• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.121-128
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 채내 흡입으로 원전 종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole Body Counter)를 이용하여 방사선작업 종료 후 즉시 원전종사자의 체내에 침적된 내부방사능을 측정하였고, 수일 경과 후 재측정하였다. 이러한 전신계측결과를 이용한 섭취량 산정 값을 원전종사자가 출입한 원자로 건물 내 공기 중의 $^{131}I$ 방사능 농도 측정결과와 원자로건물 출입기록에 근거하여 계산된 $^{131}I$ 채내 섭취량과 비교 평가하였다. 그 결과 전신계측기를 이용한 채내 방사능측정 결과와 공기중 농도를 이용한 섭취량 산정 결과는 비교적 잘 일치하는 것으로 평가되였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권2호
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• pp.107-114
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• 1987

$^{137}$Cs 용액을 추적자로 사용하여 동시와 역동시 계수방법에 의해 $^{137}$Cs 용액의 방사능을 측정하였다. 본 연구에서의 측정선원은 $^{137}$Cs과 추적자를 혼합하여 제작하였으며 혼합 비율은 동시와 역동시 계수 방법에서 각각 1/3과 1/5로 하였다. $^{137}$Cs용액의 비 방사능은 $\beta$채널 저에너지 문턱 준위 변화와 효율외삽 방법에 의해 산출되었다. 동시와 역동시 계수 방법에 의해 산출된 결과는 기준일 현재 552.78kBq/g과 554.32kBq/g이었으며 합성오차는 각각 1.60kbq/g과 1.51kBq/g이었다. 두 개의 결과는 오차범위 내에서 잘 일치함을 보여준다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제59권3호
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• pp.450-454
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• 2021

현재, 감마 핵종 분석은 주로 무기섬광체 또는 반도체 검출기를 활용하여 여러 분야에 사용되고 있다. 이러한 검출기는 분해능이 좋지만 크기가 제한적이며, 가공성이 낮고 경제성이 플라스틱 섬광체보다 낮다. 따라서, 나노물질인 양자점과 플라스틱섬광체의 장점을 이용하여 양자점 나노물질 기반 플라스틱 섬광체를 개발하였다. 가장 많이 활용되고 있는 Cd계열 물질인 CdS/ZnS 양자점을 플라스틱 매트릭스에 교반하여 제작하였으며, 이를 ⁶⁰Co핵종 대상 계측 실험을 하여 상용플라스틱 섬광체의 성능과 비교 분석하였다. 상용플라스틱 섬광체 대비 CdS/ZnS 양자점 기반 플라스틱 섬광체가 20~30% 높은 효율을 보였다. 이는 의료분야뿐만 아니라 원자력 해체분야에서도 방사능 분석기로 활용 가능할 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.84-85
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• 2009

New approaches for detecting, preventing and remedying environmental damage are important for protection of the environment. Procedures must be developed and implemented to reduce the amount of waste produced in chemical processes, to detect the presence and/or concentration of contaminants and decontaminate fouled environments. Contamination can be classified into three general types: airborne, surface and structural. The most dangerous type is airborne contamination, because of the opportunity for inhalation and ingestion. The second most dangerous type is surface contamination. Surface contamination can be transferred to workers by casual contact and if disturbed can easily be made airborne. The decontamination of the surface in the nuclear facilities has been widely studied with particular emphasis on small and large surfaces. The amount of wastes being produced during decommissioning of nuclear facilities is much higher than the total wastes cumulated during operation. And, the process of decommissioning has a strong possibility of personal's exposure and emission to environment of the radioactive contaminants, requiring through monitoring and estimation of radiation and radioactivity. So, it is important to monitor the radioactive contamination level of the nuclear facilities for the determination of the decontamination method, the establishment of the decommissioning planning, and the worker's safety. But it is very difficult to measure the surface contamination of the floor and wall in the highly contaminated facilities. In this study, the poly(styrene-ethyl acrylate) [poly(St-EA)] core-shell composite polymer for measurement of the radioactive contamination was synthesized by the method of emulsion polymerization. The morphology of the poly(St-EA) composite emulsion particle was core-shell structure, with polystyrene (PS)as the core and poly(ethyl acrylate) (PEA) as the shell. Core-shell polymers of styrene (St)/ethyl acrylate (EA) pair were prepared by sequential emulsion polymerization in the presence of sodium dodecyl sulfate (SOS) as an emulsifier using ammonium persulfate (APS) as an initiator. The polymer was made by impregnating organic scintillators, 2,5-diphenyloxazole (PPO) and 1,4-bis[5-phenyl-2-oxazol]benzene (POPOP). Related tests and analysis confirmed the success in synthesis of composite polymer. The products are characterized by IT-IR spectroscopy, TGA that were used, respectively, to show the structure, the thermal stability of the prepared polymer. Two-phase particles with a core-shell structure were obtained in experiments where the estimated glass transition temperature and the morphologies of emulsion particles. Radiation pollution level the detection about under using examined the beta rays. The morphology of the poly(St-EA) composite polymer synthesized by the method of emulsion polymerization was a core-shell structure, as shown in Fig. 1. Core-shell materials consist of a core structural domain covered by a shell domain. Clearly, the entire surface of PS core was covered by PEA. The inner region was a PS core and the outer region was a PEA shell. The particle size distribution showed similar in the range 350-360 nm.

