• 원예과학기술지
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• 제28권4호
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• pp.648-655
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• 2010

본 연구에서는 들잔디와 돌연변이체에서 Glyphosate 내성 관련 유전자인 EPSPS를 코딩하는 cDNA를 분리하여, 시퀸스 비교분석과 발현 양상 차이 등에 관하여 조사하였다. 5'/3' RACE를 통하여 밝혀진 EPSPS의 cDNA는 각각 1176bp의 open reading frame으로 이루어져 있으며 391개의 아미노산을 코딩하고 있었다. 이는 보고된 다른 EPSPS 유전자들과 높은 유사성을 가지고 있다. Genomic southern 결과 들잔디 내에 EPSPS 유전자는 단일copy로 존재하였다. Wild type과 제초제 내성 변이체의 EPSPS 유전자는 6개의 아미노산 시퀀스의 차이를 보였으며 기존에 보고된 EPSPS active site에서 시퀀스의 차이를 나타냈다. 한편 glyphosate의 독성기작의 하나인 EPSPS 효소활성 저해 작용을 알아본 결과, 내성 개체에서 높은(1.5배 이상) EPSPS 활성을 확인할 수 있었다. Northern 분석과 RT-PCR로 제초제 처리 시간에 따른 EPSPS의 발현량을 살펴본 결과, 제초제 처리 후 시간이 경과할수록 발현량이 증가하다가 7일 이후에는 감소하였고, wild type에 비해 glyphosate 내성 선발개체에서 전체적인 발현량이 높음을 알 수 있었다. 본 연구 결과 선발된 glyphosate 내성 돌연변이체는 높은 EPSPS 효소활성 증가 및 EPSPS active site의 아미노산 시퀀스 변화를 통해 원할하고 지속적인 방향족 아미노산의 합성이 가능한 것으로 보여졌다. 본 실험을 통해 얻어진 glyphosate 내성 잔디 돌연변이체와 방법은 앞으로 유용한 제초제 저항성 돌연변이 품종개발 연구에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제9권1호
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• pp.11-21
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• 1998

일렉트릿 (electret) 의 특성을 갖고 있는 Teflon-FEP 와 PET 필름의 유전체 양변에 크롬을 증착시켜 전극을 만들고 코발트-60 감마선을 찍어 이 두 유전체의 물리적 특성변화를 조사하였다. 선량률 25.0 cGy/min에서 방사선 조사하기 시작하여 2초이내에서 전류가 급격히 증가해 최대값에 이른후, 60초 이후에선 거의 안정값에 이르는 특성을 보였다. 방사선 조사동안 Teflon의 경우 유전 상수는 2.15에서 18.0으로, 전기전도도는 1$\times$$10^{-17}$ 에서 1.57$\times$$10^{-13}$ $\Omega$$^{-l}$ $cm^{-1}$ /으로 증가했고, PET는 유전상수는 3에서 18.3으로, 전기전도도는 $10^{-17}$ 에서 1.65$\times$$10^{-13}$ $\Omega$$^{-1}$$cm^{-1}$ /값으로 변하였다. 분당선량률을 변화시켰을때 (4.0 cGy/min, 8.5 cGy/min, 15.6 cGy/min, 19.3 cGy/min) 정상상태 방사선 유도전류(Ic), 유전율($\varepsilon$), 전기전도도 ($\sigma$) 가 선량률에 따라 증가함을 보였다. 정상상태방사선유도전류(Ic)값은 12시간내에선 1%내의 재현성을 보였고, 1주일간에선 3%내에서 일치하였다. 전하 및 전류값이 측정간격 (방사선 조사후 다음 조사때까지의 시간)에 의존성을 보였으며, 측정간격이 작을수록 초기측정값과 후측정값의 차가 크며, 최소 20분이상 간격을 둘 때 후측정값이 초기측정값과 같아졌다. 25.0 cGy/min. 선량률에서 유전체가 20분동안 전하를 유지하는 일펙트릿 성질을 갖고 있음을 보였다. 위 실험결과들은 2차전자에 의한 자유전자와 정공의 발생 및 이로 인한 내부편극과 전도도의 변화, 재결합등으로 인한 전자평형상태에 의한 것으로 볼 수 있다. 방사선조사직후 시료에 열을 가한 후 다시 조사하면 측정값이 상승하는 현상을 보였다. 이는 열을 가함으로 내부편극이 감소되었고 이로인해 다음 방사선 조사시 전하운반자(charge carriers)의 숫자를 높이는데 기여했음을 알 수 있다. 인가전압 및 흡수선량에 따른 선형성 및 재현성과 다른 전리함에 비해 적은 부피로 큰 전하량을 측정하는 것은 미세전류검출기로서의 사용가능성과 검출기의 부피를 크게 줄일수 있는 가능성을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권1호
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• pp.1-9
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• 2015

