최근 전통적인 액체상 공정을 대체하는 기술로서 고체 담체와 단백질 사이의 '생물인식' 기능을 이용하는 새로운 생물공정기술이 개발되고 있다. 통상 고체 담체로는 표면에 특정한 기능기가 노출되어 있는 크로마토그래피용 담체를 사용한다. 단백질의 반응이나 상호작용이 단백질이 담체 표면에 부착되어 있는 상태에서 일어나기 때문에 이 '고체상 기술'은 액체상 기술에 비해 뚜렷한 장점을 갖고 있다. 고체상 재접힘은 변성제에 의해 용해된 내포체 형태의 재조합 단백질을 이온교환수지 표면에 흡착시켜 시작한다. 변성제를 단백질 주위로부터 서서히 제거시키면서 고유의 3차 구조로 재접힘시킨다. 재접힘이 완료되면 염 구배와 같은 전통적인 방법에 의해 재접힘된 단백질을 정제된 상태로 용출시킨다. 이 개념은 '확장층 흡착 재접힘'에도 연장 적용된다. 세포파쇄액에 변성제를 첨가하여 용해한 내포체 단백질은 확장층 흡착 크로마토그래피용 Streamline 담체에 흡착되고 세포찌꺼기와 불순 단백질들은 확장층 사이로 빠져 칼럼 밖으로 제거된다. 흡착된 목적 단백질은 고체상 재접힘 방법에 의해 재접힘 된 후 용출된다. 수년간 연구 발전되어 온이 새로운 재접힘 기술은 정제수율 향상, 공정 단계 감축, 공정 시간 및 부피 감소에 따라 생물의약공정의 경제성을 크게 향상시킬 수 있는 것으로 증명되고 있다. 본 논문에서는 실험실에서 수행한 여러 생물의약용 단백질들을 대상으로 한 연구 실험 자료를 바탕으로 고체상 재접힘 기술의 적용 사례를 서술하였다.
본 연구에서는 저품위 견운모를 대상으로 파쇄, 해쇄 및 침강분리 공정을 적용하여 각각의 단위공정의 특성과 품위향상에 미치는 영향에 대해 고찰하였다. 원광석의 주 구성광물은 견운모, 석영, 방해석이었으며, 체가름 결과, 입자의 크기가 작아질수록 견운모의 함량은 높아지는 반면, 불순광물의 함량은 상대적으로 감소하는 경향을 보였다. 조암광물의 형상 및 원소분석 결과, 메디아를 이용하는 분쇄 방식보다는 입자의 표면에 선택적으로 충격력과 전단력을 가해줄 수 있는 해쇄 방식이 적절한 것으로 판단되었다. 해쇄 시간 및 슬러리 농도가 증가함에 따라 미립자 발생량이 증가하였으며, 장시간 해쇄한 경우 미립자 내 불순광물인 석영과 방해석의 혼입량이 증가하는 결과를 보였다. 해쇄 없이 단순하게 분산한 슬러리를 20분 동안 정치 후 회수한 정광의 생산율은 15.4 wt%, $K_2O$ 함량은 9.84 wt% 였다. 10분 해쇄한 후 40분 침강 분리하여 회수한 정광의 생산율은 23.4 wt%로 증가한 반면 $K_2O$ 함량은 9.71 wt%로 감소하였다. 회수된 최종산물은 대부분 판상의 입자로 관찰되었으며 입자표면의 원소분석 결과, 주 구성 원소는 Si, Al, K로 견운모의 화학조성을 보였다.