• 한국토양비료학회지
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• 제4권1호
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• pp.55-66
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• 1971

가. 토양(土壤)의 전(全) ${\beta}$ 방사능(放射能)을 측정(測定)하여 전(全) ${\beta}$ 방사능(放射能) 중(中)에서 $^{40}K$의 기여(奇與)를 $^{40}K$의 ${\beta}$ 선(線) 포화(飽和) 방사능비율(放射能比率)을 사용(使用)하여 전(全) ${\beta}$ 선(線) 분석(分析)을 시도(試圖)한 결과(結果) 답토양(畓土壤)의 전(全) ${\beta}$ 방사능(放射能)은 $^{40}K$의 ${\beta}$ 방사능(放射能)에 기곤(起困)함을 알았다. 따라서 답(畓) 토양(土壤)의 전(全) ${\beta}$ 방사능(放射能)을 측정(測定)한다는 것은 실(實)은 $^{40}$의 ${\beta}$ 방사능(放射能)을 측정(測定)하는 것이다. 나. 전(全) ${\beta}$ 방사능(放射能)으로 부터 $^{40}K$의 핵종(核種) 동정(同定)을 행(行)하는 순서(順序)는 임의시료량(任意試料量)의 방사능측정(放射能測定)와 $^{40}K$의 포화(飽和) 방사능(放射能) 비율(比率)로 계산(計算)한 계산치(計算値)((4)식(式)에서 $G(t){\cdot}A_{\infty}$ 또는 A/G(t))와 비교(比較)하여 일치(一致)되는지를 Chauvenet 기준(基準) 따라서 검정(檢定)한다. 만약에 일치(一致)하지 않을 경우에는 $^{40}K$ 외(外)의 다른 핵종(核種)의 기여(寄與)를 의미(意味)하며 (7)식(式)에 의(依)하여 $^{40}K$과 다른 핵종(核種)을 분별(分別)하여 각각의 방사능(放射能) 붕양율(崩壤率)을 구(求)할 수 있다. 다. 한국(韓國) 답(畓) 토양(土壤)의 $^{40}K$ ${\beta}$ 방사능(放射能)은 $17.5{\sim}44.6{\mu}{\mu}ci/gr$. soil 사이에 있으며 이를 다시 모암(母岩) 별(別)로 보면 석회암(石灰岩)>화강암(花崗岩)>편암(片岩)>편마암(片麻岩)>반암(斑岩)>현무암(玄武岩)>섬녹암(閃綠岩)의 순(順)이다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권10호
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• pp.535-542
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• 2016

플럭스 챔버법은 비용효율적인 표면 발산량의 측정방법으로 다양한 연구 분야에 널리 이용되어 왔다. 플럭스 챔버법은 운용 방식에 따라 기울기 방식을 이용한 닫힌 챔버법(SFC)과 평형 농도 방식을 이용한 열린 챔버법(DFC)으로 분류할 수 있는데, SFC 방식은 장비가 간단하고 운용이 쉬운 반면, 직선성에 대한 불확실한 가정으로 인하여 플럭스 산정 값이 가변적인 단점이 있다. 한편, DFC 방식은 더 많은 특정 기기가 필요하지만, 어떤 애매모호함이 없이 일정한 값을 산정할 수 있다. 따라서 본 연구는 작고 조밀한 키트를 이용하여 DFC를 자체 제작하였다. 자체 제작한 DFC는 30분 이내에 평형상태에 도달하였고, 측정 초기의 불충분한 혼합을 제외하면 시료 균질도가 5% 미만이고, 회수율이 90% 이상으로 우수하였다. 이 개선된 DFC의 상대확장불확도는 7.37%로 평가되었는데, 이는 주로 통제되지 않은 유입가스에 기인한다. 연구 결과는 대규모 매립지에서 소형의 측정 키트를 이용한, 개선된 DFC 방식이 신뢰성이 높은 자료를 효과적으로 축적할 수 있음을 보여준다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.111-117