콤프턴 카메라는 검출 신호의 동시성 판단을 기반으로 한 전자적 집속방식을 이용하기 때문에, 기존의 물리적 집속기를 이용하는 감마선 영상 장비의 가시영역이 좁고 투과력이 높은 고에너지 감마선에 적용하기 어렵다는 한계를 극복할 수 있다. 특히 대면적의 콤프턴 카메라는 절대 검출 효율이 높아 영상 장비의 운반이 요구되지 않는 대규모 공정 시설내 핵물질의 모니터링용으로 매우 적합하다. 본 연구팀은 한국원자력연구원에서 개발 중인 파이로 시험 공정 시설에서의 안전조치 수립을 위해 대면적 콤프턴 카메라를 적용하고자 한다. 대면적 콤프턴 카메라를 구성하는 대면적의 검출기는 그 형태나 구성 방식에 따라 에너지 분해능이나 위치 분해능이 달라질 수 있다. 이는 콤프턴 영상의 질에 직접적으로 영향을 미치므로, 본 연구에서는 전산모사를 통해 그 영향을 예측하여 대면적 검출기의 설계 방향을 결정하였다. 또한 한국원자력연구원으로부터 파이로 시험 공정 시설의 정보를 전달받아 전산모사를 수행하였고, 여러 계측 환경에 대해 대면적 콤프턴 카메라의 성능을 예측하여 보았다. 그 결과 대면적 검출기는 에너지 분해능 측면에서의 손실을 최소화 할 수 있도록 구성하여야 한다는 결론을 얻었으며, 에너지 분해능 10%, 위치 분해능 7 mm 정도 성능의 검출기를 이용하여 콤프턴 카메라를 구성할 경우 1 m 거리에 위치한 감손우라늄 선원을 영상 해상도 16.3 cm(각도 분해능 $9.26^{\circ}$)으로 영상화할 수 있음을 확인하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권1호
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• pp.42-46
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• 2016

환경에 존재하는 인공방사성핵종 중 방사성요오드($^{131}I$)는 주로 갑상선질환의 치료에 사용되며 환자의 배출과정을 통해 체외로 방출된다. 붕괴가 채 끝나지 않은 $^{131}I$는 환경으로 방출되어 공공수역에서 검출될 수 있다. 본 연구는 공공수역에서 검출된 $^{131}I$ 방사능 결과의 정확도 및 신뢰도에 영향을 미치는 불확도 중 계측 과정에서 발생하는 불확도에 대하여 금강수계의 실제 사례를 조사하였다. 시료는 금강권역 삽교천 수계의 하천수 및 그 상류의 하수처리장 방류수를 대상으로 하였으며, 시료량에 따른 불확도를 확인하기 위하여 각 지점의 시료를 1, 10, 20 L로 채수하였다. 채취한 시료는 시료량에 따라 전 처리를 거친 후 1 L 마리넬리 비커에 충전하여 HPGe (High Purity Germanium) 감마선 검출기를 이용하여 10,000초 단위로 계측 분석하여 계측시간 및 방사능에 따른 측정불확도를 비교하였다. 각 지점의 방사능 농도는 0.03~1.8 Bq/L로, 채취시점에 따라 차이가 있는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 방사능 농도가 0.3 Bq/L 수준인 경우 시료량이 1 L이면 약 80,000초 계측 시까지 핵종의 존재여부를 판단하지 못하는 경우가 발생하였으나, 같은 조건에서 시료량을 증가시켜 계측한 경우 10,000초 이상의 계측시간부터 불확도 10% 범위에 포함되는 것으로 나타났다. $^{131}I$의 짧은 반감기를 고려하여 즉시 계측이 가능한 1 L 생시료 계측 방법을 사용할 수 있으나, 불확도 수준과 전처리 및 계측에 소요되는 시간을 비교하였을 때, 10 L 시료의 계측을 통해 높은 신뢰도의 측정 결과를 얻을 수 있는 합리적인 방법이라고 판단되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.199-205
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• 2014

