• Applied Microscopy
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• 제35권3호
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• pp.113-119
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• 2005

차폐형 성분분석기 (Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 3.2%인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열 생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선 시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2 코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.206-212
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• 2014

진폐요양기관에 대한 실태조사를 실시하여 진폐요양환자에게 사용되는 흉부 CT촬영 선량이 국내외 진단 참고 준위 내에서 사용되는지 알아보았다. 진폐요양기관은 27개 중에서 운용자 콘솔 컴퓨터에서 환자 피폭선량(dose length product, $mGy^*cm$, 이하 DLP) 확인이 가능한 2-Detector 이상 설치된 17개 기관을 대상으로 하였다. 연구대상기관을 직접 연구자가 방문하여 위치잡이촬영, 조영제 사용전,후촬영 및 총 DLP 값을 각각 확인하였다. 또한, 장치의 기본 항목, 위치잡이촬영 조건, 본촬영(scanning) 조건 및 영상 획득 조건을 확인하였다. 흉부 CT촬영에서 확인된 총 DLP 값, 조영제주입전촬영 DLP 값의 상향서열 3/4 순위에 해당하는 DLP 값을 구하였다. SPSS ver. 19.0을 사용하여 전체 영상과 폐야영상 간에 조영제주입전촬영 DLP 값의 비교는 비모수 검정(Wilcoxon signed rank test)을 실시하였다. 전체영상보다 폐야영상을 얻을 때 20.2%의 유의한 DLP 값 감소를 보였다(707.2 vs. 555.9, p<0.001). 흉부 CT촬영에서 확인된 총 DLP 값의 상향서열 3/4 순위(third quartile)의 DLP 값은 $1036.1mGy{\cdot}cm$였다. 흉부 CT촬영의 조영제 주입전촬영에서 확인된 DLP 값의 상향서열 3/4 순위의 DLP 값은 $504.1mGy{\cdot}cm$였다. 진폐요양환자의 흉부 CT촬영에 사용하는 선량은 국내외 진단 참고 준위와 큰 차이를 보이지 않았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권1호
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• pp.43-48
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• 2017

최근 동위원소를 이용한 뼈 스캔 (Bone Scan)검사 후 골밀도 (BMD; Bone Mineral Density)검사를 당일검사로 병행한 경우 이로 인한 골밀도 측정값에 오차 발생 가능성이 제기되고 있으나 방사성의약품 표지화합물 투여 후 이중에너지 X선을 이용한 골밀도 측정값 변화에 대한 임상적 자료가 미비하여 핵의학 체내검사 후 당일 골다공증 검사의 측정값에 대한 논란의 소지가 있다. 따라서 동위원소 표지화합물인 $^{99m}Tc-MDP$가 골밀도 측정값에 영향을 미치는지 임상적 측면에서 실험하였다. 실험에 참가한 대상자의 평균 나이는 $35.17{\pm}9.45$세로 실험 대상자 17명 중 대사성 질환과 골밀도 측정에 영향을 줄 수 있는 허리뼈 압박골절 및 몸쪽 넓적다리뼈 골절이 있는 자를 제외한 12명 중 정상 골밀도 T-scores>-1.0의 환자 6명을 대상으로 $^{99m}Tc-MDP$ 투여 전 후 측정값을 분석한 결과 허리뼈에서 전 후 각각 평균 $0.975{\pm}0.084g/cm^2$, $0.966{\pm}0.078g/cm^2$으로 $0.009g/cm^2$ 증가, 우측 몸쪽 넓적다리뼈에서는 전 후 각각 평균 $0.909{\pm}0.078g/cm^2$, $0.913{\pm}0.086g/cm^2$으로 $0.004g/cm^2$ 감소, 좌측 몸쪽 넓적다리뼈에서는 각각 평균 $0.887{\pm}0.099g/cm^2$, $0.881{\pm}0.103g/cm^2$으로 $0.007g/cm^2$의 증가를 보여 몸쪽 넓적다리뼈 보다 허리뼈에서 더 큰 골밀도 변화를 보여주었다. 그러나 허리뼈와 몸쪽 넓적다리뼈 전체에서 전 후 변화 평균은 $0.0038{\pm}0.014g/cm^2$으로 골밀도 측정값에 유의한 영향이 없음을 알 수 있으며, 또한 두 실험간 전체 상관계수는 0.987으로 방사성동위원소 표지화합물인 $^{99m}Tc-MDP$ 투여가 골밀도 측정값에 영향을 주지 않았다. 따라서 140 keV의 감마선 에너지를 방출하는 테크네슘 표지화합물을 이용한 뼈 스캔검사 후 골밀도 측정값에 유의한 영향을 미치지 않음을 확인하였다. 그러나 핵의학적 체내검사와 골다공증 검사를 당일로 검사함으로 인한 환자의 피폭을 고려한다면 시간 간격을 두고 검사를 시행하는 것이 좋을 것으로 사료된다.