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• 1997

최근 포괄적 핵실험금지조약 (Comprehensive Test Ban Traety : CTBT)의 체결은 전세계적으로 핵활동 감시 네트워크를 구축하는 것이다. 핵실험금지 위원회의 전문가들은 대기 방사성핵종의 측정을 핵실험 감시에 필수적인 요소로 제안하였으며, 이에 따른 기술적 요구사항을 제시하였다. 본 연구는 이를 근거로 핵활동으로부터 생성된 핵분열생성물을 검출하기 위하여 고성능 공기채집장치(High Volume Air Sampler: HVAS)와 여과지 압축기 그리고 고순도 게르마늄 반도체검출기(HPGe)로 대기 입자 방사성핵종 측정시스템을 구성하였다. 조속한 시일 내에 탐지와 최적의 측정 조건으로 본 시스템을 운영하기 위하여 CTBT 감시 전략에서 주요 핵종들에 대한 최소검출 방사능 농도(Minimum Detectable Concentration : MDC)를 decay time, counting time 그리고 sampler volumetric flow rate 등을 고려하여 결정하였다. 그 결과 각각 $10{\pm}$2h, $20{\pm}$2h, $850{\pm}50m^3$//h 정도로 선정하였다. 감마선 스펙트럼 분석에서 $^{212}Pb$ 방사능 농도의 변화는 Compton continuum의 baseline에 영향을 미치게 되므로 이에 기인한 MDC 관계식을 도출하였다. 이들 결과는 CTBT 감시 전략에 실제적인 도구로 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 핵의학기술
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• 제16권2호
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• pp.12-17
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• 2012

방사성 요오드 치료병실에서 나온 환의 및 시트는 본디 방사성폐기물로서 관련 규정에 따라 일반 쓰레기와 동일하게 처리해야 하지만 사정상 일정기간 보관하여 방사능을 감쇄시킨 후 재사용하게 된다. 통상 최소보관기간 산출에 표면오염도(Bq/$m^2$)를 기반으로 하는 반출기준을 적용하고 있다. 하지만 방사선측정기를 이용하여 단위 면적당 총방사능량을 구하는 방법은 측정방법에 따라 편차와 불확실성이 상당히 커진다. 본 연구에서는 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에서 제시하고 있는 핵종 농도(Bq/g)를 Dose Calibrator를 이용하여 직접 측정하여 최소보관기간을 구함으로써, 환의 및 시트의 정확한 재사용 주기를 산출하고자 한다. 한편 반출기준으로 산출한 최소보관기간과 비교하여 그 차이를 살펴보았다. 본원의 방사성 요오드 치료병실에서 2011년 7월부터 2012년 3월까지 I-131을 3.7 GBq (100 mCi) 이상을 사용하여 방사성 요오드 치료를 시행한 환자 31명이 사용한 환의와 시트의 방사선 오염도를 측정하여 최소보관기간을 산출하였다. 최소보관기간은 핵종 농도를 측정하여 '방사성폐기물 자체처분 등에 관한 규정'에 따라 100 Bq/g이 되는 시점과 표면오염도를 측정하여 반출기준에 따라 허용표면오염도의 1/10, 즉 4 kBq/$m^2$되는 시점을 붕괴식에 대입하여 산출하였다. 반출기준으로 산출한 최소보관기간은 침대/담요시트는 14.2일, 베개시트는 4.6일, 환의(상(上))은 63일, 환의(하(下))는 78일 이었으며, 자체처분 기준에 따른 최소보관기간은 베개시트는 18.1일, 환의(상(上))은 43일, 환의(하(下))는 62일로 산출되었다. 