• 한국식품과학회지
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• 제36권1호
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• pp.183-187
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• 2004

본 연구는 국내에서 생산된 식품과 수입식품에 대한 방사능 오염실태를 조사하고 그 결과를 바탕으로 식품에 대한 방사능 오염의 기준 및 규격 설정을 위한 기초자료 생산을 목표로 수행되었다. 조사 대상시료는 국민식생활에 근거하여 곡류, 두류, 근채류, 인삼류, 어패류, 육류 등으로 선정하였다. 국내 생산된 식품 중에서 쌀, 대두, 감자, 쇠고기의 경우는 지역별 오염실태 차이를 파악하기 위해 국내 원자력발전소 주변지역에서 시료를 구입하였다. 모든 시료는 건조하여 회화시킨 후 사용하였으며, 방사능 농도는 감마핵종분석기를 이용하여 측정하였다. 인공방사능인 Cs-137의 방사능농도는 곡류의 경우는 0.025-0.053 Bq/kg-fresh, 두류는 0.045-0.500Bq/kg-fresh, 근채류(감자)는 0.062-0.105 Bq/kg-fresh, 인삼류는 0.025-1.151 Bq/kg-fresh, 육류(쇠고기)는 0.021-0.145 Bq/kg-fresh, 어패류는 0.046-0.155 Bq/kg-fresh의 범위를 나타냈으며, 다. 본 조사 결과 2002년도에 채취된 국내에서 생산된 식품 중 Cs-137의 농도는 지역별로 큰 차이를 나타내지 않았으며, 식품 중의 방사능 잠정허용기준치인 370Bq/kg에 훨씬 못 미치는 무시할 정도의 값으로 나타났다. 또한, 수입식품 중 2002년도에 채취된 시료인 쌀(태국산), 밀(미국산), 대두(러시아산), 홍합(뉴질랜드산), 수삼(중국산), 쇠고기(호주산, 미국산)의 경우도 국내산과 큰 차이를 나타내지 않았다. 그러나 조사항목 중 중국에서 수입된 인삼(건삼) 중의 방사능 농도가 다른 식품시료에 비해 상대적으로 높다는 것은 특이할 만한 사항이다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제40권4호
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• pp.633-638
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• 2017

방사선 진료기술의 발전에 따라 의료분야에서 발생하는 방사성폐기물이 급속히 증가하고 있다. 최근의 경향을 보면, 갑상선암 진료 목적의 I-131을 비롯하여 PET/CT 조영제로 사용하는 F-18, 핵의학검사에 폭 넓게 적용하는 Tc-99m 등의 방사성동위원소 사용이 일반화 되고 있다. 사용과정에서 이러한 핵종에 오염된 방사성폐기물이 발생하게 되는데, 일정기간 보관한 후에 방사능이 규제해제(Clearance) 수준으로 감쇠하면 소각 등의 방법으로 자체처분하게 된다. 국제원자력기구(IAEA)에서는 $10{\mu}Sv/y$의 개인선량 및 1man-Sv/y의 집단선량과 함께 핵종별 농도에 근거하여 방사성폐기물의 규제해제기준을 제시하였다. 이 연구에서는 IAEA의 핵종별 방사능농도기준에 따른 규제해제 시점을 확인하기 위하여, Tc-99m과 방사화학상유사한 성질을 가지고 있는 Re-186 관련 방사성폐기물을 수집하여 방사능을 측정하였다. Re-186은 반감기가 3.8일로 방사성의약품으로는 비교적 길고, 베타선 및 감마선을 방출하여 방사성의약품 치료와 영상에 모두 사용된다. Re-186 사용과 관련하여 발생하는 오염된 일회용장갑(Poly Glove)의 방사능측정을 위하여 다중파고분석기(Multi Channel Analyzer; MCA)를 이용하였으며, 이를 위하여 표준물질을 제작하여 MCA를 교정한 이후 감마방사능 측정절차에 따라 수행하였다. 측정결과를 근거로 방사능 감쇠 유도식을 산출하여 이론식과 대비하여 고찰하였는바, Re-186 핵종의 유도반감기(3.6일)는 이론적 반감기(3.8일)에 비해 다소 짧은 것으로 나타났다. 따라서 측정결과에 근거한 유도반감기를 적용한다면, 다소 줄어든 기간 동안 Re-186 핵종 폐기물을 보관하였다가 자체처분을 할 수 있을 것으로 확인하였다. 이 연구 결과는 현재 추진하고 있는 국제표준화기구(International Organization for Standardization) 국제표준에 포함될 예정이다.

