• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.40 no.3
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• pp.124-131
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• 2015

Radiation exposure to humans can be caused by the gamma rays emitted from natural radioactive elements(such as uranium, thorium and potassium and any of their decay products) of Naturally Occurring Radioactive Materials(NORM) or Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials(TENORM) added consumer products. In this study, assume that activity of radioactive elements is $^{238}U$, $^{235}U$, $^{232}Th$ $1Bq{\cdot}g^{-1}$, $^{40}K$ $10Bq{\cdot}g^{-1}$ and the gamma rays emitted from these natural radioactive elements radioactive equilibrium state. In this study, reflected End-User circumstances and evaluated annual exposure dose for products based on ICRP reference voxel phantoms and ICRP Recommendation 103 using the Monte Carlo Method. The consumer products classified according to the adhere to the skin(bracelet, necklace, belt-wrist, belt-ankle, belt-knee, moxa stone) or not(gypsum board, anion wallpaper, anion paint), and Geometric Modeling was reflected in Republic of Korea "Residential Living Trend-distributions and Design Guidelines For Common Types of Household.", was designed the Room model($3m{\times}4m{\times}2.8m$, a closed room, conservatively) and the ICRP reference phantom's 3D segmentation and modeling. The end-user's usage time assume that "Development and Application of Korean Exposure Factors." or conservatively 24 hours; in case of unknown. In this study, the results of the effective dose were 0.00003 ~ 0.47636 mSv per year and were confirmed the meaning of necessary for geometric modeling to ICRP reference phantoms through the equivalent dose rate of belt products.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.15 no.7
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• pp.1041-1047
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• 2021

In this study, the effective dose for frequently general radiography among the diagnostic reference level (DRL) for examinations provided by the government in Korea was evaluated using the Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) simulation tool. We were selected to evaluate for a total of 5 examination sites which included head anterior-posterior, chest (posterior-anterior, lateral), abdomen anterior-posterior and pelvis anterior-posterior. Physical conditions such as tube voltage and tube current used in MCNPX simulation were used in domestic conditions of the Korea Disease Control and Prevention Agency (KDCA). To evaluate domestic medical radiation exposure, we used the HDRK-Man computerized human phantom manufactured based on the international standard ICRP 103 that was applied to the MCNPX simulation. The phantom could represent the standard body shape of Koreans. As a results, the effective dose corresponding to the DRL based on adult males of head anterior-posterior position was 0.086 mSv, chest posterior-anterior position was 0.05 mSv, chest lateral was 0.354 mSv, abdomen anterior-posterior position was 0.548 mSv, and pelvis anterior-posterior position was 0.451 mSv.

• Journal of radiological science and technology
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• v.26 no.2
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• pp.37-42
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• 2003

Purpose : Computed tomographic equipment is essential for diagnosis by means of radiation. With passage of time and development of science computed tomographic was developed time and again and in future examination by means of this equipment is expected to increase. In this connection these authors measured rate of scatter ray generation at front of lead glass for patients within control room of computed tomographic equipment room and outside of entrance door for exit and entrance of patients and attempted to ind out method for minimizing exposure to scatter ray. Material and Method : From November 2001 twenty five units of computed tomographic equipments which were already installed and operation by 13 general hospitals and university hospitals in Seoul were subjected to this study. As condition of photographing those recommended by manufacturer for measuring exposure to sauter ray was use. At the time objects used DALI CT Radiation Dose Test Phantom fot Head (${\oint}16\;cm$ Plexglas) and Phantom for Stomache(${\oint}32\;cm$ Plexglas) were used. For measurement of scatter ray Reader (Radiation Monitor Controller Model 2026) and G-M Survey were used to Survey Meter of Radical Corporation, model $20{\times}5-1800$, Electrometer/Ion Chamber, S/N 21740. Spots for measurement of scatter ray included front of lead glass for patients within control room of computed tomographic equipment room which is place where most of work by gradiographic personnel are carried out and is outside of entrance door for exit and entrance of patients and their guardians and at spot 100 cm off from isocenter at the time of scanning the object. The results : Work environment within computed tomography room which was installed and under operation by each hospital showed considerable difference depending on circumstances of pertinent hospitals and status of scatter ray was as follows. 1) From isocenter of computed tomographic equipment to lead glass for patients within control room average distance was 377 cm. At that time scatter ray showed diverse distribution from spot where no presence was detected to spot where about 100 mR/week was detected. But it met requirement of weekly tolerance $2.58{\times}10^{-5}\;C/kg$(100 mR/week). 2) From isocenter of computed tomographic equipment to outside of entrance door where patients and their guardians exit and enter was 439 cm in average, At that time scatter ray showed diverse distribution from spot where almost no presence was detected to spot with different level but in most of cases it satisfied requirement of weekly tolerance of $2.58{\times}10^{-6}\;C/kg$(100 mR/week). 3) At the time of scanning object amount of scatter ray at spot with 100 cm distance from isocenter showed considerable difference depending on equipments. Conclusion : Use of computed tomographic equipment as one for generation of radiation for diagnosis is increasing daily. Compared to other general X-ray photographing field of diagnosis is very high but there is a high possibility of exposure to radiation and scatter ray. To be free from scatter ray at computed tomographic equipment room even by slight degree it is essential to secure sufficient space and more effort should be exerted for development of variety of skills to enable maximum photographic image at minimum cost.

