• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.65-65
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.441.1-441
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.875-883
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• 2015

The use of subcritical aqueous homogenous reactors driven by accelerators presents an attractive alternative for producing $^{99}Mo$. In this method, the medical isotope production system itself is used to extract $^{99}Mo$ or other radioisotopes so that there is no need to irradiate common targets. In addition, it can operate at much lower power compared to a traditional reactor to produce the same amount of $^{99}Mo$ by irradiating targets. In this study, the neutronic performance and $^{99}Mo$, $^{89}Sr$, and $^{131}I$ production capacity of a subcritical aqueous homogenous reactor fueled with low-enriched uranyl nitrate was evaluated using the MCNPX code. A proton accelerator with a maximum 30-MeV accelerating power was used to run the subcritical core. The computational results indicate a good potential for the modeled system to produce the radioisotopes under completely safe conditions because of the high negative reactivity coefficients of the modeled core. The results show that application of an optimized beam window material can increase the fission power of the aqueous nitrate fuel up to 80%. This accelerator-based procedure using low enriched uranium nitrate fuel to produce radioisotopes presents a potentially competitive alternative in comparison with the reactor-based or other accelerator-based methods. This system produces ~1,500 Ci/wk (~325 6-day Ci) of $^{99}Mo$ at the end of a cycle.

• 한국안전학회지
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• 제12권3호
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• pp.97-105
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• 1997

Mo-99(Molybdenum) is the only source of Tc-99m(Technetium) which is most frequently used in nuclear medical diagnostics and the demand is on the increase recently. Separation and refining of Mo-99 was investigated by adsorption and desorption on alumina. At pH=0.63, adsorption isotherm of Mo was fitted by Redlich ＆ Peterson equation using the adsorption experimental data. It was found that the pore diffusion model ($D_p=1.4{\times}10^{-6}cm^2/s, K_f/=0.4 cm/s$) agreed well with batch adsorption experimental data. RTDs(Residence Time Distributions ) were measured and axial dispersion coefficients were obtained in the fixed bed absorber according to the changes of the flow rate using 0.05% -NaCl. From the adsorption experimental data, it was shown that the behavior of breakthroughs depended on flow rate. Mo recovery yield was increased as adsorption flow rate was increased and desorption flow rate was decreased.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권7호
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• pp.979-986
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• 2013

Uranium metal particle dispersion plates have been proposed as targets for Molybdenum-99 (Mo-99) production to improve the radioisotope production efficiency of conventional low enriched uranium targets. In this study, uranium powder was produced by centrifugal atomization, and miniature target plates containing uranium particles in an aluminum matrix with uranium densities up to 9 $g-U/cm^3$ were fabricated. Additional heat treatment was applied to convert the uranium particles into UAlx compounds by a chemical reaction of the uranium particles and aluminum matrix. Thus, these target plates can be treated with the same alkaline dissolution process that is used for conventional $UAl_x$ dispersion targets, while increasing the uranium density in the target plates.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제4권4호
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• pp.327-330
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• 1972

낮은 방사능의 $^{99m}$ Mo으로부터 methyl ethyl ketone으로 추출하여 제조된 Na $^{99m}$ TcO$_4$를 가지고 폐검진에 사용되고 있는 $^{99m}$ Tc Ferric Hydroxide Macroaggregates를 제조하였으며 여러 pH 범위에서 입자의 크기와 수가 변하는 모양을 검토하였고 pH 6-7에서 평균입자의 크기가 scanning에 가장 적당한 20~60$\mu$이었다. 토끼와 인체에 주사하여 좋은 곁과를 얻었다.

• 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.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1997년도 특별강연 및 추계학술발표 개요집
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• pp.95-99
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• 1997