중성자 검출분야에서$^3He$는 높은 중성자 검출효율 때문에 아주 많이 사용되고 있다. 하지만 2009년 초반부터 발생하고 있는 전세계적인 $^3He$의 품귀현상으로 인하여 가격이 급등하고 수급이 어려워졌기 때문에 대체 중성자 검출물질에 대한 필요성이 높아졌다. 그러므로 중성자 검출물질로 사용될 수는 있지만 $^3He$에 비해 반응효율이 낮아 중성자 검출용으로 주로 사용되지 않던 물질들을 사용하여 검출기를 제작하는 연구가 다시 활발하게 진행되고 있다. $BF_3$, $^6Li$, $^{10}B$, $Gd_2O_2S$ 등과 같은 $^3He$ 대체 물질들 중 하나인 $^{10}B$은 손쉬운 감마선 구별, 무독성, 낮은 가격 등과 같은 여러 장점으로 인하여 여러 연구그룹에서 연구되고 있다. $^{10}B$ 박막을 이용한 중성자 검출은 중성자와 반응하여 발생되는 2차 방사선을 측정하여 간접적으로 중성자를 측정하는 검출기법이다. 반응을 통해 생성된 알파입자의 비정은 고체 내에서 아주 짧기 때문에 $^{10}B$ 층은 박막 형태로 얇게 제작해야 한다. 그러므로 중성자와 박막의 반응을 통해 발생되는 알파입자의 검출효율을 증가시키기 위해서는 $^{10}B$ 박막의 두께를 얇게 제작하는 것이 중요하다. 하지만 박막의 두께를 얇게 제작하는 것은 중성자와 반응하여 생성되는 알파입자의 수집효율을 증가시키는 장점이 있지만 또한 중성자와 반응할 단면적을 감소시키는 단점이 있다. 본 논문에서는 리튬이온전지에 사용되는 초박막 극판 제조 기술을 이용하여 중성자 검출을 위한 대략 $60{\mu}m$ 두께의 얇은 $^{10}B$ 박막을 제작하였다. 그리고 전도성, 분포, 점착력, 유연성와 같은 간단한 물리적 실험을 통해 제작된 $^{10}B$ 박막의 물성을 확인하였다. 또한, 제작된 $^{10}B$ 박막을 사용하여 중성자 모니터링을 위한 비례계수기 제작하고 이를 이용하여 한국원자력연구원의 중성자 조사시설의 중성자 파고 스펙트럼을 측정하였다. 또한, 중성자 검출효율을 증가시킬 수 있는 방법 중 하나인 다층 박막을 이용한 중성자 측정 방법을 이용하여 박막 층수에 따른 중성자 검출효율의 변화를 몬테칼로 전산모사 기법을 이용하여 계산하였고 실험을 통해 박막층의 증가에 따른 신호변화를 측정하였다.

• International Journal of Contents
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• 제8권2호
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• pp.60-66
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• 2012

