• 분석과학
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• 제28권3호
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• pp.228-235
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• 2015

본 연구는 지하수 중 라듐(²²⁶Ra) 분석을 위해 고상추출디스크(solid phase extraction disk)를 이용한 감마선분광분석법(이하 고상추출디스크법)을 제안하고 액체섬광계수기를 이용한 액체섬광계수(liquid scintillation counter, LSC)법 및 마리넬리비커(Marinelli beaker)를 이용한 감마선분광분석기(gamma ray spectrometer)법(이하 마리넬리비커법)과의 회수율 비교를 통해 적용성을 검토하였다. ²²⁶Ra을 회수한 고상추출디스크는 딸핵종의 방출을 방지하기 위해 폴리에틸렌 필름으로 밀봉 후 감마선분광분석기로 분석하였다. 24일 경과 후, ²²⁶Ra과 딸핵종인 ²¹⁴Bi과 ²¹⁴Pb이 방사평형 된 것으로 확인되었다. 라듐 표준물질을 이용하여 고상추출디스크법으로 분석한 딸핵종 ²¹⁴Bi와 ²¹⁴Pb의 회수율은 각각 80% (295.21 Kev)와 104% (351.92 Kev)로 액체섬광계수법보다 높게 나타났다. 바탕시료(blank) 측정시 감마선분광분석기 챔버내 질소를 주입했을 경우는 주입하지 않았을 경우보다 간섭치가 약 10% 이하로 낮아지는 것을 확인하였으며, 5 L 시료를 8만초 동안 측정한 검출한계는 0.17~0.40 pCi/L로 분석되어 미국 EPA 기준치인 1pCi/L를 만족하였다. 고상추출디스크법과 액체섬광계수법을 이용한 7개 지하수 시료 분석 결과, 두 방법의 상관계수(correlation coefficient)는 0.987로 나타나 추가적인 분석을 통해 통계적 유의성을 확보한다면 고상추출디스크법의 적용가능성이 높을 것으로 판단된다. 결과적으로, 고상추출디스크법을 이용한 지하수 중 ²²⁶Ra 농도 분석은 전처리 과정이 비교적 단순하여 분석시간이 절약되고 높은 회수율과 낮은 검출한계치 등의 장점을 가지고 있는 것으로 분석되었다. 또한 고상추출디스크법은 액체섬광계수법과 마리넬리비커법에 비해 많은 양의 시료를 전처리하기 쉽기 때문에 저준위 시료 분석에 유용할 것으로 판단된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.531-539
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• 2023

자체흡수는 환경 시료의 감마 분광 측정 정확도에 영향을 미치는 가장 중요한 요소이다. 특히, 샘플의 화학적 구성, 기하학적 모양, 두께, 밀도, 원자 번호, 샘플과 검출기 사이의 거리, 방출된 감마 광자의 에너지 및 샘플 내 습도 계수 또는 백분율과 같은 기타 요인에 의해 영향을 받는다. 보정 방법을 테스트하기 450 ml CRM 표준선원(9개 핵종) 마리넬리 비커를 사용하였다. 보정된 값들을 적용하여 환경시료 중 토양시료 5개를 밀도별로 측정하였다. 따라서, 자체흡수 값은 다소 크고 낮은 광자 에너지에 더 효과적임을 알 수 있다. 환경 시료의 경우 선원자체 흡수를 통한 전체 에너지 피크 효율은 샘플의 밀도에 크게 의존함을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.329-334
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• 2006

연구로 2호기 해체과정에서 발생한 방사화된 수조 콘크리트 내의 깊이에 따른 $^3H$ 및 $^{14}C$의 방사능 분포를 고온연소로와 액체섬광계수기를 이용하여 분석하였다. 또한 향후 연구로 2호기 해체과정에서 발생된 콘크리트폐기물의 핵종재고량 평가에 활용하기 위하여 $^3H$ 및 $^{14}C$ 측정결과와 감마방출핵종과의 상관관계를 도출하였다. $^3H$ 및 $^{14}C$의 검출하한값은 0.048 및 0.028 Bq/g이다. 연구로 2호기 수조 콘크리트 내의 $^3H$ 및 $^{14}C$의 깊이별 방사능 분포는 콘크리트 표면으로부터 멀어질수록 지수적으로 감소하는 경향을 보여주었다. 또한,$^3H$ 및 $^{14}C$의 비방사능은 콘크리트에 존재하는 $^{60}CO$의 비방사능과 좋은 상관관계를 나타내었다.

