• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제24권1호
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• pp.49-53
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• 2001

A number of radionuclides of interest in nuclear medicine are short lived isotopes that emit only gamma ray. The most of all Dept. of Nuclear Medicine in the hospt. are using the $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator for elution of the short lived isotope $^{99m}TcO_4$. A $^{99}Mo-^{99m}Tc$ generator consists of an alumina column on which $^{99}Mo$ is bound. The parent isotope($^{99}Mo$ : half life 67 hr.) decays to its daughter $^{99m}TcO_4^-$ which is a different element with a shorter half-life. $^{99}Mo$ emitted 41-keV(1.3%), 141-keV(5.6%) 181-keV(6.6%) and 366-keV(1.5%) gamma rays. But $^{99m}TcO_4$ emitted only 140-keV gamma ray. We study about the gamma ray distribution around the $^{99}Mo$ generator. And obtained the result as follows ; 1. Total counted gamma ray from generator smaller in front side than back. 2. The gamma ray emitted from $^{99}Mo$ generator without $^{99m}TcO_4$ vial increased in the back side(Mo column posited side) 3. The gamma ray only from the $^{99m}TcO_4$ vial increased in the front side. 4. Apron can protect gamma ray above 60% of total radiation from the $^{99}Mo$ generator.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.613-623
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• 2016

Molybdenum-99 ($^{99}Mo$) is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99m ($^{99m}Tc$), has been the most widely used medical radioisotope for more than 50 years, accounting for > 80% of total nuclear diagnostics worldwide. In this review, radiochemical routes for the production of $^{99}Mo$, and the aspects for selecting a suitable process strategy are discussed from the historical viewpoint of $^{99}Mo$ technology developments. Most of the industrial-scale $^{99}Mo$ processes have been based on the fission of $^{235}U$. Recently, important issues have been raised for the conversion of fission $^{99}Mo$ targets from highly enriched uranium to low enriched uranium (LEU). The development of new LEU targets with higher density was requested to compensate for the loss of $^{99}Mo$ yield, caused by a significant reduction of $^{235}U$ enrichment, from the conversion. As the dramatic increment of intermediate level liquid waste is also expected from the conversion, an effective strategy to reduce the waste generation from the fission $^{99}Mo$ production is required. The mitigation of radioxenon emission from medical radioisotope production facilities is discussed in relation with the monitoring of nuclear explosions and comprehensive nuclear test ban. Lastly, the $^{99}Mo$ production process paired with the Korea Atomic Energy Research Institute's own LEU target is proposed as one of the most suitable processes for the LEU target.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1517-1523
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• 2020

The widely used medical isotope technetium-99 m (^99mTc) is a daughter of Molybdenum-99 (⁹⁹Mo), which is mainly produced using dedicated research reactors from the nuclear fission of uranium-235 (²³⁵U). ^99mTc has been used for several decades, which covers about 80% of the all the nuclear diagnostics procedures. Recently, the instability of the supply has become an important topic throughout the international radioisotope communities. The aging of major ⁹⁹Mo production reactors has also caused frequent shutdowns. It has triggered movements to establish new research reactors for ⁹⁹Mo production, as well as the development of various ⁹⁹Mo production technologies. In this context, a new research reactor project was launched in 2012 in Korea. At the same time, the development of fission-based ⁹⁹Mo production process was initiated by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) in 2012 in order to be implemented by the new research reactor. The KAERI process is based on the caustic dissolution of plate-type LEU (low enriched uranium) dispersion targets, followed by the separation and purification using a series of columns. The development of proper waste treatment technologies for the gaseous, liquid, and solid radioactive wastes also took place. The first stage of this process development was completed in 2018. In this paper, the results of the hot test production of fission ⁹⁹Mo using HANARO, KAERI's 30 MW research reactor, was described.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1863-1870
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• 2023

Molybdenum-99 (⁹⁹Mo) is used for preparing Technetium-99 m (^99mTc), which is the most widely used isotope in nuclear medicine. In this work, a study for ⁹⁹Mo production based on a high-power electron accelerator has been performed as an alternative approach to produce ^99mTc. In this study, Monte Carlo MCNPX2.6 code has been used to examine a novel idea of simultaneous hybrid production of ⁹⁹Mo via both photoneutron and neutron capture reactions using an electron accelerator in heavy water tank. It is expected that this conceptual design including an arrangement of metallic plates of ¹⁰⁰Mo and ⁹⁸Mo produces total activity of 97.5 Ci at the end of 20-h continuous e-beam irradiation (30 MeV, 10 mA).

