients can be operated due to complication of liver cirrhosis or multiple intrahepatic tumours. Tumour cell destruction in BNCT is necessary to accumulate a sufficient quantity of $$^{10}$$B atoms in tumour cells. In this study, we prepared BSH entrapped WOW emulsion by double emulsifying technique using iodized poppy-seed oil (IPSO), BSH and surfactant, for selective intra-arterial infusion to HCC, and performed the neutron dosimetry using CT scan imaging of HCC patient. The $$^{10}$$B concentrations in VX-2 tumour obtained by delivery with WOW emulsion was superior to those by conventional IPSO mix emulsion. In case of HCC, we performed the feasibility estimation of 3D construction of tumor according to the CT imaging of a patient with epithermal neutron mode at JRR-4. Normal liver biologically weighted dose is restricted to 4.9 Gy-Eq; the max., min. and mean tumour weighted dose are 43.1, 7.3, and 21.8 Gy-Eq, respectively, in 40 minutes irradiation. In this study, we show that $$^{10}$$B entrapped WOW emulsion could be applied to novel intra-arterial boron delivery carrier for BNCT.

報告書

ホウ素中性子捕捉療法のためのICP発光分光分析法による血液中ホウ素濃度分析

堀口 洋徳; 山本 和喜; 岸 敏明; 大竹 真一*; 熊田 博明*

JAEA-Research 2009-015, 38 Pages, 2009/07

JAEA-Research-2009-015.pdf:7.61MB

研究炉JRR-4では、ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究を行っている。その症例数は、悪性脳腫瘍だけでなく頭頸部癌や皮膚癌に対する適用の拡大により増加しており、1日に多数のBNCTを効率よく行うことが要求されている。BNCTは、患者に投与されたホウ素化合物中のホウ素($$^{10}$$B)と熱中性子との捕獲反応を利用しており、患者に付与する線量を決定するためには、血液中のホウ素濃度の測定が重要となる。現在は、即発$$gamma$$線分析(PGA)が血液中のホウ素濃度測定に用いられているが、原子炉を用いたPGAでは、1日に3回以上のBNCTに対応することができない。原子炉の運転に依存しない高精度な測定が必要であり、誘導結合プラズマ発光分光分析装置(ICP-AES)を用いた測定法の検討を行った。ICP-AESのホウ素標準試料にBSHを用いることにより、複雑な前処理を必要としない、安定した測定が可能となった。PGAを基準として求めた補正係数を用いることにより、目標精度である5%を満足した。これにより、1日に多数のBNCTに対応できる迅速な血液中のホウ素濃度測定法を確立した。

論文

Performance measurement of the scintillator with optical fiber detector for boron neutron capture therapy

米田 政夫; 熊田 博明; 石川 正純*; 中村 剛実; 山本 和喜; 松村 明*

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8, Suppl.), p.S254 - S257, 2009/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.83(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The thermal neutron flux can be easily measured in real time by using the SOF (Scintillator with Optical Fiber) detector. However the irradiation damage under high-intensity neutron flux causes the deterioration of the SOF detector due to the plastic scintillator in which $$^{6}$$LiF is blended. After irradiating the SOF detector for 4 hours (thermal neutron fluence approximately 2.0$$times$$10$$^{13}$$ neutrons/cm$$^{2}$$), the sensitivity of the SOF detector decreased by 3.0%. After irradiating the SOF detector for 2 months (thermal neutron fluence approximately 6.4$$times$$10$$^{14}$$ neutrons/cm$$^{2}$$), the sensitivity was reduced to 42%. Supposing that the thermal neutron fluence is 2$$times$$10$$^{12}$$ (neutrons/cm$$^{2}$$) on the surface of a patient in a BNCT treatment, the sensitivity of the SOF detector is reduced by approximately 0.3%. This report presents investigations on the deterioration of the SOF detector in irradiation experiments.

論文

Data processing methods for dynamic neutron tomography velocimetry

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Proceedings of 3rd International Workshop on Process Tomography (IWPT-3) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/04

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告であり、特に大規模な複数の動画データから3次元で動くトレーサの速度と軌跡を解析するデータ処理手法に関して報告する。本技術開発では、独自開発したソフトウェア内に多くの画像処理手法やCT再構成手法、そして速度・軌跡解析手法を研究開発して組み込むことにより、基礎試験体中のトレーサの速度と軌跡を解析可能とした。

論文

Dynamic neutron computer tomography technique for velocity measurement in liquid metal flow; Fundamental PTV experiment

呉田 昌俊; 熊田 博明*; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Journal of Physics; Conference Series, 147, p.012087_1 - 012087_14, 2009/03

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告である。高速度撮像中性子ラジオグラフィ,コンピュータ断層撮影技術(CT),粒子追跡技術を組合せた計測システムをモンテカルロ解析により設計・構築し、研究用原子炉JRR-4に装置を設置して技術実証試験を実施した。本試験の結果、125Hzと250Hzの記録速度で3次元で動くトレーサの速度と軌跡の時間変化を計測できる見通しが得られた。

論文

Dynamic neutron computer tomography technique for velocity measurement in liquid metal flow; Fundamental PTV experiment

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Proceedings of 6th International Symposium on Measurement Techniques for Multiphase Flows (ISMTMF 2008) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2008/12