• Journal of radiological science and technology
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• v.38 no.1
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• pp.1-6
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• 2015

Whole spine scanography (WSS) is a radiological examination that exposes the whole body of the individual being examined to x-ray radiation. WSS is often repeated during the treatment period, which results in a much greater radiation exposure than that in routine x-ray examinations. The aims of the current study were to evaluate the patient dose of WSS using computer simulation, image magnification and angulation of phantom image using different patient position. We evaluated the effective dose(ED) of 23 consecutive patients (M : F = 13:10) who underwent WSS, based on the automatic image pasting method for multiple exposure digital radiography. The Anterior-Posterior position(AP) and Posterior-Anterior position( PA) projection EDs were evaluated based on the PC based Monte Carlo simulation. We measured spine transverse process distance and angulation using DICOM measurement. For all patient, the average ED was 0.069 mSv for AP position and 0.0361 mSv for PA position. AP position calculated double exposure then PA position. For male patient, the average ED was 0.089 mSv(AP) and 0.050 mSv(PA). For female patient, the average ED was 0.0431 mSv(AP) and 0.026 mSv(PA). The transverse process of PA spine image measured 5% higher than AP but angulation of transverse process was no significant differences. In clinical practice, just by change the patient position was conformed to reduce the ED of patient. Therefor we need to redefine of protocol for digital radiography such as WSS. whole spine scanography, effective dose, patient exposure dose, exposure direction. protocol optimization.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.2
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• pp.87-98
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• 2015

Safety assessments of geological radioactive waste disposal systems, need to consider the abnormal scenario in which a system is impacted by external events in addition to a reference scenario. In this study, the characterization and prediction of an earthquake as an external event which will impact disposal systems were conducted probabilistically and statistically for the safety assessment. The domestic earthquake data were analyzed, and the prediction methodologies of the earthquake were suggested with a computational example. From the results, the earthquake occurrence rates in Korea ranged from 0.4 /yr to 36.2 /yr depending on the data set and the completeness magnitude. From a conservative point of view, the earthquake occurrence rate in the disposal system was suggested as 5.4×10^-4 /yr considering the area of the disposal system. At that time, the completeness magnitude of an earthquake was 2.3. This study will be followed by an appraisal of impacts associated with external events on the geological disposal system, and it will contribute to improvements in reliability of the safety assessment.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.8 no.2
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• pp.81-88
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• 2014

