New approaches for detecting, preventing and remedying environmental damage are important for protection of the environment. Procedures must be developed and implemented to reduce the amount of waste produced in chemical processes, to detect the presence and/or concentration of contaminants and decontaminate fouled environments. Contamination can be classified into three general types: airborne, surface and structural. The most dangerous type is airborne contamination, because of the opportunity for inhalation and ingestion. The second most dangerous type is surface contamination. Surface contamination can be transferred to workers by casual contact and if disturbed can easily be made airborne. The decontamination of the surface in the nuclear facilities has been widely studied with particular emphasis on small and large surfaces. The amount of wastes being produced during decommissioning of nuclear facilities is much higher than the total wastes cumulated during operation. And, the process of decommissioning has a strong possibility of personal's exposure and emission to environment of the radioactive contaminants, requiring through monitoring and estimation of radiation and radioactivity. So, it is important to monitor the radioactive contamination level of the nuclear facilities for the determination of the decontamination method, the establishment of the decommissioning planning, and the worker's safety. But it is very difficult to measure the surface contamination of the floor and wall in the highly contaminated facilities. In this study, the poly(styrene-ethyl acrylate) [poly(St-EA)] core-shell composite polymer for measurement of the radioactive contamination was synthesized by the method of emulsion polymerization. The morphology of the poly(St-EA) composite emulsion particle was core-shell structure, with polystyrene (PS)as the core and poly(ethyl acrylate) (PEA) as the shell. Core-shell polymers of styrene (St)/ethyl acrylate (EA) pair were prepared by sequential emulsion polymerization in the presence of sodium dodecyl sulfate (SOS) as an emulsifier using ammonium persulfate (APS) as an initiator. The polymer was made by impregnating organic scintillators, 2,5-diphenyloxazole (PPO) and 1,4-bis[5-phenyl-2-oxazol]benzene (POPOP). Related tests and analysis confirmed the success in synthesis of composite polymer. The products are characterized by IT-IR spectroscopy, TGA that were used, respectively, to show the structure, the thermal stability of the prepared polymer. Two-phase particles with a core-shell structure were obtained in experiments where the estimated glass transition temperature and the morphologies of emulsion particles. Radiation pollution level the detection about under using examined the beta rays. The morphology of the poly(St-EA) composite polymer synthesized by the method of emulsion polymerization was a core-shell structure, as shown in Fig. 1. Core-shell materials consist of a core structural domain covered by a shell domain. Clearly, the entire surface of PS core was covered by PEA. The inner region was a PS core and the outer region was a PEA shell. The particle size distribution showed similar in the range 350-360 nm.
목적: 본 연구에서는 Tc-99m 표지 항 CEA 항체의 $F(ab')_2$분절을 이용하여, 직장암 환자에서 수술 전 방사면역신티그라피의 유용성을 전향적으로 평가하고자 시행하였으며, 더불어 수술 시야에서 방사선 탐식자로 종양을 검출하는 조기 방사면역지침수술을 시도하였다. 대상 및 방법: 직장암으로 처음 진단 받은 환자로 수술 예정인 성인 환자 19명을 대상으로 $^{99m}Tc$표지 항CEA항체(F023C5)의 $F(ab')_2$ 분절을 정맥 주사 후 4시간 전신 평면 영상과 18시간 복부와 골반부의 SPECT 영상을 얻어서 국소 섭취 증가 부위를 양성으로 판정하였다. 방사면역지침수술은 주사 후 $21{\sim}26$시간에 시행되었고, 감마선 탐식자를 이용하여 개복 후 각 장기와 종양, 골반 림프절 및 배후 방사능을 측정하고, 수술로 적출된 종양과 림프절군의 방사능을 다시 측정하였으며, 병리 소견과 비교하였다. 결과: 19명 모두에서 수술 전 검사에서 발견되었던 병변들이 선암으로 진단되었고, 제거된 97개의 림프절군 중에 27개에서 림프절 전이가 있었고 2례에서 간 전이가 있었다. 수술 전 방사면역신티그라피의 SPECT 영상에서는 20개의 원발 병소들 중 11례에서만 양성 소견을 보여 민감도는 55%였고, 림프절 전이나 간 전이 병소를 수술 전 발견할 수 있었던 예는 없었다. 수술 중 모든 환자에서 간, 비장, 신장, 대동맥 및 주요 혈관의 방사능이 매우 높았고, 원발 종양부위와 림프절의 방사능 측정치는 정상 대장이나 소장의 방사능과 구분되지 않았다. 그러나, 제거된 조직들을 다시 감마선 탐식자로 방사능을 측정하였을 때, 원발 종양과 배후방사능의 방사능 측정치는 평균 $3.47{\pm}2.25$로 종양에서 방사능의 집적이 증가되어 있었다. 절제 후 97개 림프절군의 방사성 측정치를 분석하면, 배후 방사능보다 1.5배 이상 높은 방사능치를 양성 기준으로 판정할 때 민감도, 특이도, 양성예측률과 음성예측률은 각각 78.6%, 73.9%, 55.0%와 89.5%였다. 결론: 이상의 결과는 Tc-99m 표지 항체는 항 CEA 항체의 $F(ab')_2$분절을 사용한다 하더라도 높은 배후 방사능으로 조기 방사면역지침수술을 하는데 부적당하였고, 방사면역신티그라피도 수술 전 병기 결정에 도움이 되지 않았다. 향후, 직장암 환자에서 Tc-99m 표지 항체를 이용하여 조기 방사면역지침수술을 시행하기 위해서는 배후 방사능을 줄이고 종양의 특이 결합을 향상시키는 방법들을 더 개발하는 것이 필요하다고 생각된다.