SiC는 큰 에너지 밴드 갭을 갖고, 불순물 도핑에 의해 p형 및 n형 전도의 제어가 용이해서 고온용 전자부품 소재로 활용이 가능한 재료이다. 특히 $N_2$ 분위기, $2000^{\circ}C$에서 ${\beta}-SiC$ 분말로부터 제조한 다공질 n형 SiC 반도체의 경우, $800{\sim}1000^{\circ}C$에서의 도전율 값이 단결정 SiC와 비교해서 비슷하거나 오히려 높은 값을 나타내었으며, 반면에 열전도율은 치밀한 SiC 세라믹스와 비교시 1/10~1/30 정도로 낮은 값을 나타내었다. 본 연구에서는 소결온도를 낮추기 위해 n형 ${\beta}-SiC$에 함침 시킨 polycarbosilane (PCS)의 열분해에 의한 반응소결 공정 ($1400{\sim}1600^{\circ}C$)으로 다공질 소결체를 제작하였다. 함침 및 소결공정($N_2$ 분위기, $1600^{\circ}C$, 3시간)을 반복함에 따라 상대밀도는 크게 증가하지 않았지만 Seebeck 계수 및 도전율은 크게 증가하였다. 본 연구에서의 열전변환 효율을 반영하는 power factor는 고온에서 상압소결 공정으로 제작한 다공질 SiC 반도체에 비해 1/100~1/10 정도 작게 나타났지만, 미세구조 및 캐리어 밀도를 정밀하게 제어하면, 본 연구에서의 반응소결 공정으로 제작한 SiC 반도체의 열전물성은 크게 향상될 것으로 판단된다.
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.
상용화된 자동합성장치는 사용되는 유기용매의 종류가 다르고 합성수율에 차이를 보인다. 따라서 본 연구에서는 자동합성장치에 따른 $^{18}F$-FDG의 방사선분해에 관한 방사화학적순도 변화를 비교하였다. Cyclotron (PETtrace, GE Healthcare)을 사용하여 $^{18}F$를 생산하고, 자동합성장치(FASTlab, Tracerlab MX, GE Healthcare)를 이용하여 FDG로 합성하였다. 방사화화적순도는 Radio-TLC Scanner (AR 2000, Bioscan), GC(Gas Chromatography, Agilent 7890A)를 사용하여 $^{18}F$-FDG에 함유되어 있는 에탄올의 양을 측정하였다. 고정상은 실리카겔로 도포된 유리판($1{\times}10cm$), 이동상은 아세토니트릴과 물 19:1 혼합액을 사용하고, 각각의 합성장치에서 고농도와 저농도의 $^{18}F$-FDG를 생산 후 2시간 간격으로 방사화학적순도를 측정하였다. 저농도 (약 2.59 GBq/mL 이하)에서 순도변화는 Tracerlab MX에서는 99.26%, 98.69%, 98.25%, 98.09%, FASTlab에서는 99.09%, 97.83, 96.89%, 96.62%를 얻었다. 고농도(약 3.7 GBq/mL 이상)에서 순도변화는 Tracerlab MX에서는 평균 99.54%, 96.08%, 93.77%, 92.54%, FASTlab의 경우 99.53%, 95.65%, 92.39%, 89.82%를 얻었다. 그리고 FASTlab에서 생산한 $^{18}F$-FDG의 GC에서는 에탄올이 검출되지 않았으며, Tracerlab MX에서는 100~300 ppm의 에탄올이 검출되었다. 이러한 결과를 비추어 봤을 때 방사선 보호제인 에탄올의 유무보다 방사능농도가 방사선분해에 더 큰 영향을 미치기 때문에 고농도의 $^{18}F$-FDG 생산 후 무균 생리식염수로 희석하여 농도를 낮춘 후 사용해야 한다.