표면오염도와 핵종 농도의 상관관계를 분석해 본 결과 베개시트와 환의(상(上))는 상관관계가 높게 나타났으나, 환의(하)는 낮게 나타났다. 이는 베개시트와 환의는 방사성오염이 부분에 국한 되어 측정값이 일정한 반면, 환의(하(下))는 소변에 의한 방사성오염이 여러 부분에 산재되어 있어 방사선측정기의 측정값이 상대적으로 낮게 측정된 결과로 생각 된다. 실질적으로 방사성 오염도를 측정한 결과 반출기준과 자체처분 기준을 상당량 초과하는 방사능이 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 환의와 시트의 최소보관기간 산출에는 핵종 농도를 기준으로 하는 자체처분 기준을 적용하는 것이 더 적합하다고 할 수 있다. 방사능에 오염된 환의 및 시트는 최소 60일 정도는 보관해야 성급한 재사용에 따른 불필요한 방사선피폭 및 오염 확산을 방지할 수 있을 것으로 생각된다.

• 대한핵의학회지
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• 제34권3호
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• pp.243-251
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• 2000

목적: 본 연구에서는 Tc-99m 표지 항 CEA 항체의 $F(ab')_2$분절을 이용하여, 직장암 환자에서 수술 전 방사면역신티그라피의 유용성을 전향적으로 평가하고자 시행하였으며, 더불어 수술 시야에서 방사선 탐식자로 종양을 검출하는 조기 방사면역지침수술을 시도하였다. 대상 및 방법: 직장암으로 처음 진단 받은 환자로 수술 예정인 성인 환자 19명을 대상으로 $^{99m}Tc$표지 항CEA항체(F023C5)의 $F(ab')_2$ 분절을 정맥 주사 후 4시간 전신 평면 영상과 18시간 복부와 골반부의 SPECT 영상을 얻어서 국소 섭취 증가 부위를 양성으로 판정하였다. 방사면역지침수술은 주사 후 $21{\sim}26$시간에 시행되었고, 감마선 탐식자를 이용하여 개복 후 각 장기와 종양, 골반 림프절 및 배후 방사능을 측정하고, 수술로 적출된 종양과 림프절군의 방사능을 다시 측정하였으며, 병리 소견과 비교하였다. 결과: 19명 모두에서 수술 전 검사에서 발견되었던 병변들이 선암으로 진단되었고, 제거된 97개의 림프절군 중에 27개에서 림프절 전이가 있었고 2례에서 간 전이가 있었다. 수술 전 방사면역신티그라피의 SPECT 영상에서는 20개의 원발 병소들 중 11례에서만 양성 소견을 보여 민감도는 55%였고, 림프절 전이나 간 전이 병소를 수술 전 발견할 수 있었던 예는 없었다. 수술 중 모든 환자에서 간, 비장, 신장, 대동맥 및 주요 혈관의 방사능이 매우 높았고, 원발 종양부위와 림프절의 방사능 측정치는 정상 대장이나 소장의 방사능과 구분되지 않았다. 그러나, 제거된 조직들을 다시 감마선 탐식자로 방사능을 측정하였을 때, 원발 종양과 배후방사능의 방사능 측정치는 평균 $3.47{\pm}2.25$로 종양에서 방사능의 집적이 증가되어 있었다. 절제 후 97개 림프절군의 방사성 측정치를 분석하면, 배후 방사능보다 1.5배 이상 높은 방사능치를 양성 기준으로 판정할 때 민감도, 특이도, 양성예측률과 음성예측률은 각각 78.6%, 73.9%, 55.0%와 89.5%였다. 결론: 이상의 결과는 Tc-99m 표지 항체는 항 CEA 항체의 $F(ab')_2$분절을 사용한다 하더라도 높은 배후 방사능으로 조기 방사면역지침수술을 하는데 부적당하였고, 방사면역신티그라피도 수술 전 병기 결정에 도움이 되지 않았다. 향후, 직장암 환자에서 Tc-99m 표지 항체를 이용하여 조기 방사면역지침수술을 시행하기 위해서는 배후 방사능을 줄이고 종양의 특이 결합을 향상시키는 방법들을 더 개발하는 것이 필요하다고 생각된다.