방사성 요오드 치료병실에서 나온 환의 및 시트는 본디 방사성폐기물로서 관련 규정에 따라 일반 쓰레기와 동일하게 처리해야 하지만 사정상 일정기간 보관하여 방사능을 감쇄시킨 후 재사용하게 된다. 통상 최소보관기간 산출에 표면오염도(Bq/$m^2$)를 기반으로 하는 반출기준을 적용하고 있다. 하지만 방사선측정기를 이용하여 단위 면적당 총방사능량을 구하는 방법은 측정방법에 따라 편차와 불확실성이 상당히 커진다. 본 연구에서는 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에서 제시하고 있는 핵종 농도(Bq/g)를 Dose Calibrator를 이용하여 직접 측정하여 최소보관기간을 구함으로써, 환의 및 시트의 정확한 재사용 주기를 산출하고자 한다. 한편 반출기준으로 산출한 최소보관기간과 비교하여 그 차이를 살펴보았다. 본원의 방사성 요오드 치료병실에서 2011년 7월부터 2012년 3월까지 I-131을 3.7 GBq (100 mCi) 이상을 사용하여 방사성 요오드 치료를 시행한 환자 31명이 사용한 환의와 시트의 방사선 오염도를 측정하여 최소보관기간을 산출하였다. 최소보관기간은 핵종 농도를 측정하여 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에 따라 100 Bq/g이 되는 시점과 표면오염도를 측정하여 반출기준에 따라 허용표면오염도의 1/10, 즉 4 kBq/$m^2$되는 시점을 붕괴식에 대입하여 산출하였다. 반출기준으로 산출한 최소보관기간은 침대/담요시트는 14.2일, 베개시트는 4.6일, 환의(상(上))은 63일, 환의(하(下))는 78일 이었으며, 자체처분 기준에 따른 최소보관기간은 베개시트는 18.1일, 환의(상(上))은 43일, 환의(하(下))는 62일로 산출되었다. 표면오염도와 핵종 농도의 상관관계를 분석해 본 결과 베개시트와 환의(상(上))는 상관관계가 높게 나타났으나, 환의(하)는 낮게 나타났다. 이는 베개시트와 환의는 방사성오염이 부분에 국한 되어 측정값이 일정한 반면, 환의(하(下))는 소변에 의한 방사성오염이 여러 부분에 산재되어 있어 방사선측정기의 측정값이 상대적으로 낮게 측정된 결과로 생각 된다. 실질적으로 방사성 오염도를 측정한 결과 반출기준과 자체처분 기준을 상당량 초과하는 방사능이 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 환의와 시트의 최소보관기간 산출에는 핵종 농도를 기준으로 하는 자체처분 기준을 적용하는 것이 더 적합하다고 할 수 있다. 방사능에 오염된 환의 및 시트는 최소 60일 정도는 보관해야 성급한 재사용에 따른 불필요한 방사선피폭 및 오염 확산을 방지할 수 있을 것으로 생각된다.
2011년 발생한 후쿠시마 원전 사고 이후, 국민의 방사선에 대한 관심이 급속히 증가하였으며 그에 따른 방사선의 위험성에 대한 우려 또한 증대되고 있다. 따라서 본 연구에서는 일상생활 속에서 접할 수 있는 물질의 방사선 및 환경방사선을 측정하여 그 실태를 알아봄으로써, 국민의 방사선에 대한 올바른 이해를 돕고 더불어 방사선 피폭에 대한 우려를 경감하고자 하였다. 본 연구에서는 'Captus - 3000 갑상샘 섭취율 측정장치'를 이용하여 일상생활에서 쉽게 접할 수 있는 17가지 시료들을 대상으로 방사능을 측정하였으며, 측정에는 우물형 계수기를 이용하였다. 측정한 시료로는 연탄, 표고버섯, 명태, 전지분유, 알카라인 건전지, 단추형 건전지, 표토, 아스팔트, 휘발유, 솔잎, 현무암, 흑연(석탄), 고추냉이, 천일염, 담배, 맥주, 참치(캔)으로 선정하였고 각각의 시료에 대하여 토양자원, 수자원, 식품, 기타자원으로 분류하였다. 수자원으로 선정한 맥주는 식품으로 분류하였다. 또한 우물형 계수기의 감도측정을 위하여 기준선원으로 선 선원 형태의 137Cs을 이용하였다. 우물형 계수기로 137Cs 선선원의 계수값(cpm)을 측정한 후, 각각의 시료에서 얻은 계수값과 스펙트럼을 분석하였고, 식품의 경우에는 식약처의 방사능 허용기준단위인 Bq/Kg으로 환산하여 그 안전성을 판단하였다. 실험 결과, 측정한 시료들 중 유의할 만한 시료들을 집단 A로 분류하였고, 그 외에 배후 방사능과 큰 차이를 보이지 않은 시료들을 집단 B로 분류하였다. 집단 A의 경우 배후 방사능에 비해 알카라인 건전지가 7.67 %, 단추형 건전지가 4.65 %, 아스팔트가 8.03 %, 표토가 3.76 %, 연탄이 7.46% 높은 값을 보였다. 사용된 시료들 모두에서 측정된 방사능이 생활용품의 일부와, 식품의 경우에는 식약처에서 제시한 방사능 허용기준치 이내에 들어 있음을 확인하였다.