• 분석과학
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• 제30권5호
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• pp.262-269
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• 2017

금강수계 하천 및 호소 퇴적물에 대하여 천연 방사성핵종 농도를 조사하였다. 조사의 대상이 되는 지점은 하천 17 개 지점, 호소 6 개 지점으로 총 23 개 지점이며, 하천은 2015년 9월부터 11월, 호소는 2015년 3월부터 4월까지 시료를 채취하였다. 분석 대상 핵종은 $^{226}Ra$ 계열, $^{232}Th$ 계열과 $^{40}K$ 핵종이며, 고순도 게르마늄 검출기(HPGe)를 이용하여 대상 핵종 또는 그 자핵종이 방출하는 감마선을 계측하였다. 분석 결과 하천 퇴적물 중 $^{226}Ra$계열, $^{232}Th$ 계열과 $^{40}K$의 방사성핵종 농도는 각각 $15.6{\pm}0.6$, $33.8{\pm}1.2$, $789.8{\pm}26.0Bq/kg$ 으로 나타났으며, 호소 퇴적물의 농도는 각각 $17.0{\pm}0.5$, $37.8{\pm}1.1$, $269.4{\pm}9.6Bq/kg$으로 나타났다. $^{232}Th$ 계열 방사성핵종의 농도는 퇴적물 입도와 연관성을 보였으며, 핵종의 이동 특성에 따라 $^{226}Ra$ 계열보다 높게 나타났다. $^{40}K$의 농도는 퇴적물 중 유기물 함량과 관련을 보였으며, 하천에 비하여 호소에서 낮은 농도로 조사되었다.

• 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.

• 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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제20권2호
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• pp.72-79
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• 2009

I-131은 갑상선에 주로 집적되어 갑상선의 기능을 평가하는데 활용됨은 물론 높은 에너지의 베타선을 방출함으로써 암의 치료에도 널리 사용되고 있는 방사선 핵종이다. 그러나 I-131은 다양한 에너지의 감마선을 방출함으로써 핵의학 영상의 정량화가 어렵다. 특히 고에너지 영역의 감마선에 의한 격벽투과(septal penetration)와 산란선은 핵의학 진단영상에 악 영향을 미치게 된다. 본 연구에서는 격벽투과가 영상에 미치는 영향과 I-131의 산란보정 방법을 몬테카를로 시뮬레이션을 활용하여 알아보고자 하였다. 본 실험을 위하여 임상에서 사용되고 있는 범용성 고에너지 조준기를 장착한 핵의학 영상 기기인 FORTE 시스템(Philips, Netherlands)에 대해 모사하였다. 격벽투과가 영상에 미치는 영향을 알아보기 위하여 고에너지 조준기의 격벽을 두 가지 종류로 모사하여 보았다. 한 종류는 실제로 사용하고 있는 납으로 격벽을 모사하였으며, 다른 한 종류는 높은 에너지의 감마선이 투과할 수 없는 밀도와 원자번호가 아주 높은 임의의 물질로 구성하여 모사하였다. 각 각의 조준기를 통해 물팬텀안의 I-131 선 선원의 영상을 획득한 결과 납 격벽에서 획득한 선 선원의 반치폭 (Full Width at Half with Maximum, FWHM)과 십치폭(Full width at Tenth with Maximum, FWTM)은 각 각 41.2 mm, 206.5 mm였으며, 높은 에너지의 감마선이 투과할 수 없는 임의의 물질로 만든 격벽의 조준기에서는 반치폭과 십치폭이 각 각 27.3 mm, 47.6 mm로 측정되었다. 이는 고에너지의 감마선에 의한 격벽투과가 핵의학 영상의 선예도를 나쁘게 한다는 것을 알 수 있다. 또한 I-131을 이용한 핵의학 영상의 산란보정을 위하여 물 팬텀 속의 점 선원을 모사하고 영상을 획득하였다. 산란보정 방법으로는 삼중광봉우리창(Triple Energy Window method, TEW)을 이용하여 획득 영상 내의 산란선을 유추하는 방법을 사용하였다. 그러나 이러한 방법은 중심에너지 창의 범위에 따라 유추된 산란선의 양에 영향이 있으므로 더 정확한 산란선 유추를 위해 확장된 삼중광봉우리창(Extended Triple energy Window method, ETEW)을 적용, 기존의 방법과 비교하였다. 실험 결과 시뮬레이션의 데이터 분류를 통한 산란선으로만 획득된 점 선원 영상과 TEW와 ETEW 방법을 통해 유추된 산란선 영상결과, ETEW 방법으로 산란선을 유추한 방법이 기존의 TEW 방법보다 더 정확함을 알 수가 있었다. 본 연구는 시뮬레이션을 통한 I-131의 특성을 평가함으로써 I-131을 이용한 동위원소 치료 및 GATE 프로그램 연구의 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 대한핵의학회지
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• 제31권4호
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• pp.427-432
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• 1997

