• Journal of the korean society of oceanography
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• 제31권2호
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• pp.97-106
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• 1996

Advantages and disadvantages of four radioisotopic methods, $^{3}H$-thymidine, $^{3}H$-adenine, $^{3}H$-leucine, and $^{35}S$-sulfate, for measuring bacterial production were reviewed. The maior issues discussed in production methods were: (1) whether all the actively growing bacteria take up the radiolabeled (organic) tracers; (2) how each target molecule should be purified (nonspecific labeling); and (3) how important the determination of the precursor pool specific activity is (internal isotope dilution). Since all the radioisotoic methods have their own advantages and disadvantages, careful consideration must be paid in choosing the radioisotope according to the conditions of each environment investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.269-274
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• 2019

$^{64}Cu$ is a favorable radionuclide in nuclear medicine applications because of its unique characteristics such as three types of decay (electron capture, ${\beta}^-$ and ${\beta}^+$) and 12.7 h half-life. Production of $^{64}Cu$ by irradiation $^{nat}Cu$ and $^{nat}CuNPs$ in Tehran Research Reactor was investigated. The characteristics of copper nanoparticles were investigated with SEM, TEM and XRD analysis. The cross section of $^{63}Cu(n,{\gamma})^{64}Cu$ reaction was done with TALYS-1.8 code. The activity value of $^{64}Cu$ was calculated with theoretical approach and MCNPX-2.6 code. The results were compared with related experimental results which showed good adaptations between them.

• 공업화학
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• 제16권6호
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• pp.794-799
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• 2005

석유화학산업의 양적인 성장과 더불어 공정 간 연결역할을 하는 배관설비도 또한 증가하여 유지 보수를 위해 매년 많은 예산이 소요된다. 현재 국내에는 배관설비에 대한 가동 중 이상 유무를 진단할 수 있는 기술이 거의 없는데 반해, 선진국을 중심으로 하여 감마선을 이용한 배관진단 기술이 1960대 이후부터 연구되었다. 본 연구에서는 이상 현상을 보이고 있는 가동 중 증류탑 배관에 대한 원인분석 및 그 정도를 파악하기 위하여 밀봉감마선원($^{137}Cs$)과 계측기를 이용하여 현장 실험을 수행하였다. 유체이송 배관을 중심으로 한쪽에는 감마선원과 맞은편에는 계측기를 설치하고 일정간격으로 감마선 투과계측을 하였다. 계측결과로부터 배관 내부에 존재하는 유체와 다른 밀도분포 구간을 발견하였고, 추후 이것이 가스층이었음이 확인됨으로써 현장 관계자에게 유용한 정보를 제공하였다. 감마선을 이용한 배관진단 기술이 내부 유체의 분포상태에 대한 정보를 제공하는데 효율적인 진단기술임을 현장실험을 통해 확인하였다.

• 대한핵의학회:학술대회논문집
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• 대한핵의학회 2004년도 추계학술대회 및 총회
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• pp.404.1-404.1
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• 2004

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.357-357
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• 2024

• 대한방사성의약품학회지
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• 제8권2호
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• pp.87-93
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• 2022

[¹⁸F]FDG is known as the most widely used radiopharmaceutical in the imaging field of nuclear medicine worldwide. With the introduction of PET equipment, the demand for [¹⁸F]FDG has increased and the production volume has also increased. However, in order to increase production, the use of ¹⁸F radioisotope must be increased or [¹⁸F]FDG must be synthesized in high yield. Therefore, in order to meet the high yield and purity of radiopharmaceuticals, a radiopharmaceutical automatic synthesizer was required. As the use of [¹⁸F]FDG increased, automated synthesizer manufacturers supplied various types of radiopharmaceutical automated synthesizers to the market. In this study, we developed a commercialized [¹⁸F]FDG radiopharmaceutical automatic synthesizer (sCUBE FDG) using a disposable cassette type that complies with GMP developed by FutureChem, a leading radiopharmaceutical company. We used sCUBE FDG to verify the production process, radiopharmaceutical's quality (radiochemical purity, etc.), and radiochemical yield of [¹⁸F]FDG. As a result of optimizing the automatic synthesis process and synthesizing a total of 30 times, the production time was 35 ± 3 minutes and the average production yield was 65.6%.

• 핵의학기술
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• 제14권2호
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• pp.177-180
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• 2010