• 대한핵의학회지
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• 제4권1호
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• pp.19-26
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• 1970

서론(緖論) 위장관내(胃腸管內)의 출혈(出血)의 유무(有無)를 진단(診斷)한다는 것은 임상적((臨床的)으로 대단(大端)히 중요(重要)하며 잠혈반응(潛血反應)은 임상검출법(臨床檢出法)의 하나로 많이 이용(利用)되고 있다. 잠혈반응(潛血反應)에 사용(使用)되는 각종화학반응(各種化學反應)은 그 검출법(檢出法)이 비교적(比較的) 간편(簡便)하되 출혈량(出血量)을 추정(推定) 하는것은 곤란(困難)하여 정성반응(定性反應)의 영역(領域)을 벗어나지 못하고 있다. 특(特)히 우리라라에는 소화관내(消化管內)의 출혈(出血)을 야기(惹起)하기 쉬운 위궤양(胃潰瘍), 십이지장궤양(十二指賜潰瘍) 내지(乃至) 위암(胃癌)과 같은 각종(各種) 질환(疾患)의 이환율(罹患率)이 많을 뿐만 아니라 십이지장충(十二指腸蟲) 감염자(感梁者)가 많아 출혈량(出血量)의 측정(測定)은 각종질환(各種疾患)의 치료방침(治療方針) 내지(乃至) 예후(豫後)를 결정(決定)하는데 대단(大端)히 중요(重要)하다. 최근(最近) 방사성(放射性)$\ulcorner$크롬$\lrcorner$($^{51}Cr$)으로 표지(標識)된 적혈구(赤血球)를 정주(靜注)한 후(後) 대변내(大便內)에 배설(排泄)되는 방사능(放射能)을 측정(測定)하여 말초혈액단위량내(末消血液單位量內)의 방사능(放射能)과 비교(比較)하여 소화관내(消化管內)의 출혈량(出血量)을 측정(測定)하는 연구(硏究)가 보고(報告)되고 있다. 저자(著者)는 출혈량(出血量)이 적혈구수명측정(赤血球壽命測定)에 미치는 영향(影響)을 관찰(觀察)하는 예비실험(豫備實驗)의 하나로 종래(從來) $^{51}Cr$를 사용(使用)한 소화관내(消化管內)의 출혈량측정법(出血量測定法)에 대(對)한 몇가지 기초적(基礎的) 연구(硏究)를 시도(試圖)하여 $^{51}Cr$법(法)의 신빙성여하(信憑性如何)를 검토(檢討)한 바 있어 이에 보고(報告)하는 바이다. 실험방법(實驗方法) 및 실험대상(實驗對象) I) 방사성(放射性)$\ulcorner$크롬$\lrcorner$($^{51}Cr$)과 적혈구(赤血球)의 표지법(標識法): 원자력연구소(原子力硏究所)에서 생산(生産)된 $Na_2^{51}CrO_4$를 사용(使用)하였고 표지법(標識法)은 적혈구수명측정(赤血球壽命測定)때와 같은 방법(方法)(Gray & Sterling, Read)을 사용(使用)하였다. 정주(靜注)된 $^{51}Cr$의 배설(排泄) 및 경구투여(經口投與)한 $^{51}Cr$의 흡수도(吸收度)를 관찰(觀察)하기 위(爲)하여 다음과 같은 예비(豫備) 실험(實驗)을 하였다. $^{51}Cr$로 표지(標識)된 일정량(一定量)의 적혈구(赤血球)를 Levine tube를 사용(使用)하여 피검자(被檢者)의 십이지장부위(十二指腸部位)에 정확(正確)히 전량(全量)을 주입(注入)시킨다음 tube속의 $^{51}Cr$ 방사능(放射能)을 없애기 위하여 약 100ml의 수도(水道)물로 세척(洗滌)한다음 24시간(時問) 후(後)부터 대변(大便), 뇨(尿) 및 혈액(血液)을 매일채취(每日採取)하여 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 측정(測定)하여 투여(投與)한 $^{51}Cr$에 대(對)한 백분률(百分率)을 산출(算出)한다. 