Re-188은 반감기가 17시간이고 진단을 위한 영상화가 가능한 감마선(155keV)을 방출하며 치료용으로 적당한 베타선(2.12MeV)을 동시에 방출하여 혈관성형술 풍선에 넣어 조사하는 접촉 베타선 방출체 치료용 방사성핵종으로 유력하다. 이 연구에서는 Re-188-DTPA를 관상동맥풍선 성형술시 풍선에 주입하는 방사성 동위원소로 쓸 수 있을지 알기 위해 우선 표지법과 풍선에서 혈관내로 샜을 때의 생체내 분포를 조사하였다. Re-188과 DTPA를 표지하는 방법을 확립하였고 표지효율은 95%, 실온과 사람 혈청에서 안정하였다. 마우스의 체내분포와 랫트와 실험견에서 얻은 신장 시간방사능곡선이 Re-188-DTPA가 신장을 통해 빠르게 제거된다는 것을 밝혔다. 이러한 결과는 Re 188-DTPA를 관상동맥의 재협착을 방지하기 위해 관상동맥풍선 성형술시 풍선에 주입하는 방사성 동위원소로 사용하여도 좋음을 시사한다.

• 대한화학회지
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• 제37권11호
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• pp.961-966
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• 1993

옛 동전(銅錢)에 존재하는 이리듐, 금과 은 등 귀금속 원소들을 정량하기 위한 연구를 수행하였다. $^{192}Ir,\;^{198}Au$ 및 $^{110m}Ag$의 방사능 세기를 계측할 때, 반감기가 긴 핵종에서 방출된 큰 감마선 에너지에 의한 간섭을 감소시키기 위하여 용매추출, 이온교환 크로마토그래피 등 방사화학 분리를 적용하였다. 그 결과 이리듐을 $10^{-11}$ g/g양까지 정량할 수 있었고, 또한 Currie의 방법으로 계산한 3종류의 검출한계, 즉 임계, 검출, 정량한계를 향상시킬 수 있었다. 이리듐의 회수율을 결정하기 위하여 담체를 첨가하여 방사화학 분리를 한 후 중성자를 제조사하였다. 5개의 동전 중의 Ir, Au 및 Ag에 대한 평균 회수율은 각각 65.3%, 98.5%, 99.5%이었다.

• 방사선산업학회지
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• 제12권4호
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• pp.277-285
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• 2018

Patients administered radioisotope for medical purposes are regulated by each country to quarantine them until their body's radioactivity contents decrease below release criteria. To predict the quarantine period and provide it to medical staffs and patients, it is necessary to approach the assessment of the exposure dose of persons due to patients in a realistic manner. For this purpose, a whole-body effective half-life should be applied to the dose assessment equation instead of the physical half-life. In this study, we constructed a bio-kinetic model for each nuclear species based on the ICRP publication to obtain a whole-body effective half-life of 10 unsealed gamma-ray emitting nuclei from the notification of Nuclear Safety and Security Commission, and calculated the effective half-life mathematically by simulating the distribution of the radioisotope administered in the whole body as well as each organ scale. The whole-body effective half-life of $^{198}Au$, $^{67}Ga$, $^{123}I$, $^{111}In$, $^{186}Re$, $^{99m}Tc$, and $^{201}TI$ were 1,93, 2.57, 0.295, 2.805, 1.561, 0.245, and 2.397 days respectively. However, it was found to be undesirable to offer a single value of the effective half-life of $^{125}I$, $^{131}I$, and $^{169}Yb$ because the changes in the effective half-life show no linearity. A bio-kinetic model created for the internal exposure assessment has been shown to be possible to calculate the effective half-life of radioisotopes administered in the patient's body, but subsequent studies of radiolabeled compounds are required as well.