• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.302-307
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• 2004

환경시료중의 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기는 무척 어렵다. 이들 원소들은 개별 분리하는 작업이 필요하며, 알파분광법으로 분석한 어떤 핵종들은 검출감도도 높은 편이다. 이런 극미량의 악티늄계 동위원소들을 분석하기 위해 용매추출법이 결합된 TRU-Spec 이온교환수지와 음이온 교환수지를 사용하여 악티늄계 원소들을 분리한 후 알파분광법으로 검출하였다. 그리고 U과 Th의 검출한계를 낮추기 위해 중성자방사화분석법을 적용하였다. 중성자방사화분석법을 적용하기 위한 바탕물질로 고순도 V foil을 사용하여 검출감도를 10배 향상시킬 수 있었으며, 이 분석법을 표준시료인 NIST-4354, IAEA-368 퇴적물 시료에 적용한 결과 표준값과 10% 이내에서 잘 일치하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.439-444
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• 1997

In order to investigate organic association of fallout cesium, strontium and plutonium in the soil, soil samples influenced by fallout from nuclear weapon testings were treated with alkali (0.1 M-sodium hydroxide solution) to extract organic acids. After extraction, the resultant three fractions (sedimentary residue, humic and fulvic acid fractions) were subjected to the r-ray spectrometric analysis for $^{137}$ Cs, and radiochemical analysis for gosr and $^{239,240}$Pu. Alkali extraction experiments showed that a lot of $^{ 239,240}$Pu was extracted to organic acids from the soil samples, whereas most of $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr remained in residual fraction. Less than 10% of the total $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr was found in the organic fraction. The concentrations of $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr associated with humic fractions were higher than those with the corresponding fulvic fractions. It was found that more than 40% of the total $^{239,240}$Pu was associated with the organic fraction of soils. In contrast with $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr, $^{239,240}$Pu associated with vulvic fractions was much higher than in humic fractions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.123-130
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• 2015

순수 베타 핵종인 ⁹⁰Sr 분석은 화학적 거동이 유사한 알칼리 토금속(Ca, Ba, Ra)등 방해 원소를 제거할 분리 공정이 필요하다. 본 연구는 Sr을 추출/정제하기 위해 추출크로마토그래피법을 이용한 최적의 절차를 마련하는 것을 목적으로 한다. Sr resin 1.5 mL BV(Bed Volume)의 최대 Sr 흡착량은 6 mg이었다. 유량 1 mL min^-1과 Ca 200 mg 이하에서는 Sr resin 1.5 mL(BV)의 Sr 회수는 정량적이었으나, 유량을 5 mL min^-1으로 중가 시키면 Sr 회수율이 감소하였다. 같은 양(BV)의 Sr resin을 사용할 경우, 컬럼의 단면적이 작을수록 Sr resin의 분리능이 향상되었다.

• 식물조직배양학회지
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• 제21권6호
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• pp.357-362
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• 1994

키틴 가수분해 효소와 베타-1,3-글루카네이즈는 식물체의 주요 방어효소로 여겨지고 있다. 본 논문에서는 아기장대풀의 잎조직으로부터 고정된 현탁배양주를 만들고 이어서 에틸렌과 유인제 (elicitor) 처리에 의한 키틴 가수분해 효소유도양상을 분석하였다. 키틴 가수분해 효소활성은 $^3$H으로 표지된 키토산을 기질로 한 radiochemical 분석방법이나 담배식물체의 키틴 가수분해 효소를 대상으로 얻어진 항체를 이용하여 Western 분석방법을 사용하였다. 이 결과 에틸렌과 유인제 처리 공히 48시간후에 가장 활성이 높게 나타남을 관찰하였다. 또한 씨앗, 새싹, 식물체의 잎, 뿌리 등에서의 활성을 조사하여 뿌리에서 키틴 가수분해 효소 활성이 높음을 확인하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.54-59
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• 2003