대변(大便) 및 뇨(尿)의 채취(採取)는 그속의 방사도(放射度)를 측정(測定)할 수 없을때 까지 실시(實施)한다(대량(大略) $7{\sim}10$일간(日問)). 수집한 대변(大便)은 $900{\sim}1,000^{\circ}C$의 전기로(電氣爐)속에서 소각 하여 완전탄화(完全灰化)시킨다음 일정량(一定量)의 증류수(蒸溜水)로 희석(稀釋)한 다음 well형(型) scintillation counter로 $^{51}Cr$의 방사도(放射度)를 계측(計測)하고 혈액량(血液量)으로 환산(換算)한다. 뇨(尿는) 24시간(時間) 뇨(尿)를 전부(全部) 축뇨(蓄尿)한 다음 $3{\sim}5ml$의 시료(試料)를 채취(採取)하여 방사도(放射度)를 측정(測定)하고 1일(日) 뇨중(尿中)의 $^{51}Cr$ 배설량(排泄量)을 계산(計算)하는 한편(便) 혈액량(血液量)으로 환산(換算)한다. 혈액량(血液量)의 측정(測定): 적혈구수명측정(赤血球壽命測定)때와 같은 방법(方法)으로 처리(處理)하여 정주(靜注)한 후(後) 10분(分) 20분(分) 내지(乃至) 30분(分) 후(後)에 heparin을 첨가(添加)하여 $2{\sim}4ml$가량(可量) 채혈(採血)하고 그 방사도(放射度)를 측정(測定)하여 그 평균치(平均値)를 구(求)한다. 실험성적(實驗成績) $^{51}Cr$의 대변(大便) 및 뇨중(尿中) 배설(排泄)을 관찰(觀察)하는 한편 투여(投與)한 혈액량(血液量)($^{51}Cr$로 표지(標識)된)과의 상호관계(相互關孫)도 아울러 고찰(考察)할 목적(目的)으로 투여혈액량(投與血液量)을 달리하는 조건하(條件下)에 실시(實施)한 성적(成績)을 보면 다음과 같다. 즉(卽) 1) $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)의 경구투여후(經口投與後)의 대변(大便) 및 뇨중(尿中)에의 $^{51}Cr$ 회수율(回收率) 및 배설률(排泄率) : $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球) 5ml, 10ml, 15ml 및 20ml를 각각(各各) 잠혈반응(潛血反應)이 음성(陰性)인 정상(正常) 건강인(健康人) 3명(名) 내지(乃至) 5명(名)에게 십이지장관내(十二指腸管內)에 주입(注入)한 후(後)의 대변내(大便內)의 $^{51}Cr$ 회수율(回收率)과 장관내흡수율(腸管內吸收率)(뇨중배설량(尿中排泄量)을 보면 Table 1, 2 및 3에서 보는 바와 같다. 즉(卽) 5 ml식(式) 주입(注入)한 검사군(檢査群)(A)에서는 대변내(大便內)의 $^{51}Cr$ 회수율(回收率)은 $85.7{\sim}90.7%$, 평균(平均) 87.8%이고 뇨중배설량(尿中排泄量)은 $0.5{\sim}1.2%$, 평균(平均) 0.8%로 총회수율(總回收率)은 $86.7{\sim}91.4%$, 평균(平均) 88.5%이었고 10ml식(式) 주입(注入)한 검사군(檢査群)(B)에서는 대변(大便)속의 $^{51}Cr$ 회수율(回收率)은 $87.5{\sim}92.5%$, 평균(平均) 90.0%, 뇨중배설량(尿中排泄量)은 0.5-1.5%, 평균(平均) 0.9%로 총회수율(總回收率)은 88.2%{\sim}94.0%, 평균(平均) 90.9%이었다. 한편(便) 15ml 내지(乃至) 20ml식(式) 투여(投與)한 검사군(檢査群)(C)에서 는 대변(大便)속의 $^{51}Cr$회수율(回收率)은 89.7{\sim}97.7%, 평균(平均) 94.3%, 뇨중배설량(尿中排泄量)은 0.5{\sim}1.2%, 평균(平均) 0.8%로 총회수율(總回收率)은 95.1%이었다. 2) $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)의 정주후(靜注後)의 장관내배설(賜管內排泄) : $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)를 정주(靜注)하면 $^{51}Cr$의 대부분(大部分)은 뇨중(尿中)으로 배설(排泄)됨이 알려져 있으나 그 이외(以外)의 배설경로(排泄經路)에 관(關)하여는 그다지 알려져 있지 않다. 