$^{99}Mo$-$^{99m}Tc$ 발생기의 원료물질인 몰리브덴은 원자로에서 생산되고 있으나 현재 의료용 방사성 동위원소를 공급하는 두 원자로인 캐나다 온타리오주의 초크리버(Chalk River)와 네덜란드 페튼(Petten) 원자로의 노후화로 인한 유지 보수로 가동이 정지된 이후세계적인 몰리브덴 품귀 현상은 발생기 공급차질로 이어 지고있다. 이에 저자들은 발생기의 효율적인 운용 방법을 찾아 $^{99m}Tc$ 생산량을 증가 시키고 그 결과로 얻은$^{99m}Tc$의 안전성을 실험을 통해 확인하였다. 교정일자가 동일한 두 대의 발생기(Malinckrodt Medical, Dutch), 40.5 GBq (1500 mCi)를 이용하여 월요일부터 금요일까지 5일 동안 1회/일(24시간 주기, 오전8시 용출) 총 5회 용출한 $^{99m}Tc$의 방사능과, 5일 동안 2회/일(오전8시와 오후1시 용출) 총 10회 용출한 $^{99m}Tc$의 방사능을 비교 분석 하였다. 용출된 $^{99m}Tc$의 안정성을 $^{99}Mo$-$^{99m}Tc$ 발생기 정도 관리 항목 중 성상 검사, pH 검사, 발열성 물질 검사(LAL test), 무균 검사, 발생기의 화학 순도 검사, 방사화학적 순도 검사, 방사성 핵종의 순도 검사를 통해 확인해 보았다. 24시간 주기로 주 5회 용출한 $^{99m}Tc$의 총 방사능은 평균 168.2 GBq (4545 mCi)였고, 24시간 주기 용출 방법에 오후1시 추가 용출을 실시하여 주 10회 용출한 $^{99m}Tc$의 총 방사능은 평균 230.5 GBq (6230 mCi)로 24시간 주기의 주 5회 용출한 방사능보다 총 62.3 GBq (1685 mCi), 일 평균 12.46 GBq (337 mCi)로 전체 용출 방사능이 27.04% 증가 하였으며 각 시간 별로 얻어진 $^{99m}Tc$의 정도 관리는 정상 범위 내에 있었다. 이번 실험을 통하여 2회/일 용출방법이 1회/일 용출방법보다 62.3 GBq (1685 mCi)의 더 많은 방사능의 $^{99m}Tc$을 생산 할 수 있었으며 각 시간 별로 얻어진 $^{99m}Tc$의 정도 관리는 정상 범위 내에 있었다. 이에 따라 각 시간 별로 용출된 $^{99m}Tc$을 방사성 표지 화합물과 결합시켜 검사를 시행하여도 무관할 것으로 생각된다.
목적: $[^{201}Tl]$TICI주사액의 제조과정에서 안정동위원소인 $^{201}Tl$ 및 Cu, Pb의 중금속을 함유할 가능성이 있어 이러한 이물질을 확인하기 위한 방법으로 방사성 물질의 대기오염을 일으키지 않는 폴라로그래피의 분석 조건을 설정하고자 하였다. 대상 및 방법: 원자력병원에서 생산하고 있는 $[^{201}Tl]$-TlCl 주사액에 포함될 수 있는 중금속을 대상으로 하였다. 극미량의 중금속을 측정하기 위한 방법으로 BAS-50W 폴라로그래피를 이용하였고, 여기에 사용된 3 전극계는 작업전극인 DME, 기준전극인 Ag/AgCl 그리고 보조전극인 백금선을 이용하였다. 신속하고 재현성있는 분석을 위한 조건으로 기기의 분석 모드, 각 모드에 적합한 전극, 지지전해질, 석출시간 등의 치적 조건을 설정하였다. 결과: 폴라로그래피의 모드는 OSWSV 방법이 재현성과 감도면에서 가장 우수하였고, 작업전극은 DME와 Au 전극을 비교 실험한 결과 재현성 면에서 DME가 보다 좋은 결과를 보였다. 지지전해질은 염기성인 0.50 M KOH 용액, 산성인 1.0 M $HNO_3$, 용액, 중 성인 pH 7 phosphate 완충용액을 비교 실험하여 pH 7 phosphate 완충용액이 $Tl^+$과 $Cu^{2+}$를 분석하는데 가장 적합함을 확인하였다. 이를 바탕으로 중금속을 측정한 결과 $Tl^+$은 -450 mV, $Cu^{2+}$는 -50 mV에서 각각의 피크가 나타났고, 석출시간을 45초로 하였을 때 $Tl^+$의 경우 y=2.05E-$9{\chi}$+5.66E-9이고 $Cu^{2+}$의 경우는 y=1.23E-$8{\chi}$+1.23E-6의 선형 관계식을 얻었다. 결론: 이 방법에 의한 Tl과 Cu의 검출한계는 약 0.05 ppm이다. 이 방법을 현재 원자력병원에서 생산하고 있는 $[^{201}Tl]$TICl 주사액의 정도관리에 도입하여 중금속을 측정한 결과 약전에서 규정하고 있는 2 ppm 미만임을 확인하였고, 그 결과는 재현성, 정확도, 감도 및 간편성에서 모두 만족할 수 있었다. 이 방법은 $[^{201}Tl]$TlCl 주사액 뿐만 아니라 $^{67}Ga$ 주사액 및 기타 방사성의약품과 중금속 분석에도 응용할 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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