원자력시설의 해체를 위한 표면오염도를 측정함에 있어 기존의 일반적인 단일층 함침 복합체의 단점을 개선한 치밀한 구조의 지지층 위에 활성층의 2차막을 도포 하여 제조된 이중 구조의 고분자 복합체를 제조하고 이들의 특성을 분석하였다. 세륨활성화된 이트리움실리케이트(Cerium-activated ytttrium silicate, CAYS)를 함침시킨 폴리설폰 이중구조 필름은 1차 지지층으로서 폴리설폰 (polysulfone, PSF)과 메틸렌클로라이드 (methylene chloride, MC)로 이루어진 2액용액을 유리판 위에 제막하고 증발을 통해 MC를 제거하여 고분자의 유리화(vitrification)를 통해 치밀한 구조로 고형화하도록 하였다. 고형화한 1차층 위에 CAYS 와 용매로 이루어진 2차 제막용액을 덧붙여 도포하고 물에 침지시키거나 대기방치를 통해 고형화시켰다. 이렇게 이루어진 2중 구조의 무기섬광체 함침 복합체 필름은 2차 제막층에 손가락 형태의 큰 기공이 생성되었으며, 1차층과 2차층이 완전히 결합되어 있어 우수한 기계적 물성을 나타냈다. 한편, 섬광체인 CAYS를 첨가하였을 때 필름에 생성되는 은 기공의 형성이 증대되는 특성을 보였으며, 용매의 증발에 의해 고형화 된 필름은 치밀한 구조의 형상을 보였다. 제조된 필름들은 방사성핵종의 탐지에 있어 신뢰할만한 탐지 결과를 보였다.
방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.
생체나 공기 등 일반 환경시료의 방사성탄소 측정을 위한 액체섬광측정기술의 최적화에 연구의 목적을 두었다 일반 환경시료의 경우 $CO_2$ 직접흡수법을 적용하였으며, 이산화탄소 흡수제 Carbosorb $E^{TM}$와 섬광용액 Permafluor $V^{TM}$기 혼합비율을 1:1로 결정하였다. 이 20 ml 혼합용액에 포화 흡수되는 이산화탄소의 양은 평균 2.35 g 이며, 포집에 소요되는 시간은 약 40 분이었다 백그라운드 계수율은 1.88±0.06 cpm 이었으며, NIST 옥살산표준시료 측정결과 계측효율은 58.8±1.4 % 이었다. 이산화탄소 흡수량에 따른 계측효율을 보정하기 위하여 소광보정곡선을 구하였다. 자연준위 시료의 경우 4시간 계측시 비방사능 측정에 따른 전반적인 오차는 95 % 신뢰도상 약 7 %이었다. 이 측정방법에 대하여 2주 동안 시료의 안정성을 조사한 결과 계측효율과 백그라운드 계수율의 안정성을 의심할 만한 현상은 발견되지 않았다.
국내병원에 설치된 PET와 PET/CT의 영상품질관리와 방사능 피폭을 효과적으로 관리하기 위해서는 환자에게 투여하는 F-18 FDG 방사능 측정에 사용하는 방사능 측정기에 따른 정도관리가 필요하다. F-18 FDG의 정확도와 정밀도를 방사능 측정기로 방사능을 측정하기 위해 시료제조 및 방사능을 측정하였다. F-18 FDG의 방사능 측정에 사용하는 방사능 측정기의 정확도와 정밀도를 파악하여 방사능 측정기에서 측정한 방사능을 보정하였다. 국내 의료기관의 PET 시스템 10대를 시간간격으로 측정하여 한국표준과학원에서 측정한 방사능을 기준 값으로 병원에서 측정한 방사능과 비교하여 정확도와 정밀도를 산출하였다. 정확도를 이용하여 팬텀에 주입하는 방사능을 보정함으로써 팬텀에 주입하는 방사능량에 대한 신뢰성을 확보하였다. F-18 FDG의 방사능 측정기의 정확도는 -5.00%에서 +4.50%, 정밀도 0.05%에서 0.45%으로 국제기준인 정확도 ${\pm}$10%, 정밀도 ${\pm}$5%를 모두 만족하였다. PET/CT 시스템들에 대한 정량적 비교 분석 자료는 PET/CT의 진단율을 높이는 효과가 기대된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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