This study was designed to detect and measure the concentration of radioactivity of natural radionuclides ($^{238}U$, $^{232}Th$, $^{40}K$) and artificial radionuclides ($^{137}Cs$, $^{60}Co$) present in the drinking water of the city of Busan and surrounding areas in South Korea, and also to measure the absorbed dose of radiation caused by these elements in the residents so as to help better manage the risk that these radionuclides pose in the future. For the purposes of the study, a total of 42 samples of water were collected from three key water sources (19 samples of groundwater, 4 samples of tap water, and 19 samples of surface water) and their contents were analyzed for radioactivity concentration. The results revealed that two natural radionuclides, $^{238}U$ and $^{232}Th$, exist in the groundwater with an average concentration of radioactivity of 3.34 Bq/L and $8.28{\times}10^{-5}Bq/L$ respectively, while the surface water was found to contain the same two radionuclides with mean concentrations of 0.849 Bq/L and $1.103{\times}10^{-4}Bq/L$ respectively. In addition, of the 19 samples of the groundwater, $^{137}Cs$ was found in eight of them and $^{60}Co$ was detected in ten. Of the four samples of the tap water, $^{137}Cs$ was detected in all samples and $^{60}Co$ was detected in three. Both $^{137}Cs$ and $^{60}Co$ were detected in all 12 samples of surface water. As far as $^{40}K$ is concerned, this element was detected in three of the 19 groundwater samples, but was not detected in any surface or tap water sample. In addition, the absorbed dose of $^{238}U$ from the groundwater was $7.94{\times}10^{-8}Sv/y$, while the absorbed dose of $^{232}Th$ from the surface water was $9.33{\times}10^{-13}Sv/y$. The absorbed dose of $^{137}Cs$ from the tap water was $7.33{\times}10^{-5}Sv/y$, while the absorbed dose of $^{60}Co$ from the surface water was the highest at $4.23{\times}10^{-6}Sv/y$.

• 대한핵의학회지
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• 제25권2호
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• pp.286-293
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• 1991

$^{123}I$, which is applied for the thyroid and other in vivo kinetic study, has a special role in life sciences. The 159 KeV $\gamma-ray$ from $^{123}I$ is almost ideally appropriate for the current imaging instrumentation. Its decay mode (electron capture) and short half-life (13.3 hr) reduced the burden of radiation dose to the patients, and its chemical property makes it easy to synthesize the labelling compounds. In this experiment, the production of $^{123}I$ via the nuclear reaction $^{124}Te(p,2n)^{123}I$ with 28 MeV protons was sutdied. $TeO_2$ is used as a target material, because it has good physical properties. The target was prepared with $TeO_2$ powder and was molten into a ellipsoidal cavity (a=14 mm, b=10 mm, $270.8mg/cm^2$ thick) of pure platinum. The irradiation was carried out in the external proton beam with incident energies range from 28 MeV to 22 MeV, and current was $30{\mu}A$. The loss of $TeO_2$ target was significantly reduced by using $4\pi-cooling$ system in irradiation. The dry distillation method was adopted for the separation of $^{123}I$ from irradiated target, and when it was kept 5 minutes at $780^{\circ}C$, its result was quantitative. The loss of the target material $(TeO_2)$ was below 0.2% for each production run and $^{123}I$ from the dry distillation apparatus was captured with 0.01 N NaOH in $Na^{123}I$ form, then the pH of the solution was adjusted to $7.5\sim9.0$ with HC1/NaOH. The $Na^{123}I$ solution was passed through $0.2{\mu}m$ membrane filter, and sterilized under high pressure and temperature for 30 minutes. The production of $^{123}I$ is acceptable for clinical application based on the quality of USP XXI.

• 한국식품과학회지
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• 제43권1호
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• pp.30-38
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• 2011

대부분의 고분자 분쇄 처리는 WVP에 영향을 주지 않았고, 일부 조건에서 WS를 개선시켰으나 그 개선 정도가 변수 크기와 직접적으로 관계되지 않았다. 인장특성의 경우에도 대부분의 처리들에 의해 개선되지 않았으며, 초음파 처리의 경우에는 오히려 인장특성을 저하시키기도 하였다. 고분자 분쇄가 DMM 필름의 특성에 영향을 미칠 것이라고 가설을 세웠지만 향 프로파일을 제외한 DMM 필름의 특성들이 본 연구에서 사용된 조건에서의 고분자 분쇄 처리에 의해 대체적으로 크게 영향을 받지 않았다. 또한 필름의 물리적 특성의 변화에 미치는 그 영향 정도가 고분자 분쇄의 공정 변수 크기에 의해 결정될 것이라고 예상했지만, 초음파와 방사선으로 처리된 탈지 겨자씨 필름은 공정 변수의 크기와 필름의 특성들 간에 상관관계가 없었다는 것을 알아내었다. 이것은 아마도 순수한 단일 생고분자로 구성된 필름의 고분자 네트워크와 복합 생고분자로 구성된 농산물 가공 부산물인 탈지 겨자씨 필름의 고분자 네트워크의 차이 때문이라고 사려된다. 이 연구의 결과를 통해 단일 생고분자 필름의 특성 개선을 위해 사용되는 고분자 분쇄 기술과 처리 변수들의 값들이 복합 생고분자인 탈지 겨자씨 필름에는 그 필름의 특성 개선에 효율적으로 적용되지 않는다는 것이 규명되었다. 이 결과는 다른 복합 생고분자(농산물 가공 부산물)로 가식성 필름을 제작 시 본 연구에 사용된 고분자 분쇄 처리들이 그 필름의 물리적 특성들을 개선하는데 효과적이지 않을 수 있다는 가능성을 말해주기도 한다. 차후 탈지 겨자씨 필름의 특성을 개선하기 위해서 다른 고분자분쇄 기술(예, high pressure homogenization)을 이용해보거나 composite 필름을 제조할 수 있을 것이다.