• 핵의학기술
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• 제26권2호
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• pp.15-19
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• 2022

전립선암 환자의 전이성 질환 진단을 위해 사용되는 양전자 방출 단층촬영용 [⁶⁸Ga]PSMA-11 주사액은 자동화 생산 방법을 통해 높은 재현성과 우수한 방사화학적 수율 및 순도를 얻을 수 있으며 제조 시 작업자의 방사선 피폭을 최소화할 수 있다. 이를 위해 적용한 비 카세트 방식과 카세트 방식의 자동 합성 방법을 소개하고 비교하고자 한다. [⁶⁸Ga]PSMA-11 주사액의 자동화 생산을 위해 ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generator 50 mCi(iThemba LABS, Johannesburg, South Africa), 주사기 펌프 NE-1000(New Era Pump System, New York, USA)을 사용하였으며, 자동 합성 장치는 비 카세트 방식의 TRACERlab FXN pro(GE Healthcare, Liege, Belgium)와 카세트 방식의 BIKBox(BIK THERAPEUTICS Inc., Seongnam-si, Republic of Korea)를 사용하였다. 0.6 N 염산 용액 6 mL의 주사기가 장착된 실린지 펌프를 ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generator의 inlet-line과 연결하고 outlet-line은 자동 합성 장치와 연결한 후 자동 합성장치와 동시에 작동하였으며, 2 mL/min의 속도로 ⁶⁸Ga을 용출하였다. 초기 약 1.7 mL은 waste vial로 용출 시켰고, 그 후 2.5 mL은 반응용기로 용출하여, 방사능 농도가 높은 2.5 mL의 용액만 표지 과정에 이용하였다. 반응 용액의 pH를 HEPES buffer 용액으로 조절한 후 전구체와 95 ℃에서 15분간 반응하였으며, C18 light 카트리지를 이용, 분리·정제 하였다. 50% 에탄올/생리식염수 희석액으로 최종 화합물을 용출하고 생리식염수를 추가한 후 멸균 필터 함으로써 제조를 완료하였다. 각각의 자동 합성 장치에서 제조된 [⁶⁸Ga] PSMA-11 주사액의 품질관리를 시행하고 장단점을 비교하였다. 총 합성 시간은 각각 25±3분(비 카세트 방식), 23±3분(카세트 방식)이 소요되었으며, 방사화학적 수율은 멸균 필터 후 비 카세트 방식이 65.5±5.7%(n=45, non-decay corrected), 카세트 방식이 61.6±4.8%(n=98, non-decay corrected)였다. 비 카세트 방식은 장비 세척과 시약 준비 시간으로 인해 합성 전 준비 시간이 약 120분 소요되었고, 카세트 방식은 세척과 시약 준비 과정이 없어 합성 전 준비 시간은 약 20분 소요되었다. 비 카세트 방식 자동 합성 방법은 방사화학적 수율과 비용적 측면에서 카세트 방식 대비 높은 장점을 가지나, 제조 준비 단계에서의 편의성과 장비 유지 보수 측면에서는 카세트 방식이 장점을 가진다.