잠혈반응(潛血反應)이 음성(陰性)인 정상건강인(正常健康人) 5례(例)에게 $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球) 15ml를 정맥주사(靜脈注射)한 후(後) 경시적(經時的)으로 타액(唾液), 위액(胃液), 십이지장액(十二指腸液) 및 대변(大便)을 채취(採取)하였다. 타액(唾液), 위액(胃液) 및 십이지장액(十二指腸液)(A- 담즙(膽汁) 및 B- 담즙(膽汁)으로 구별(區別)하였음)을 각각(各各) $2{\sim}5ml$식(式) 채취(採取)하였고 대변(大便)은 $4{\sim}5$일간(日間)(변비시(便秘時)에는 $7{\sim}10$일간(日間)까지)채취(採取) 전기로(電氣爐)로 회화(灰化)하여 각각(各各) 그의 방사능(放射能)을 계측(計測)하였고 대변(大便)속의 $^{51}Cr$방사도(放射度)는 혈액량(血液量)으로 환산(換算)하였으며 그 성적(成績)은 Table 4에서 보는바와 같다. 즉(卽) 타액(唾液)이나 B-담즙(膽汁)속에서는 거의 $^{51}Cr$방사능(放射能)을 발견(發見)할 수 없었는데 반(反)하여 위액(胃液) 및 담즙(膽汁) A속에서는 정주(靜注) $1{\sim}2$일(日) 이내(以內)에 약간(若干)의 방사능(放射能)을 검출(檢出)할 수 있었다. 한편 대변(大便)속에서는 1일(日) 0.5 내지(乃至) 1.5ml의 혈액(血液)에 해당되는 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 관찰할 수 있었으며 이 정도(程度)(평균(平均) 0.9ml/혈액(血液)/일(日))의 $^{51}Cr$의 변중(便中) 출현(出現)은 진성출혈(眞性出血)과는 무관(無關)한 것으로 생각된다. 총괄(總括) Owen 등(等)은 2필(匹)의 개에서 $Na_2^{51}CrO_4$로 표지(標識)한 적혈구(赤血球)를 위내(胃內)에 주입(注入)하여 거의 대부분(大部分)이 대변(大便)으로 배설(排泄)되는 한편(便) 정주(靜注)로 주입(注入)한 $^{51}Cr$의 대부분(大部分)은 뇨중(尿中)으로 배설(排泄)됨을 발표(發表)하였고 그 후 Roche 등(等)은 $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)를 십이지장관내(十二指腸管內)에 주입(注入)한 8례(例)에서 뇨중배설(尿中排泄)은 1.7%($0{\sim}5.3%$), 변중(便中) 회수율(回收率)은 96.7%($90.7{\sim}103.5%$), 총배설률(總排泄率)은 98.7%($91.5{\sim}105.7%$)라고 보고(報告)한바 있다. 저자(著者)의 성적(成績)을 보면 투여(投與)한 혈액량(血液量)이 많을수록 대변(大便)속의 회수율(回收率)은 높으며(Fig. 1) 대변(大便)속의 예민(銳敏)하고 높은 회수율(回收率)을 얻고저 할때에는 적어도 15ml 이상(以上)의 적혈구(赤血球)를 투여(投與)함이 타당(妥當)함을 알 수 있었다. 경구투여후(經口投與後)의 $^{51}Cr$의 위장관흡수율(胃腸管吸收率)(뇨중배설(尿中排泄))을 보면 대체(大體)로 1%이내(以內)($0.8{\sim}1.5%$)이며 투여혈액량(投與血液量)과는 무관(無關)함을 알 수 있었다. 한편(便) $^{51}Cr$의 정주후(靜注後)에는 대부분(大部分)이 뇨중배설(尿中排泄)의 경로(經路)를 취(取)하되 담관내(膽管內)의 출혈량(出血量)을 이 방법(方法)으로 계측(計測)하고저 할때에는 자관내(腸管內)의 chromium 배설유무(排泄有無)를 관찰(觀察)함이 필요(必要)하다. 