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告である。高速度撮像中性子ラジオグラフィ,コンピュータ断層撮影技術(CT),粒子追跡技術を組合せた計測システムをモンテカルロ解析により設計・構築し、研究用原子炉JRR-4に装置を設置して技術実証試験を実施した。本試験の結果、125Hzと250Hzの記録速度で3次元で動くトレーサの速度と軌跡の時間変化を計測できる見通しが得られた。

報告書

JRR-4利用設備(照射設備,中性子ビーム設備,プール設備)の特性測定

岸 敏明; 本橋 純; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也

JAEA-Technology 2008-054, 99 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-054.pdf:3.22MB

JRR-4は、燃料ウラン濃縮度低減化を目的として改造を実施した。この改造の中で利用設備については、簡易照射筒の孔径12cmのLパイプから孔径15cmのNパイプへ大型化した。気送管照射設備については、短寿命放射化分析ができるよう改造を行った。ウラン濃縮度低減化した初装荷炉心と平衡炉心におけるJRR-4利用設備の特性測定結果について報告するものである。簡易照射筒のSパイプ及びDパイプ,水力照射設備,気送管照射設備について、特性測定結果により、改造後のその性能は改造前とほぼ同等の性能であることを確認した。Nパイプの照射均一度については、5%以下を達成することができた。新設した中性子ビーム設備では、中性子束が最大2.2$$times$$10$$^{13}$$m$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$であり、即発$$gamma$$線分析装置では、中性子束が1$$times$$10$$^{11}$$m$$^{-2}$$・s$$^{-1}$$であり、当初の設計目標を満足する値が得られた。これらは、医療照射,医療照射の基礎実験等を行うのに十分な性能である。

論文

「中性子場の線量評価; 測定原理から医療応用まで」議論のまとめ

谷村 嘉彦; 佐藤 達彦; 熊田 博明; 照沼 利之*; 榮 武二*; 原野 英樹*; 松本 哲郎*; 鈴木 敏和*; 松藤 成弘*

放射線, 34(2), p.135 - 139, 2008/04

中性子線の標準に関して、計量法に基づくトレーサビリティ制度(JCSS)が開始され、中性子防護計測の品質保証体系が整いつつある。また近年、医療においては、中性子捕捉療法のみならず、陽子・重粒子線治療などにおいても、中性子の線量評価の重要度が増しており、その品質保証を見据える必要がある。ところが、中性子線の標準分野と中性子に関係する医療分野との情報交換は十分とは言い難い状況である。そこで、本シンポジウムでは、さまざまな分野の講師6名により、中性子線量の測定原理から、測定器の校正技術,トレーサビリティ,計算シミュレーション,医療応用に関する最新の話題を紹介していただいた。最後に、パネルディスカッションで、現状や解決すべき課題について議論を行った。本報告では、議論の内容を(1)中性子測定器,(2)測定器の校正,(3)線量の精度・トレーサビリティ,(4)シミュレーション計算,(5)ホウ素捕捉療法における線量評価,(6)陽子線・重粒子線治療における線量評価という観点でまとめる。

論文

Development of JCDS, a computational dosimetry system at JAEA for boron neutron capture therapy

熊田 博明; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 中川 義信*

Journal of Physics; Conference Series, 74, p.021010_1 - 021010_7, 2007/00

原子力機構では、JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究に不可欠な線量評価システム、JCDSを開発している。JCDSは、中性子照射によって患者に付与される線量をモンテカルロ計算によって評価し、最適な照射条件を導出できる治療計画用ソフトウェアである。JCDSによる評価方法は、医療画像データを用いて患者の3次元モデルを作成し、輸送計算可能なボクセルモデルに変換して、中性子,光子輸送モンテカルロ計算コード,MCNPでの計算を実行し、患部及び周辺組織の線量分布を求めるシステムである。最新のシステムはボクセルのサイズを2$$times$$2$$times$$2mm$$^{3}$$まで微細化することにより、線量評価精度を向上させている。また最近のがん診断技術であるPETの画像を活用し、腫瘍領域を適切に評価対象領域として抽出して評価することが可能となった。さらに現在、計算コードをMCNPからPHITSに変更しており、これによりBNCTだけでなく、陽子線治療,重粒子線治療に対する線量評価も実施できるように高度化している。本学会において、JCDSによる評価手法とその評価性能と、最新の技術開発について報告を行う。

論文

Successful BNCT for patients with cutaneous and mucosal melanomas; Report of 4 cases

森田 倫正*; 平塚 純一*; 桑原 千秋*; 粟飯原 輝人*; 小野 公二*; 福田 寛*; 熊田 博明; 原田 保*; 今城 吉成*

Proceedings of 12th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-12), p.18 - 20, 2006/12

2003年から川崎医科大学の医療グループは、原子力機構のJRR-4と京都大学原子炉実験所のKURを用いてBNCTの臨床研究を開始している。われわれは踵の悪性黒色腫の患者2名、口腔粘膜の悪性黒色腫1例、膣の悪性黒色腫の患者1例、計4名に対してBNCTを実施した。2名に関しては正常組織に対して耐用線量を超えるダメージを経験したものの、すべての症例で数か月以内で治療できた。この結果は、BNCTが皮膚の悪性黒色腫だけでなく、粘膜の腫瘍に対しても治療効果が期待できることを示すものである。

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