• 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.

• 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.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제19권1호
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• pp.1-8
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• 2008

테크니슘$(^{99m}Tc)$은 현재 핵의학 분야에서 진단용 방사선원으로 가장 널리 쓰이고 있는 방사성 동위원소 중 하나이다. 일반적으로 테크니슘은 $^{99m}Tc$ Generator라 불리는 장치 안에서 모핵종인 $^{99}Mo$의 붕괴를 통해 생산되는데, $^{99}Mo$과 $^{99m}Tc$에서 비교적 높은 방사선을 방출하기 때문에 이를 차폐하기 위하여 주로 납으로 제작되어 있다. 본 논문에서는 국내에서 비교적 사용 빈도가 높고 교정 방사능이 500 mCi인 일본 제품을 대상으로, 최대 방사능량 적제조건에서 차폐용기 표면으로부터 10 cm, 100 cm에서 각각 2.0 mSv/h, 0.02 mSv/h를 초과하지 않아야 한다는 국내 법적 제한치를 만족시키는지 여부를 GEANT4를 이용하여 시뮬레이션하였다. 계산 결과 용기 밖으로 방출되는 방사선량이 법적 기준치를 초과하지 않는 것으로 나타났다.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.83-86
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• 2010

$^{99}Mo$-$^{99m}Tc$ 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.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.103-111
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• 1984

간편형으로 $^{99m}Tc$-메틸-에틸-케톤(MEK) 추출법을 개량하고 이동 가능형으로 $^{99m}Tc$추출 장치를 설계하였다. $^{99m}TcO^-{_4}$의 MEK 추출 및 상 분리를 한 용기에서 하도록 하여 조작을 간편하게 하였으며 $^{99}Mo$의 방사능 차폐를 한개의 납용기로 할 수 있도록 하였다. $^{99m}TcO^-{_4}({\gamma}_e=0.14\;MeV)$를 분리차폐를 하여 장치를 간소화하였다. $^{99m}Tc-MEK$ 추출액중의 $^{99m}TcO^-{_4}$를 흡착 및 용리만에 의하여 회수할 수 있도록 하며 방사능 휘발 가능성을 줄이었고 알루미나 칼람을 소형으로 하여 $^{99m}TcO^-{_4}$염 제품의 부피를 1 ml로 줄이고 칼람 조작시간을 단축하였다. $^{99m}Tc$ 분리시간을 30분대로 줄이고 조작을 차폐밖에서 할 수 있도록 하였다. 장치를 무균 조작할 수 있도록 설계하였다.

• 대한방사선과학회:학술대회논문집
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• 대한방사선과학회 2001년도 춘계학술대회
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• pp.88.1-88.1
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• 2001

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.25-31
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• 2009

토양중 $^{99}Tc$의 배경준위를 측정할 수 있는 분석법을 수립하고 한국 토양중의 $^{99}Tc$ 농도를 비교 검토하였다. 토양중의 $^{99}Tc$을 분리 정제하기 위해서 선택성 TEVA수지를 사용하였다. 화학분리 회수율을 계산하기 위해 $^{99}Mo/^{99m}Tc$ 생성기에서 생산한 $^{99m}Tc$를 추적자로 사용하고 그 문제점을 검토하였다. $^{99m}Tc$추적자를 사용하여 계산한 화학분리 회수율은 70% 이상이 가능하였다. 순수 분리된 $^{99}Tc$의 측정을 위한 유도결합프라스마 질량분석기(ICP-MS)의 최적 조건을 수립하였다 이 분석법에 의한 토양의 최소검출하한치(MDA)는 15 mBq/kg-dry 이었다. 제주와 고리 주변 토양 시료의 $^{99}Tc$ 농도는 33.73-89.16 mBq/kg-dry 였다. 이러한 수치는 다른 보고치에 비하여 낮은 편이며 대기권 핵실험에서 기인한 낙진의 영향으로 추정된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.407-408
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• 2009