잠혈반응(潛血反應)이 음성(陰性)인 정상건강인(正常健康人)에게 $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)를 정주(靜注)하였을때 대변(大便)속에서 출혈(出血)과 관계(關係)없는 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 계측(計測)할 수 있으며 이때의 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 혈액량(血液量)으로 산출(算出)한 연구(硏究)들이 보고(報告)되고 있다. 즉(卽) Roche 등(等)은 정상인(正常人)에서 1.27ml/d, Ebaugh 등(等)은 $0.3{\sim}2.0ml/d$, Hushes-Jones는 2ml/d이하(以下)의 출혈(出血)을 볼 수 있었다고 하고 Nakao는 1.0ml전후(前後)의 혈액(血液)에 해방되는 출혈(出血)을 보았다고 한다. 저자(著者)는 평균(平均) 0.9ml의 혈액(血液)에 해방되는 출혈(出血)과는 전연(全然) 무관(無關)한 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 발견(發見)할 수 있었다. 정주투여시(靜注投與時)의 뇨중(尿中) 이외(以外)에 $^{51}Cr$배설(排泄)의 경로(經路)를 관찰하기 위하며 경시적(經時的)으로 위액(胃液), 타액(唾液) 및 십이지장액(十二指腸液)(A 및 B 담즙(膽汁)으로 구별(區別))은 채취(採取)하여 그속으로 배설(排泄)되는 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 측정(測定)해본 즉 주입초기(注入初期)에 위액(胃液) 및 A담즙(膽汁)속에서 약간(若干)의 방사능(放射能)을 발견(發見)할 수 있었으며 상술(上述)한 출혈(出血)과 무관계(無關係)한 $^{51}Cr$의 사용배설(使用排泄)은 주(主)로 담즙(膽汁) 및 위액(胃液)을 통(通)한것이 아닌가 생각된다. 결론(結論) $Na_2^{51}CrO_4$를 사용(使用)하여 적혈구(赤血球)를 표지정주(標識靜注)한 후 대변(大便)속으로 배설(排泄)되는 방사능(放射能)을 측정(測定)하여 소화관내(消化管內)의 출혈량(出血量)을 측정(測定)하는 방법(方法)에 관(關)한 기초적(基礎的) 임상실험(臨床實驗)을 하여 다음과 같은 성적(成績)을 얻었다. 1. 잠혈반응(潛血反應)의 음성(陰性)인 정상건강인(正常健康人) 16례(例)에서 $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)를 경구투여(經口投與)하였을때 대변내(大便內)의 평균(平均) 회수율(回收率)은 90.7%($83.7{\sim}97.7%$)로 투여혈액량(投與血液量)이 많을수록 변중회수율(便中回收率)은 높으며 따라서 검사시(檢査時)에는 적어도 15ml이상(以上)의 혈액(血液)을 사용(使用)함이 적당(適當)하다고 생각된다. 한편(便) 이때의 뇨중(尿中) 배설(排泄)은 평균(平均) 0.8%($0.5{\sim}1.5%$)이었다. 2. $^{51}Cr$표지적혈구(標識赤血球)를 정상건강인(正常健康人)에게 정주(靜注)하였을때 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)을 변(便)속에서 검출(檢出)할 수 있었으며 혈액량(血液量)으로 환산(換算)하여 0.9ml에 해당한다. 이 방사능(放射能)은 출혈(出血)과는 무관계(無關係)하여 주(主)로 A- 담즙(膽汁) 및 위액(胃液)으로 배설(排泄)되는것으로 생각된다. 따라서 적어도 2.0ml이상(以上)의 혈액량(血液量)에 해당되는 $^{51}Cr$의 방사능(放射能)이 있을때 임상적(臨床的)으로 의의(意義)가 있다고 본다.