원자력발전소의 특성에 따라 서로 다른 방사성 폐기물의 핵종 재고량 평가에 필요한 척도인자와 주기적 검증방법을 개발하기 위하여 규제 대상의 핵종으로 검토되고 있는 다수의 핵종 중에서 개별분리가 요구되는 $^{55}Fe$, $^{90}FSr$ 및 $^{94}Nb$을 공존 핵종들로부터 선택적으로 분리, 회수할 수 있는 방법에 관하여 기술하였다. 고ㆍ액체 방사성 폐기물과 유사한 화학조성의 모의 방사성 폐기물 용해용액을 사용하여 이온교환수지법과 추출 크로마토그래피로 Fe, Sr, Nb 및 공존원소들의 흡ㆍ탈착거동을 조사하였다. 방사성 폐액의 발생과 분석자의 방사선 피폭을 최소화하기 위하여 한 개의 시료로부터 각 핵종을 순차적으로 회수하도록 분리조건을 최적화하였으며 확립된 분리조건에서 회수율을 측정하고 신뢰도를 평가했다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.171-178
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• 2014

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형 감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

• 대한방사성의약품학회지
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• 제1권2호
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• pp.137-144
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• 2015

Hypoxia is an important adverse prognostic factor for tumor progression and is a major cause of failure of radiation therapy. In case of short-term hypoxia, the metabolism can recover to normal, but if hypoxia persists, it causes irreversible cell damage and finally leads to death. So a hypoxia marker would be very useful in oncology. In particular, 2-nitroimidazole can be reduced to form a reactive chemical species, which can bind irreversibly to cell components in the absence of sufficient oxygen, thus, the development of radiolabeled nitroimidazole derivatives for the imaging of hypoxia remains an active field of research to improve cancer therapy result. 2-nitroimidazole based hypoxia marker, [$^{18}F$]FMISO holds promise for the evaluation of tumor hypoxia by Positron emission tomography (PET), at both global and local levels. In the present study, [$^{18}F$]FMISO was synthesized using an automatic synthesis module with high radiochemical purity (>99%) in 60 min. Immunohistochemical analysis using pimonidazole confirmed the presence of hypoxia in xenografted CT-26 tumor tissue. A biodistribution study in CT-26 xenografted mice showed that the increased tumor-to-muscle ratio and tumor-to-blood ratios from 10 to 120 min post-injection. In the PET study, [$^{18}F$]FMISO also showed increased tumor-to-muscle ratios from 10 to 120 min post-injection. In conclusion, this study demonstrates the feasibility and utility of [$^{18}F$]FMISO for imaging hypoxiain mouse colon cancer model using small animal PET.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.489-500
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• 2022

The decommissioning of nuclear facilities produces various types of radiologically contaminated waste. In addition, dismantlement activities, including cutting, packing, and clean-up at the facility site, result in secondary radioactive waste such as filters, resin, plastic, and clothing. Determining of the radionuclide content of this waste is an important step for the determination of a suitable management strategy including classification and disposal. In this work, we radiochemically characterized the radionuclide activities of filters used during the decommissioning of Korea Research Reactors (KRRs) 1 and 2. The results indicate that the filter samples contained mainly ³H (500-3,600 Bq·g^-1), ¹⁴C (7.5-29 Bq·g^-1), ⁵⁵Fe (1.1- 7.1 Bq·g^-1), ⁵⁹Ni (0.60-1.0 Bq·g^-1), ⁶⁰Co (0.74-70 Bq·g^-1), ⁶³Ni (0.60-94 Bq·g^-1), ⁹⁰Sr (0.25-5.0 Bq·g^-1), ¹³⁷Cs (0.64-8.7 Bq·g^-1), and ¹⁵²Eu (0.19-2.9) Bq·g^-1. In addition, the gross alpha radioactivity of the samples was measured to be between 0.32-1.1 Bq·g^-1. The radionuclide concentrations were below the concentration limit stated in the low- and intermediatelevel waste acceptance criteria of the Nuclear Safety and Security Commission, and used for the disposal of the KRRs waste drums to a repository site.