PET 검사의 의료보험 급여화 및 연구용 수요가 증가하면서 작업종사자들의 피폭이 문제가 되고 그 문제점들을 해결하기 위해 고가의 의료장비 구입이 필요하게 되었다. 하지만 cyclotron실에서 운영하는 장비들은 수 천만원에서 수 억원을 호가하는 고가의 장비들이 많이 있어 의료기관에서 구입하기 어려운 점이 있다. 작업자가 원하는 기능만 갖춘 장비를 해당 부속품 구입이 가능하다면 적은 비용으로도 충분히 자체 제작할 수 있다. 국립암센터 핵의학과에서는 적은 비용으로 장비를 제작, 사용하고 작업자의 업무까지 개선한 두가지 의료장비를 사례 별로 소개하려고 한다. 첫 번째 사례는 방사성동위원소($^{18}F$) 분주장치로 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서는 의공학과와의 협력으로 시중에서 구할 수 있는 아크릴판 1개, 3-way valve 7개, tubing 등을 구하여 분주기 본체를 만들어 hot cell 내부에 설치하고, switching box를 hot cell 밖에 설치하여 외부에서 분주장치를 조절할 수 있게 제작하였다. 이 제작된 분주기 본체를 cyclotron에서 생산된 방사성동위원소 transfer line에 설치하였다. 두 번째 사례는 $^{18}F$-FDG 자동 분주기로 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서는 의공학과와의 협력으로 분주기의 본체가 되는 부분은 cavro pump syringe를 사용하였고, 일정량을 분주할 수 있는 프로그램은 의공학과가 자체 제작하였다. $^{18}F$-FDG 자동 분주기는 hot cell 내부에 설치하고 자동분주기에 케이블선을 사용하였으며 hot cell 밖의 PC에 연결하여 PC에서 $^{18}F$-FDG 자동 분주기를 조절할 수 있게 제작하였다. 첫 번째 사례인 방사성동위원소($^{18}F$) 분주장치는 2007년 3월부터 현재까지 국립암센터에 cyclotron실에서 사용해 본 결과 생산된 방사성동위원소를 switching box를 사용하여 간단하게 원하는 방사성의약품 합성 module로 보낼 수 있었고, collecting vial 내 transfer line을 조정하여 생산된 방사성동위원소를 여러 합성 module로 분배할 수도 있게 되었다. 두 번째 사례인 $^{18}F$-FDG 자동 분주기는 2009년 8월부터 현재까지 국립암센터에 cyclotron실에서 사용해 본 결과 원하는 vial에 방사성의약품을 분배할 수 있었다. 두 가지 사례를 통하여 국립암센터 핵의학과 cyclotron실에서 고가의 장비를 최소가격으로 자체 제작하여 비용 절감 효과를 얻을 수 있었고 작업종사자의 방사선 피폭량을 감소시켰으며 다수의 부서가 협력하여 자발적으로 공동의 문제를 해결하는 프로세스를 확립시켰다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.251-261
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• 1997

방사성 동위원소 등의 고준위 방사성물질을 운반하기 위한 운반용기는 국내외의 관련법규에 따라 정상수송은 물론 가상사고조건에서도 방사성물질의 누설이 발생되지 않도록 방사선차폐, 열 및 구조적 건전성이 유지되어야 한다. 운반용기의 건전성 평가는 시험모델을 이용한 시험적 방법과 전산해석 코드를 이용한 해석적 방법에 의하여 이루어지고 있다. 본 논문에서는 원자력연구소의 하나로에서 생산되는 동위원소를 동위원소 생산시설까지 이송하기 위한 HTS (Hydraulic Transfer System) 방사성 동위원소 운반용기의 안전성을 평가하였다. 방사선차폐해석, 열해석 및 구조해석을 수행한 결과 동위원소 운반용기는 정상수송조건 뿐만 아니라 가상사고조건에서도 건전성이 유지되는 것으로 나타났다.

• 대한방사성의약품학회지
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• 제7권2호
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• pp.69-77
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• 2021

No-carrier-added holmium-166 (n.c.a ¹⁶⁶Ho) separation is performed based on the results of separation conditions using stable isotopes dysprosium (Dy) and holmium (Ho) to minimize radioactive waste from separation optimization procedures. Successful separation of two adjacent lanthanides was achieved by cation-exchange chromatography using a sulfonated resin in the H+ form (BP-800) and α-hydroxyisobutyric acid (α-HIBA) as eluent. For the identification process after separation of stable isotopes, the use of chromogenic reagents alternatively enables on-line detection because the lanthanides are hardly absorb light in the UV-vis region or exhibit radioactivity. Four different chromogenic reagents were pre-tested to evaluate suitable coloring reagents, of which 4-(2-Pyridylazo)resorcinol is the most recommendable considering the sensitivity and specificity for lanthanides. Lanthanide radioisotopes (RI) were monitored for separation with an RI detector using a lab-made separation LC system. Under the proper separation conditions, the n.c.a ¹⁶⁶Ho was effectively obtained from a large amount of 100 mg dysprosium target within 2 hrs.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권3호
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• pp.141-145
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• 2017

Background: The concrete walls inside the vaults of cyclotron facilities are activated by neutrons emitted by the targets during radioisotope production. Reducing the amount of radioactive waste created in such facilities is very important in case they are decommissioned. Thus, we proposed a strategy of reducing the neutron activation of the concrete walls in cyclotrons during operation. Materials and Methods: A polyethylene plate and B-doped Al sheet (30 wt% of B and 2.5 mm in thickness) were placed in front of the wall in the cyclotron room of a radioisotope production facility for pharmaceutical use. The target was Xe gas, and a Cu block was utilized for proton dumping. The irradiation time, proton energy, and beam current were 8 hours, 30 MeV, and $125{\mu}A$, respectively. To determine a suitable thickness for the polyethylene plate set in front of the B-doped Al sheet, the neutron-reducing effects achieved by inserting such sheets at several depths within polyethylene plate stacks were evaluated. The neutron fluence was monitored using an activation detector and 20-g on de Au foil samples with and without 0.5-mm-thick Cd foil. Each Au foil sample was pasted onto the center of a polyethylene plate and B-doped Al sheet, and the absolute activity of one Au foil sample was measured as a standard using a Ge detector. The resulting relative activities were obtained by calculating the ratio of the photostimulated luminescence of each foil sample to that of the standard Au foil. Results and Discussion: When the combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet was employed, the thermal neutron rate was reduced by 78%. Conclusion: The combination of a 4-cm-thick polyethylene plate and B-doped Al sheet effectively reduced the neutron activation of the investigated concrete wall.