원자력병원에 설치된 MC-50 의학용 싸이클로트론은 4년간의 장비 도입 계획, 장비 인수 및 설치 그리고 빔 특성조사를 거쳐서 1986년 11월부터 가동을 시작하였다. MC-50 싸이클로트론은 현재 중성자치료 및 방사성 동위원소 생산에 이용되고 있다. 1989년 12월 현재, 중성자선 치료는 총 179명(1852 sessions)의 환자에서 시행되었다. 핵의학 분야에 이용되는 방사성 동위원소의 생산은 표적운반, 표적용융, 빔 진단 그리고 화학적 처리과정에 관한 문제들을 해결하기 위한 다각적인 연구를 거친 후 1989년 3월부터 시작하였다. 이 논문은 중성자 치료와 동위원소 생산에 이용된 MC-50 싸이클로트론의 운영 현황 및 장비의 특성에 대하여 기술하였으며, 또한 1989년도의 운영결과 및 제반 문제점들을 요약하였다. 1989년도 총 운전시간은 1252.5시간이었으며 이 중 중성자 치료에 400시간을 이용하였다(599 sessions). 동위원소 생산에는 832.5시간을 이용하여 총 1695mCi(Ga-67 : 1478mCi, Tl-201 : 107 mCi, I-123 : 25mCi, In-111 : 85mCi)를생산하였다. 빔 특성실험 및 기타 연구에는 20시간을 이용하였다. 1989년도의 가동율은 88.2%이었으며 전년도의 71.0%에 비하여 현저히 향상되었다.
대기 중에 존재하는 우라늄 동위원소 분석을 위해서 일반적으로 알파분광분석법(alpha spectrometry)이 사용되고 있으며, 정확한 분석을 위해서는 정밀한 방사화학 전처리가 요구된다. 보편적인 방사화학 전처리 방법으로는 회화법(ashing method) 및 알칼리 용융법(alkali fusion method)가 있다. 그러나 회화법의 경우 전처리 시간이 길어 빠른 분석이 어렵다는 단점이 있으며, 이와 달리 알칼리 용융법은 단시간 내에 전처리가 가능하다는 장점은 있으나 보편적으로 전처리 장비의 무게가 무겁고 분석 소요 비용 역시 상당히 높다는 단점이 있다. 이러한 단점들은 신속한 분석 결과가 요구되는 방사능 사고 분석 또는 IAEA 안전조치 물자재고 검사(Physical Inventory Verification, PIV) 수행시, 효율성을 저하시키는 원인이 된다. 이에 본 연구에서는 간편하면서도 주어진 짧은 시간 내에 공기 중 우라늄 동위원소 분석을 완료하는 것을 목적으로, 초음파 세척법(ultrasonic cleaning method)을 이용한 새로운 방사화학 전처리 방법을 개발하였다. 또한 초음파 세척법의 효율성 분석을 위해 전처리 소요시간, 편의성, 소요비용, 우라늄 동위원소 회수율의 측면에서 기존의 방법들과 비교 분석하였다. 동일 조건의 공기 포집시료에 대해 비교실험을 수행한 결과, 본 연구에서 개발한 초음파 세척법을 활용한 공정은 상대적으로 전처리 시간도 짧고, 이동이 간편하며, 저가이며, 단순함에도 불구하고 기존 방식과 비교하여 유사한 회수율을 보였다.
Co-60 및 Ir-192 등의 방사성 동위원소가 비파괴 검사(Non-Destructive Test; NDT) 등의 분야에서 널리 쓰임에 따라 방사선 안전관리가 매우 중요시되고 있다. 본 연구에서는 요오드화수은(Mercury(II) Iodide; $HgI_2$)의 선원추적 시스템 적용 가능성을 평가하였다. $HgI_2$로 제작된 Unit cell 센서의 신뢰도 검증을 위한 전기적 특성평가를 수행한 후, 방사선에 대한 센서의 위치의존성을 분석하고, Planning system의 선량 분포와 비교하였다. 평가결과, R-sq>0.99 이상의 선형성과 CV<0.015 이하의 재현성을 보이며 신뢰도가 높은 것으로 나타났다. 또한, 위치의존성 평가에서는 센서의 isocenter에서 최댓값이 측정되었으며, 거리에 따라 점진적 감소를 나타냈다. 그러나 Planning system 상의 선량 분포 데이터와는 최대 30%의 차이를 보였는데, 센서는 단일지점으로부터 데이터를 수집하는 Planning system과 달리 면적으로부터 수집하기 때문으로 사료된다.
강화도 장화리 니질 조간대의 계절 변화에 따른 지형 변화와 퇴적 환경을 알기 위해서 4개 측선의 지형 변화, 112점의 표층 퇴적물 그리고 2점의 주상 퇴적물을 얻어 퇴적학적 분석과 방사선 동위원소 분석을 수행하였다. 표층 퇴적물은 크게 4가지의 퇴적상 즉, 사질, 니질 사, 사질 니, 실트로 나누어졌다. 장화리 조간대는 겨울철로 갈수록 표층 퇴적상이 조립해지고, 조간대 경사가 급해지는 등 전형적인 계절적 변화가 나타났다. 주상퇴적물에서 전체적인 퇴적상은 실트가 우세하고 분급은 불량하였다. Pb-210 동위원소를 분석한 결과 강화도 조간대의 평균 퇴적속도는 약 5 mm/yr로 나타났다. 또한 주상시료 최상부 퇴적상의 차이는 최근 이 연구 지역의 급격한 퇴적환경 변화를 지시하며, 이는 최근 주변 해역의 대규모 연안 개발 사업과 연관되어있는 것으로 사료된다.