• 핵의학기술
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• 제12권3호
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• pp.176-180
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• 2008

Department of Nuclear Medicine in Seoul National University Hospital (SNUH) had developed $^{18}F$-Flumazenil as Benzodiazepine receptor imaging agent for PET diagnosis of Epilepsy. But production Activity of $^{18}F$-Flumazenil is decreased owing to this method has difficult synthesis procedures and pretty long synthesis time. In this study, we can modify synthesizing method to have more simple procedure and less spend time and help to increase production Activity. Old method: Radioactivity was produced by cyclotron was captured by QMA cartridge that was activated. Captured radioactivity was eluted into the reaction vial by using kryptofix solution and delivered. After evaporation of eluent, the azeotrophic drying step repeated two times. tosylflumazenil in anhydrous Acetonitrile was added to a reaction vial while bubbling. The reaction mixture was evaporated until the mixture volume was 0.5 mL. Reaction vial washed with 20 % Acetonitrile and that solution went into the reaction vial. The reaction mixture was loaded to the HPLC loop by hand and purified $^{18}F$-Flumazenil by HPLC column. New method: We used $TBAHCO_3$ solution as a eluent. After the eluent was evaporated, tosylflumazenil in anhydrous acetonitrile was added to a reaction vial and the reaction mixture was bubbled for 15 minutes. It was evaporated until the mixture volume became 0.5 mL. It was loaded to the HPLC loop. In old method, $^{18}F$-Flumazenil was synthesized via 6 steps synthesis procedures in 105 minutes with 30~35% synthesizing yield (non-decay correction) and specific activity was about $0.5{\sim}2{\times}10^5$ Ci/mole. In new method, It had 3 steps synthesis procedures in 53 minutes with 40~45% synthesizing yield and specific activity was about $3{\sim}8{\times}10^5$ Ci/mole. This method leads to improve of minimizing synthesis time, increasing synthesis yield and specific activity. While we can load reaction mixture to the HPLC loop, we can expose high radiation field thanks to used by hand.

• 핵의학기술
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• 제17권2호
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• pp.59-66
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• 2013

최근 방사선 작업종사자의 외부피폭을 감소시키기 위하여 방사성 의약품 자동 분주장치를 사용하는 병원이 증가하는 추세이다. 방사성 의약품 자동 분주장치는 주사기의 피스톤을 잡아당기는 거리(mm)를 조절하여 방사성 의약품을 자동 분주 하도록 설계되어 있어 장비에 장착한 바이알 내 방사성 의약품의 비방사능이 클 때 소량의 원하는 단위 방사능의 방사성 의약품을 분주하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는 방사성 의약품 자동 분주장치의 방사능 차폐능력을 평가하고 장비의 분주 재현성을 극대화하는 최적화된 분주방법을 찾고자 세 가지 실험을 진행하였다. 첫 번째 실험은 자동 분주장치의 사용여부에 따른 방사선 작업종사자의 손과 흉부의 피폭 비교 실험이다. 환자에게 $^{18}F-FDG$ 투여 시 30명은 자동 분주로, 30명은 수동으로 분주하여 투여하고 주사과정에서 방사선 작업종사자가 받는 손과 흉부의 피폭선량을 측정하여 비교하였다. 흉부 피폭선량은 독립표본 t-검정 결과, 분주방법에 따라 유의한 차이가 있었고 손의 피폭선량은 자동 분주 시 오른손 검지에서 11.5배 왼손 검지에서 4.8배 낮게 측정되었다. 두 번째 실험은 자동 분주장치의 분주 용량 재현성 평가이다. 생리식염수가 담긴 바이알을 장비에 장착하고 분주하고자 하는 용량을 1부터 15 mm까지 1 mm씩 증가시키면서 5회씩 분주하였을 때 주사기의 무게를 뺀 분주된 생리식염수만의 무게를 마이크로 저울로 측정하여 표준편차와 변동계수를 비교하였다. 그 결과, 표준편차는 분주하고자 하는 용량의 크기가 커짐에 따라 불규칙하게 나타났지만 변동계수는 감소하는 추세를 나타냈다. 또한 작은 크기의 주사기를 사용하였을 때 더 낮은 표준편차와 변동계수를 나타냈다. 세 번째 실험은 자동 분주장치의 분주 방사능 재현성 평가이다. 장비에 장착된 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 다를 때 70 kg 환자를 기준으로 kg당 5.17 MBq (0.14 mCi)인 362.6 MBq (9.8 mCi)${\pm}10%$를 분주 후 동일 용량에서 4회 더 분주 하여 dose calibrator에서 방사능을 측정하고 그 표준편차와 변동계수를 비교 분석하였다. 그 결과, 장비에 장착된 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 증가할수록 표준편차와 변동계수 모 두 증가하는 추세를 보였으며 작은 크기의 주사기를 사용할 때 더 낮은 편차를 보였다. 또한 바이알 내 $^{18}F-FDG$의 비방사능이 2 mL 주사기를 사용할 때에는 약 1,020 MBq/mL (27.6 mCi/mL) 이하, 5 mL 주사기를 사용할 때에는 약 915 MBq/mL (24.7 mCi/mL) 이하일 때 변동계수를 10% 미만으로 유지시키며 더욱 유용하게 사용할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권2호
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• pp.55-65
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• 1991