• 대한핵의학회지
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• 제30권3호
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• pp.361-366
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• 1996

본 연구는 $^{99}Mo-^{99m}Tc$ 발생기시스템에서 용출될 수 있는 알루미늄이 $^{99m}Tc$-MDP의 표지효율과 생체내 분포에 어떤 영향을 미치는지를 보기 위한 실험이다. 알루미늄이온 농도 ($0-62.5{\mu}g/ml$)를 증가시킬수록 $^{99m}Tc$-MDP의 표지효율은 급격히 떨어지며 상대적으로 $^{99m}Tc$ pertechnetate와 hydrolyzed reduced $^{99m}Tc$ 부위의 상대적인 양은 증가되었다. $^{99m}Tc$-MDP는 알루미늄 존재하에서도 상당히 안정하였다. 알루미늄에 의해 $^{99m}Tc$-MDP 반응물이 교질을 형성하는지를 보기 위해 $0.22{\mu}m$ syringe filter로 여과한 액은 여과하지 않은 것과 유의한 차이를 나타내지 않았다. 마우스에 대한 생체내 분포실험은 알루미늄에 의해 $^{99m}Tc$-MDP의 표지효율이 떨어지고 $^{99m}Tc$ pertechnetate의 증가로 인해 혈액과 심장의 흡수는 증가하나 간과 뼈의 흡수는 별다른 차이를 나타내지 않았다. 랫트의 골스캔에서는 $5{\mu}g/ml$의 알루미늄농도에서는 영상의 차이가 없으나 $10{\mu}g/ml$ 농도에서는 하복부의 흡수가 높게 나타났다. 이상의 결과는 알루미늄이 $^{99}Mo-^{99m}Tc$ 발생기시스템 칼럼의 용출제한량인 $10{\mu}g/ml$이하에서도 MDP의 표지효율에 상당한 영향을 미칠 수 있다는 것을 보여준다. 따라서$^{99m}Tc$-MDP 골스캔시 연조직에의 흡수가 보이는 경우에도 방사성의약품의 방사화학적 순도에 대한 정도관리가 충분히 이루어 졌다면 $^{99}Mo-^{99m}Tc$ 발생기시스템에서 용출되는 알루미늄에 의한 영향은 배제될 수 있다.

• 분석과학
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• 제22권5호
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• pp.395-406
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• 2009

사용 후 핵연료시료 중의 요오드를 정량하고 용해과정 중 요오드의 휘발거동을 조사하기 위하여 중성자 방사화 분석(NAA) 및 전자미세탐침분석(EPMA)을 이용하였다. 모의 사용 후 핵연료시료(SIMFUELs)를 준비하여 $HNO_3$(1+1) 용액으로 $90^{\circ}C$에서 8시간 용해하고 용해 후 용해용액 중에 잔류된 요오드, 용해장치에 응축된 요오드 및 휘발하여 흡착체에 포집된 요오드 각각을 정량하였다. 응축된 요오드는 장치내 용해용액을 옮긴 후 $HNO_3$(1+1) 용액으로 재증류하여 회수하였다. 용해 및 재증류 용액중의 요오드는 용매추출과 이온교환 및 침전법으로 분리한 후 방사화학적 중성자 방사화 분석(RNAA)으로 정량하였다. 요오드 분리에 사용한 이온교환분리관 및 여과키트는 폴리에틸렌 관으로 제작하여 중성자 조사를 위한 이송관 내부의 삽입체(Insert)로 이용하였다. 핵연료용해 중 휘발된 요오드는 제조한 흡착체(Ag-Silica gel)를 담은 흡착관에 포집하였다. 흡착체를 구간별로 나누어 균질시료로 만든 다음 비파괴 중성자 방사화 분석(INAA)으로 정량하였다. 흡착된 요오드의 분포를 EPMA 분석으로 조사하였다. 모의 사용 후 핵연료 및 원자력발전소로부터의 실제 사용 후 핵연료 시료로부터 휘발된 요오드의 흡착특성을 비교하였다.