• 한국조명전기설비학회지:조명전기설비
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• 제1권2호
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• pp.57-61
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• 1987

원자력 산업에서 사용되고 있는 모든 재료의 특성은 방사선조사에 의한 손상효과로 변하게 된다. 본 연구에서는 저항과 콘덴서의 직.병렬회로에서의 방사선조사에 의한 전기적 특성이 여하히 변화되는가를 연구하였다. 연구결과 얻어진 주요 결론은 다음과 같다. 1. R-C 직렬회로에서 조사선량이 $10^6[r]$까지는 임피던스변화율이 증가되다가 그 이상의 조사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 포화상태에서의 증가율은 1.25[%]정도이었다. 2. R-C 직렬회로에서 조사선량이 $10^6[r]$ 까지는 증가변화율이 감소되다가 그 이상의 조사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 감소율은 0.5[%]정도이었다. 3. R-C 병렬회로에서는 방사선량이 $10^6[r]$까지는 임피던스변화율이 증가되다가 그 이상의 방사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 증가율은 0.5[%]정도이었다. 4. R-C 병렬회로에서는 방사선량이 $10^6[r]$까지는 감소되다가 그 이상의 방사선량에서는 포화상태에 이르게 되는데 감소율은 1.3[%]정도이었다.

• 치과방사선
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• 제20권2호
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• pp.171-182
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• 1990

The purpose of this study was to investigate the effects of irradiation on the striated duct cells of the rat submandibular gland ductal tissues which control the characteristics of saliva. For this study, the experimental group was composed of 36 irradiated Sprague Dawley strain rats divided into 8 subgroups 1 hour, 2 hours, 3 hours, 6 hours, 12 hours, 24 hours, 48 hours, 72 hours after irradiation. 4 non-irradiated rats were used as the control group. The experimental animals were singly irradiated with a dose of 18Gy gamma ray to their head and neck region by the Co-6- teletherapy unit and sacrificed after each experimental duration. The specimens were examined with a light microscope with an H-E stain and with a trans- mission electron microscope. The results of this study were as follows. In the light micrograph, a severe atrophic change occurred in the striated duct cells at 2hours after irradiation and gradual recovery occurred from 6 hours after irradiation. 2. The nuclear chromosomes of the striated duct cells were changed granular at 2 hours after irradiation. Recovery was observed at 6 hours after irradiation. Nuclear bodies were also observed from 3 hours after irradiation. 3. The mitochondria of the striated duct cells had indistinct cristae at 2 hours after irradiation, and were degenerated or swollen at 3 hours after irradiation. They recovered, however, from 6 hours, with an increasing number at 48 hours and a regular arrangement was observed at 72 hours after irradiation. 4. The microvilli showed atrophic changes at 2 hours after irradiation and were almost lost at 3 hours after irradiation. They were observed again from 48 hours after irradiation. 5. The rough endoplasmic reticulum and golgi body were not apparent at 1 hour after irradiation and were dilated with degeneration 2 hours after, but intact rough endoplasmic reticulum were observed from 3 hours after irradiation and developed well at 24 hours after irradiation. By the result of this study, showing a mild change in the functional morphology of the salivary striated duct cells immediately following irradiation, it is considered that the many complications which occur after radiation therapy, will disappear in time with the histological and the functional recovery of the glandular tissues.