In diagnostic radiology, each part is examined through serial radiography in most cases of general radiography. However, the reality is that, as for diagnostic reference level, measured values have been set up only for AP projection of each part and lateral projection. In the clinical setting, cumulative dose is incurred by serial radiography of patients, and this can make comparison of diagnostic reference level and cumulative exposure dose impossible or can lead to underestimation of diagnostic reference level. In this study, measurement of cumulative dose of serial radiography of each part revealed that when converting entrance surface dose to effective dose in case it is included in the exposure field, cumulative dose measured from a maximum of 38.06% to a minimum of 0.23% of individual dose limitation of the public. Also, when converting entrance surface dose of each part that is not included in the exposure field into effective dose, it measured from a maximum of 5% to a minimum of 0.04% of individual dose limitation of the public. Results of this study show entrance surface dose substantially increases in serial radiography of each part. Therefore, it is deemed that hospitals need to establish diagnostic reference level specifically, and subdivision of radiography orders for patients is also required in order to reduce unnecessary inspections. Moreover, the need of accurate exposure field is emphasized in case of inspection of several parts.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.18 no.3
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• pp.657-665
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• 2017

The aim of this study was to develop and distribute a dedicated program that can easily calculate the effective dose of a patient undergoing nuclear medicine examinations, and assist in the study of dose of nuclear medicine examinations and information disclosure. The program produced a database of the effective dose per unit activity administered (mSv/MBq) of the radiopharmaceuticals listed in ICRP 80, 106 Report and the fourth addendum, was designed through Microsoft Visual Basic (In Excel) to take the effect of 5 different (Area, Clark, Solomon(=Fried), Webster, Young) of pediatric dose calculation methods and 7 different body surface area calculation methods. The program calculates the effective dose (mSv) when the age, radionuclide, substance, and amount injected in the human body is inputted. In pediatric cases, when the age is entered, the pediatric method is activated and the pediatric method to be applied can be selected. When the BSA (Body Surface Area) formula is selected in the pediatric calculation method, a selection window for selecting the body surface area calculation method is activated. When the adult dose is input, the infant dose and the effective dose (mSv) are calculated automatically. The patient effective dose calculation program of the nuclear medicine examinations produced in this study is meaningful as a tool for calculating the internal exposure dose of the human body that is most likely to be obtained in nuclear medicine examinations, even though it is not the actual measurement dose. In the future, to increase the utilization of the program, it will be produced as an application that can be used in mobile devices, so that the public can access it easily.

• Proceedings of the Korean Geotechical Society Conference
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• 2006.03a
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• pp.42-50
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• 2006

역들의 공간적 분포가 불균질하고 역의 크기가 큰 역암의 경우 암석 전체를 대표하는 물성치($E_m,\;c,\;\Phi$ 등) 구하기 위해서는 매우 큰 시험기기가 필요하다. 따라서 커다란 역을 포함하는 역암의 경우 직접 암석실내시험을 통한 물성치 산정은 현실적으로 거의 불가능하다. 이러한 문제를 극복하기 위하여 이 연구에서는 개별요소법을 이용하여 역암의 물성치를 산출하는 방법을 제안한다. 그 방법은다음과 같다. (1) 역암내의 역의 물성과 기질부의 물성을 각각 실내실험을 통하여 파악한 후 이들 (2) 두 물질의 거동양상을 구현할 수 있는 개별요소집합체의 개별요소간의 물성을 결정한다. (3) 역의 함량, 크기 모양 공간적 분포양상등의 역암 조직과 유사한 개별요소 수치해석시료를 만든 후, (4) 이를 수치 해석실험 (이축압축실험)에 사용한다. 이러한 수치해석실험을 통해 현재까지 만들어진 결과는 다음과 같다. 첫째, 역의 강도가 기질의 강도보다 높은 역암의 경우, 역의 양이 증가할수록 일축압축강도, 내부 마찰각, 점착력이 증가하지만 증가 양상은 선형이 아니다. 탄성계수의 경우 역의 양과 상관 없이 변화하지 않는다. 둘째, 역과 기질 사이 표면의 점착력이 약할 경우 이러한 표면에서 최초 미세 균열이 형성되기 시작하므로 이 점착력은 물성치를 산출하는 중요한 인자이다. 따라서, 향후 이에 대한 자세한 연구가 필요하다고 판단된다. 결론적으로,설계 또는 시공시 직접시험에 의한 물성치의 파악이 어려운 역암 또는 직접시험을 위해 대량의 시료를 필요로 하는 함력 미고결지층, 핵석층, 풍화암과 같은 시료의 물성치는 별도로 측정된 물성들 (예, 역과 기질)을 이용한 개별요소법을 통해 구할 수 있다.로 나타났다.TEX>, DIN/DIP비 표층수 $23.91\pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한