벼, 콩, 상치, 당근, 호박의 가식부위에 대하여 몇 가지 토양에 있어서 토양-작물체간 Mn-54, Co-60, Zn-65, Cs-137의 전이계수를 포트 재배에 의한 방사성 추적자 흡수실험을 통하여 조사하였다. 핵종간 전이계수는 거의 모든 경우 Zn-65>Mn-54>Cs-137>Co-60의 순이었다 중이 벼보다 전반적으로 한 자리 정도 높은 값을 보였고 채소류의 경우에는 대체로 상치에서 가장 높고 호박에서 가장 낮은 값을 보였다. 강산성 토양에서는 약산성 토양에서보다 전이계수가 철센 높았다. 본 조사결과에 입각하여 한국인의 섭식경로 피폭선량 평가에 이용하기 위한 각 핵종의 전이계수치가 작물별로 제안되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.1109-1116
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• 2019

It is essential to predict the radioactivity distribution around the reactor cooling system (RCS) during obligatory cyclic operation of AP-1000. A home-developed program CPA-AP1000 is upgraded to predict the response of activated corrosion products (ACPs) in the RCS. The program is written in MATLAB and it uses state of the art MCNP as a subroutine for flux calculations. A pair of cyclic power profiles were superimposed after initial full power operation. The effect of cyclic operation is noticed to be more prominent for in-core surfaces, followed by the primary coolant and out-of-core structures. The results have shown that specific activity trends of $^{56}Mn$ and $^{24}Na$ promptly follow the power variations, whereas, $^{59}Fe$, $^{58}Co$, $^{99}Mo$ and $^{60}Co$ exhibit a sluggish power-following response. The investigations pointed out that promptly power-following response of ACPs in the coolant is vital as an instant radioactivity source during leakage incidents. However, the ACPs with delayed power-following response in the out-of-core components are perceived to cause a long-term activity. The present results are found in good agreement with those for a reference PWR. The results are useful for source term monitoring and optimization of work procedures for an innovative reactor design.

• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• 제29권3호
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• pp.595-598
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• 2008

Emodin (3-methyl-1,6,8-trihydroxyanthraquinone) is a natural chemotherapeutic compound with diverse biological properties including an antitumor activity. Emodin, a specific inhibitor of the protein tyrosine kinase, has a number of cellular targets in related to it. Its inhibition activity affects the mammalian cell cycle regulation in specific oncogene. Practically, it has been proven to inhibit HER-2/neu tyrosine kinase expressing breast cancer cells as an anticancer agent. 2-[123I]iodoemodin has been synthesized and evaluated human breast cancer cells (MDA-MB-231, MCF-7, fibroblast as a control) which express basal levels of HER-2/neu tyrosine kinase to investigate its suitability as a breast cancer imaging agent and 2-iodoemodin has been synthesized as a standard compound. The radiochemical yield of the 2-[123I]iodoemodin was about 72% and its radiochemical purity was over 97% after purification. The radioactivity of the 2-[123I]iodoemodin was increased in a time dependent manner in both cell lines and the ratio of MDA-MB-231 and MCF7 to fibroblast was 2.9 and 1.7, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권3호
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• pp.191-198
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• 2008

The influence of fission products' contents on the DUPIC fuel powder and pellet properties was experimentally evaluated using SIMFUEL as a surrogate for actual spent PWR fuel due to the high radioactivity of spent fuel. Pure $UO_2$ and SIMFUEL pellets with fission products equivalent to a burn-up of 35,000 MWd/tU and 60,000 MWd/tU were used as impurities in this study. The specific surface area of the powder milled after the OREOX treatment increased and resulted in sintered pellets with a theoretical density (TD) higher than 95%, regardless of the impurity contents. However, the grain size of the sintered pellets decreased with the increasing impurity contents. As a result of the dissolved oxides in $UO_2$ from the impurity groups, the specific surface area of the OREOX powder increased with an increase of the impurities. The grain size of the sintered pellets was significantly decreased by the metallic and oxide precipitates.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제19권10호
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• pp.1043-1052
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• 2009

In this work, a master-slave manipulator system which will be used for handling objects contaminated by radioactivity has been addressed. The links of manipulators are driven independently by individual motors installed on the base and the driving torque is transmitted through pre-tensioned tendons. Since the measurable variables are the positions and rates of master/slave motors, only a constrained specific bilateral control structure is available. In the consideration of the flexibility of the tendon and constrained control structure, we derived a necessity for tendon design to prevent uncontrollable vibration mode through a modal analysis. Based on a reduced rigid body model, a control design was suggested and tendons were selected. The feasibility of the proposed analysis and tendon design were verified along with some simulation results.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2006년도 추계학술대회
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• pp.28-31
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• 2006

It is require to construct geothermal database to develop geothermal energy as renewable energy policy. It must be consist of geologic data, borehole data and geophysical data for geothermal database. In aspect of geology, there are included the distribution of geology, structural geology, geological time, rock name, density of rock, porosity, thermal diffusivity, specific capacity and thermal conductivity In order to calculate the heat general ion, it is needed to analysis the radioactivity elements as U, Th and K of rock. In aspect of borehole data, there are included temperature of depth, surface temperature and geothermal gradient And also there is geotherrnornetry using chemical components of groundwater as Na Ca, K and $SiO_2$. In aspect of geophysical data, there are some thematic map as booger gravity anomaly data and magnetic survey data and etc. In addition, it is important to descript the distribution of hot spring and water temperature.