전리함을 사용한 흡수선량 측정시 대기 보정계수의 측정은 필수적인 요소이다. 일반적으로는 기압계 및 온도계를 이용하여 대기 보정계수를 얻고 있는데 본 실험에서는 $^{90}Sr$ 방사성 등위원소를 사용하여 보정계수를 얻고 그 값들을 비교하고자 한다. PTW 사의 Radioactive Check Device, Unidos Elecetrometer 및 0.6 co Ion Chamber를 이용하여 각각의 다른 환경 조건하에서 대기 보정계수를 구하고 온도계와 기압계를 사용하여 구한 대기 보정계수를 비교해 본 결과 그들은 0.2 % 이내로 잘 일치가 되었다. 이론적으로 온도계 및 기압계를 사용할 경우 전체 선량의 불확정도는 ${\pm}$1.2 - 1.6 % 인데 반하여 $^{90}Sr$ 방사성 동위원소를 사용할 경우 전체 선량의 불확정도는 ${\pm}1.02%$로 계산할 수 있다. $^{90}Sr$ 방사성 동위원소를 사용한 방법은 온도계 및 기압계의 정기적인 검교정이 없을 경우 발생할 수 있는 오차를 줄일 수 있으며 보다 정확한 보정계수를 얻을 수 있다.
가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)
이 보고서는 국제원자력기구(IAEA, International Atomic Energy Agency) 회원국의 요청에 의해 매2년마다 발간되는 “원자력 기술 분석(Nuclear Technology Review)을 요약한 것이며, 2005년 말을 기준으로 발간된 것이다. 원 보고서에 포함된 내용은 원자력 발전, 핵융합, 핵연료, 방사성 동위원소 및 방사선, 관련 연구 개발 등에 대한 오늘과 향후 발전상을 검토한 것이나 여기서는 원자력 발전을 중심으로 요약했다. 보다 궁금한 사항은 IAEA 연례보고서인 2006년 Annual Report에서도 볼 수 있으며 홈페이지인 WWW.iaea.org을 방문하여 영어로 된 보고서를 접할 수 있다. 이 보고서를 요약한 것은 IAEA에서 보는 각국 및 세계 원자력의 현황과 전망을 소개함으로써 국내의 많은 원자력 가족 및 원자력산업에 조금이라도 도움이 되었으면 하는 데 있다.
이리듐-192(lr-192)는 각종 형태의 암조직의 특성에 맞게 변형하여 적절히 사용되는 특수치료용 동위원소로서, 반감기가 74일로 짧으며 에너지도 낮아 보관$\cdot$관리가 용이하고, 금속 철선 형태로 제작되어 인체내의 암조직에 바늘상태로 자입하는데 편리하게 사용되므로 근접치료에 가장 보편적으로 사용된다. 또한 라듐(Ra-226)이나 세슘(Cs-137)과 달리 시술하는 의료진의 방사선피폭에 전혀 문제가 없다. 원자력병원 연구팀은 최근 이를 이용, 안구 적출없이 안구암흑색종을 치료하는 신기술을 개발한 바 있다.
원자력발전의 고유한 문제점을 해결할 수 있는 새로운 집적폐회로형 AMBIDEXTER 원자력시스템 개념을 제안하였다. 이 복합시스템은 일체형 원자로를 중심으로 열/에너지 변환회로와 방사선/물질 수송회로를 서로 독립적으로 구성하므로 최소 방사선 위험부담 아래서 원자력에너지의 잇점을 극대화하는 설계이다. 특히 방사선/물질 수송회로로부터 분리된 고준위 방사성 폐기물에서 고부가가치 동위원소나 방사선원을 선별적으로 용이하게 추출, 활용할 수 있다. 원자로 계통은 얇고 큰 Hastelloy 합금 원자로용기 내부를 노심, 침니, 열교환기, 다운캄어 및 입구플레넘 콤파트먼트로 분할하여 배관이나 벨브관이 없으므로 기기파손으로 인한 방사성물질의 대량 외부 누출은 불가능하다. Th/233U 용융염핵연료의 핵물리 및 열수력학적 특성을 살려 AMBIDEXTER 노심의 핵적 자활성 설계에 융통성을 부여하는 변성핵연료주기를 도입하면 핵연료자원의 공급 안정화나 핵확산방지의 투명성 제고에 큰 효과가 있다. AMBIDEXTER 설계연구에 관련된 핵심기술들은 일찍이 미국 ORNL에서 시작한 MSR 프로그램을 통해 개발되어 이미 대부분 상용화하고 있기 때문에 현재 추진 중인 250 MWth급 원형로 모듈의 개념개발에서는 주로 시스템 통합에 관한 문제들이 중점적으로 다루어진다.
We attempted to purify radiolabeled RNA using Sephadex G-15 and G-50 chromatography instead of commercial RNA purification kit. In the Sephadex G-15 chromatography the major portion of RNA was eluted in the fractions ranging from 3rd to 5th whereas broad elution profile of RNA was obtained from the Sephadex G-50 chromatography. The elution profile and purity of RNA obtained from Sephadex G-15 chromatography was very similar to that by commercial RNA purification kit. Furthermore, operating time required for purification of RNA by Sephadex G-15 was rather smaller than that by commercial kit. Overall results suggest that the purification of radiolabeled RNA using Sephadex G-15 is more money and time saying than using commercial RNA purification kit.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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