• Proceedings of the Korean Environmental Sciences Society Conference
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• 2006.05a
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• pp.423-427
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• 2006

1) 바실러스는 불리한 환경조건에서 포자를 형성하며 포자는 균체가 죽어도 살아 남고, 외부 환경이 좋아지면 다시 발아하여 영양형 균체를 형성하게 된다. 본 연구에서 바실러스를 우점화와 포자의 활성화를 위해 열처리(80$^{\circ}C$, 10min)를 한다 울산분뇨처리장 슬러지 Cake를 배양하여 포자화 전 후 상태의 미생물의 EPS 추출결과 RCF법을 적용하였을 때 Carbohydrate물질이 다른 추출법에 비해 가장 많이 추출되었고, Steaming extraction법을 적용하였을 때 Protein이 가장 많이 추출되는 것으로 나타났으며, 포자화 전 보다 포자화 후의 EPS 양이 더 많이 추출될 것이라는 가설을 가지고 실험한 결과 포자화 전보다 포자화 후의 EPS 양이 더 많이 추출되었다. 울산분뇨처리장의 슬러지 Cake를 배양하여 포자화 전 후의 Cu의 제거정도를 비교한 결과 포자화 후의 EPS물질이 포자화 전의 EPS물질보다 Cu를 더 많이 제거하는 것으로 나타났으며 EPS 물질이 중금속 제거능력이 탁월하다고 할 수 있겠다. 2) 용인분뇨처리장과 천안하수처리장의 MLSS의 중금속 제거능력을 알아보기 위해 미생물량을 고려했을 경우와 미생물량을 고려하지 않은 경우로 나누어서 실험을 하였는데 울산분뇨처리장의 슬러지 Cake를 가지고 실험한 결과와 마찬가지로 Bacillus의 EPS물질이 중금속 제거에 탁월하다는 것을 알 수 있다. 3) Baillus를 사용하는 김천 식품폐수 처리장과 활성슬러지를 사용하는 천안하수처리장과의 EPS 함량을 비교한 결과 김천 식품폐수 처리장의 EPS 물질중 Protein과 Carbohydrate가 천안하수처리장의 활성슬러지보다 더 많은 것으로 나타났다.TEX>, DIN/DIP비 표층수 $23.91\pm3.42$, 저층수 $23.43\pm3.38$이었으며, 전반적으로 해역별 수질기준 I등급 내지는 II등급을 유지하고 있었고, 공간적으로는 외해측으로 갈수록 외해수와 혼합 확산되어 양호한 수질을 나타내었다. 장기적인 변동특성은 세그룹으로 구분되어진다.기 실험결과 용출용매로 증류수와 해수를 이용했을 때, 제강 슬래그에서 용출되는 납, 구리, 카드뮴, 수은의 용출 경향의 차이를 확인할 수 있었고 이에 따라서, 납, 구리, 카드뮴의 용출 유해성은 낮기 때문에 해양구조물로의 제강슬래그 유효이용은 적합할 것으로 판단되었다.im80%$로 계산되었다. 열형광선량계로 측정된 방사선량은 각각 1.8, 1.2, 0.8, 1.2, 0.8 (70 cm 거리) cGy로 측정되었으며, 환자의 복부 표면에서의 서베이메터를 이용한 측정량은 10.9 mR/h였다. 차폐구조물의 사용 시 전체 치료 동안에 태아선량은 약 1 cGy 정도로 평가되었다. 결론 : AAPM Report No.50의 자료에 따르면, 임산부의 방사선 치료 시 태아의 방사선 피폭선량은 5 cGy 이하일 경우에 방사선 피폭에 따른 태아의 위험이 거의 없는 것으로 제시되고 있다. 본원에서 차폐 구조물을 설치하였을 경우에 측정된 태아선량은 약 1 cGy로 측정되었고, 고안된 차폐구조물은 태아에 도달하는 방사선량을 감소시키기에 적합한 설계임이 입증되었다. 아니라 일반종합병원에서도 CTX-M형 ESBL 생성 E. coli와 K. pneumoniae가 존재하며 확산 중임을 시사한다. 앞으로 CTX-M형 ESBL의 만연과 변종 CTX-M형 ESBL의 출연을 감시하기 위한 정기적인 연구와 조사가 필