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.108-113
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• 1997

하나로(HANARO)를 이용하여 핵분열 방법으로 진단용 방사선원인 $^{99m}$ Tc의 모핵종인 Mo-99를 생산할 경우, HEU 및 LEU UO2 표적이 사용될 수 있다. 표적연료로서 HEU(93w/o $^{235}$ U)가 LEU(19.75w/o $^{235}$ U)에 비해 생성수율(Ci/gU)이 높게 나타났으며 제품의 질(quality)을 좌우하는 비방사능(Ci$^{99}$Mo/gMo)은 같게 나타났다. HEU가 같은 Mo-99의 방사능량을 얻기 위해서는 우라늄 장전량이 적어지므로 폐기물측면과 용해측면에서 이득이나 농축도를 고려하면, 큰 이득이 발생하지 않으므로 하나로에 LEU를 사용하는 것도 타당하다 할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.177-182
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• 1997

하나로(HANARO)에서 Mo-99을 생산하기 위한 LEU(Low Enriched Uranium) 표적 설계를 하였다. 표적길이 및 조사위치에 따른 Mo-99의 생성수율(Ci $^{99}$Mo/gU) 변화를 분석하였으며, 표적 설계를 위하여 표적 두께, 반경크기, 밀도, 연료물질등을 채택하여 이들에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 수행결과 생성수율에 가장 영향을 미치는 설계변수는 표적 두께와 밀도로 나타났다. 표적 연료로 어떤 물질을 선택하던 거의 같은 생성수율을 나타내므로 핵적으로는 같은 성능을 나타냄을 확인하였다. 또한 열수력학 조건과 연간생산량을 만족하는 표적 핵연료 집합체 설계가 가능함을 확인하였다.

• 자원리싸이클링
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• 제12권2호
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• pp.36-44
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• 2003

전구용 필라멘트 제조 공정에서 발생되는 Mo함유 폐산 내에 암모니아 가스를 취입하여 유가금속인 Mo를 암모늄테트라몰리브데이트($_3$.2NH$4MoO_3$.$H_2$O) 형태로 침전 회수하고, 여과 후 발생되는 중화 여액을 활용하기 위한 연구를 수행하였다. 암모니아 중화법을 이용한 Mo 회수공정에 있어 다양한 공정 변수들에 의한 제품의 회수율, 순도, 입도 등 특성을 평가하였으며, 그 결과로부터 Mo 염의 회수율 99.5% 이상, 순도 99.5% 이상을 확보하기 위한 최적 조업조건을 도출하였다. Bench 및 Pilot규모의 실험을 통하여 상업화 가능성을 확인하였으며, 폐산의 중화반응 후 발생된 여액은 엽면시비용 액상 복합비료의 원료로 사용 가능함을 확인하였다.

• 핵의학기술
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• 제17권2호
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• pp.48-52
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• 2013

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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.155-161
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• 2015

몰리브덴-99의 붕괴에 의해 생산되는 테크네튬-99m 은 방사선 진단에 중요한 역할을 담당하고 있다. 몰리브덴-99 는 주로 우라늄-235의 핵분열에 의해 생산되고 있으며, 이를 위해 고농축 우라늄 표적 또는 저농축 우라늄 표적이 연구로에서 조사된다. 현재는 고농축 우라늄의 사용에 따른 핵확산 문제를 저감하기 위해 저농축 우라늄 표적의 사용이 권장되고 있다. 본 연구는 몰리브덴-99 생산 시설의 계획 단계에서 방사성 폐기물 관리 전략을 정의하기 위하여 저농축 우라늄의 사용이 방사성 폐기물의 흐름에 미치는 영향을 분석하였다. 저농축 우라늄 표적 사용 시 우라늄 함유 폐기물의 부피가 6배 이상 증가하기 때문에 우라늄 고밀도 표적의 사용과 고온 정수압 압축법의 활용이 제안되었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제13권2호
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• pp.297-303
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• 2019

국내 의료기관 핵 의학과에서는 환자에게 방사성 의약품을 주입하기 위해 체내검사의 80% 이상이 $^{99}Mo/^{99m}TcI$ Generator에서 방사선 핵종인 $^{99m}TcI$ 용출하여 사용한다. 사용이 종료된 Generator 중 외국으로 부터 수입한 국외용 Generator는 각 의료기관에서 자체 처분을 시행한다. 각 의료기관에서는 자체처분을 시행 할 때에는 방사성 폐기물이 자체처분 허용 농도 이하를 만족하여야 한다. 국내에 제시된 자체처분에 대한 지침은 방사선 감쇠 계산식으로 도출된 값으로 Generator 사용 후로부터 80일 이후 자체처분이 가능하다는 내용을 제시하였다. 이러한 지침이 직접 Generator를 가지고 측정한 데이터를 통해 비교 분석하여 타당성이 있는지에 대하여 연구하고자 한다. 결과적으로 1000 mCi 용량의 Generator 의 경우 Generator 구성 요소 중 반감기가 가장 길며, 방사능이 많은 $^{99}Mo$(몰리브덴) column을 가지고 실험하였을 때, 방사성 폐기물로 차체 처분 허용농도 이하가 되는 일수는 $^{99m}TcI$을 용출하여 유도한 기간은 72일, 직접 칼럼을 측정하여 도출한 처분 일은 71일이였다. 직접적으로 연구한 결과는 지침의 내용에서 제시한 자체처분 일수보다 8~9일 정도 보관 일수 차이가 있으나, 국내 차체 처분 보관 일수의 범위 안에 속하므로 국내 자체처분에 대한 지침이 타당성이 있음을 확인 하였다.