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.15 no.1
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• pp.9-13
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• 1990

1959년 한국원자력연구소가 창립됨과 동시에 &Health Physics&, 즉 보건물리라고 하는 명칭과 조직이 탄생되어, 방사선안전관리의 실무와 보건물리의 연구가 시작되었다. 최초 10년간은 선진제국의 보건물리분야의 연구와 기술을 추적하여 우리나라의 방사선안전관리 기술의 기초를 다지는 시기로서 개인방사선모니터링기술, 환경방사선(능) 모니터링기술 및 방사선방어용계측기기의 교정기술 개발에 중점을 두고 연구개발이 추진되었으며, TRIGA Mark-II 연구용원자로의 가동에 따라 원자로 생체차폐체의 건전성 검증에 관한 유익한 방사선량 측정자료도 얻게 되었다. 즉 이 기간은 방사선안전관리의 체제정비 및 기초기술 확립에 노력한 기간이었다. 1970년대는 원자력 연구개발에 대한 기본방향과 정책의 변경등으로 보건물리 연구조직은 방사선안전관리, 환경연구 그리고 방사화학분야로 분산되었으며, 그로인하여 연구개발활동은 거의 정체되어 겨우 방사선안전관리 실무만이 그 명맥을 유지하였다. 그 결과 우리나라 방사선안전관리 및 그와 관련된 연구개발의 기반이 흔들리게 되었으나, 그러한 환경하에서도 방사선량측정평가기술, 방사선차폐설계기술 및 원자로사고시 피폭선량평가기술의 선진화에 필요한 지식을 얻었으며, 방사선 안전관리에 유익한 실무경험도 축적하게 되었다. 1980년대는 통합된 원자력 연구개발체제의 구축으로 방사선작업종사자 및 일반공중의 피폭저감화 기술개발에 필요한 각종 최신기술을 도입하였고, 관리업무에 있어서도 측정의 정확도와 신뢰성향상 및 새로운 관리기술의 개발에 많은 노력을 한 결과, 유익한성과를 얻게된 기간이다. 특히, 이 기간은 방사선안전관리기술의 선진화를 위한 지식이 축적되어 90년대의 방사선안전관리기술자립화를 위한 전환기로서, 이와같이 축적된 기술은 원자력의 평화적 이용에 크게 기여할 것으로 기대된다.서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 cretinine의 배설이 상당히 증가하였다(P<0.05). 6. 우라늄오염에 의한 신장의 소견에 있어 우라늄단독투여군은 근위곡세뇨관상피의 공포화 및 종창, microvilli와 brush border의 손실, 세뇨관 상피의 괴사가 관찰되었으며, 간장의 충혈, 중심성 괴사 및 모세관 확장증도 관찰되었다. 그리고 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄 단독투여군에 비해 높은 방호효과가 관찰되었으나 다른 실험군에서는 큰 효과가 없는 것으로 나타났다. 결론적으로 우라늄의 체내오염시에는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 가능한 빨리 병행투여하거나 dithiothreitol을 체내오염후 30분이 지나서 투여하는 방법이 우라늄오염에 대한 제염에 매우 유효할 것으로 생각되며, 특히 우라늄에 의한 인체장해를 유의하게 경감시켜줄 것으로 사료되었다.내의 어떤 부위와도 관계가 되는 것으로 간주되는데 이것이 $(^3H)$ QNB가 $(^3H)$ NMS보다 높은 최대 결합능력 $(B_{max})$을 나타낼 이유이다. (b) 두 종류의 다른 제제에서 우리는 같은 양상의 결과를 관찰하었기에 결점이 많은 homogenates 제제보다는 intact cell aggregates 제제를 수용체 연구에 대한 새로운 실험모형(experiment model)으로 사용할 수 있는 가능성을 제시하고자 한다.$가 38.8%로 가장 많고, 그 다음이 ${\ulcorner}$l9세(歲)이후${\lrcorner}$가 25.2%로서 전체