• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권3호
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• pp.131-143
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• 2023

Background: This study examined the detection limit of thyroid screening monitoring conducted at the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident in 2011 using a Monte Carlo simulation. Materials and Methods: We calculated the detection limit of a NaI(Tl) survey meter to measure ¹³¹I accumulation in the thyroid gland of children. Mathematical phantoms of 1- and 5-year-old children were developed in the simulation of the Particle and Heavy Ion Transport code System code. Contamination of the body surface with eight radionuclides found after the FDNPP accident was assumed to have been deposited on the neck and shoulder area. Results and Discussion: The detection limit was calculated as a function of ambient dose rate. In the case of 40 Bq/cm² contamination on the body surface of the neck, the present simulations showed that residual thyroid radioactivity corresponding to thyroid dose of 100 mSv can be detected within 21 days after intake at the ambient dose rate of 0.2 µSv/hr and within 11 days in the case of 2.0 µSv/hr. When a time constant of 10 seconds was used at the dose rate of 0.2 µSv/hr, the estimated survey meter output error was 5%. Evaluation of the effect of individual differences in the location of the thyroid gland confirmed that the measured value would decrease by approximately 6% for a height difference of ±1 cm and increase by approximately 65% for a depth of 1 cm. Conclusion: In the event of a nuclear disaster, simple measurements carried out using a NaI(Tl) scintillation survey meter remain effective for assessing ¹³¹I intake. However, it should be noted that the presence of short-half-life radioactive materials on the body surface affects the detection limit.

• 자원환경지질
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• 제24권3호
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• pp.245-260
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• 1991

Surficial dispersion patterns of heavy metals and toxic elements (U, Mo, Cu, Zn, Fe, Mn, Co, Cr, V, Ni, Pb, and Cd) were investigated in the Dukpyungri, Goesan area covered with low grade uranium-bearing black shales. Maximum abundance of U in the black shale was 455ppm. Radioactivity was counted at a maximum of 7cps in black shales, and was less than 0.5cps in shales, slates, and oil shales of the control areas. Enrichment of Mo, V, Cu, Zn, Cd, and Pb in black shales is particularly characteristic compared with shales, slates, and oil shales of the control areas, whereas contents of Mn, Cr, Co, and Th in all rock samples tend to be almost similar. Residual top soils (0~15cm depth) over black shales show high contents of Mo, Cu, Zn, Ni, Cd, and V in comparison with the control areas. Contents of trace elements in subsoils (15~30cm depth) were higher about one and half times than those in topsoils. Average contents of Mo, Cu, Pb, Zn, Cd and V in garden soil and playground soil of an elementary school in Dukpyungri, Goesan area, were high about two to fifteen times compared with the control areas. Contents of trace elements in stream sediments were higher from two to eight times than those in residual soils. Sodium, AI, K, V, Cr, and Fe were more enriched in the roots of pine than in the twigs of pine. Contents of Li, AI, V, Ni, Cd, Fe, and Co were higher in the roots of azalea than in the twigs of azalea. Enrichment of P, Ca, and Mg was remarkable in the twigs of both pine and azalea. Biological absorption coefficients for essential elements (Zn, P, Mn, Ca and K)tend to be high, whereas those for the non-essential elements.(Ba, Ti, V, and Mo) and toxic elements(Cr, Co, Pb and Ni) be low. Less mobile elements (Pd, Cd, and Co) tend to show anomalies with higher contrast than more mobile elements(Mo, V, Zn, Cu and Ni) in the area covered with black shales.

• 한국전자거래학회지
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• 제23권3호
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• pp.159-171
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• 2018

국내에 수입되어 판매되는 해외식품 수입액은 매년 급증하는 추세이며, 원재료를 수입하여 가공하는 것을 포함하면 규모는 더 클 것으로 예상된다. 수입 농수산물 완제품에 대한 화물신고 시 원재료에 대한 원산지는 표기되나, 원재료에 대한 검사 정보는 아직 미흡한 편이다. 이에 농수산물 제품 구매 시 원재료 또는 제품에 남아 있는 방사능 존재 여부, 생산 이력 관리 등에 대한 우려가 커지고 있다. 국내 수입농수산물의 위해식품정보는 관리되고 있으나, 미생물, 잔류농약, 식품첨가물, 알레르기 성분 등 주로 글로벌 이슈가 되는 위해요소들이 대부분이다. 그러므로 원재료의 생산이력 및 검사정보의 체계적인 관리를 위해서는 전체 운송과정에서의 물류 주체들 간 관련 데이터의 공유와 활용도 제고를 위한 아키텍처, 비즈니스 모델 등에 대한 표준화가 필요하다고 판단된다. 이에 본 논문에서는 수입농수산물 운송 중 상태 추적을 위해 단계별 정보를 수집, 가공, 처리하기 위한 아키텍처를 설계하고, 비즈니스 프로세스 간에 발생하는 업무 흐름을 정의하였다. 또한 도출한 데이터 엘리먼트로 정보 모델을 정의하고 UBL 기반의 XML 스키마를 정의하였다. 제안한 표준 모델을 통해 물류 주체 간 정보 유통 및 공유가 용이할 것이며, 실시간 관리가 필요한 농수산물 운송에 대한 가시성, 신뢰성, 안전성 및 신선도 체계 수립이 가능할 것으로 기대한다.

• 핵의학기술
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• 제13권3호
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• pp.48-55
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• 2009

목적 : 현재 원자력법에 환자의 입원치료, 외래치료의 기준 용량(mCi)과 선량률(${\mu}Sv/h$)이 명확히 고시되어 있지 않아, (IAEA, BSS)기준에 따라 환자를 퇴원시킨다. 그래서 $^{131}I$ 3700 MBq (100 mCi)를 투여하는 갑상선암 치료환자에게 입원기간 동안 선량률(${\mu}Sv/h$)을 측정하여 선량률(${\mu}Sv/h$)과 잔류량(mCi), 배설률(%)에 따라 $^{131}I$ 3700 MBq (100 mCi)가 70%가 감소하여 1110 MBq (30 mCi)가 되는 시간을 확인하여 치료환자들의 퇴원기준 설정에 참고 자료가 되고자 한다. 실험재료 및 방법 : 갑상선제거수술을 받고 $^{131}I$ 3700 MBq (100 mCi)을 투여하는 환자 중 신장 기능에 이상이 없는 42명을 대상으로 하였다. 측정기는 Thermo사의 FH40G-L을 사용하여 $^{131}I$ Capsule을 개봉하고서 $^{131}I$ 3700 MBq (100 mCi)을 투여 후 즉시부터, 거리와 높이 1m에서 1, 2, 4, 8, 20, 24, 40시간째 소변 전/후 20초간 평균 측정하였다. 결과 및 결론 : (IAEA, BSS) 기준에 따라 $^{131}I$ 3700 MBq (100 mCi)를 투여한 후 20시간째 $49{\pm}13\;{\mu}Sv/h$로 100%에서 78%가 배설하여 체내에 814 MBq (30 mCi)가 잔류하여 퇴원 가능한 체내 잔류량 1110 MBq (30 mCi) (1 m에서 $66\;{\mu}Sv$/h) 이하를 만족하였다.

• 핵의학기술
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• 제22권1호
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• pp.28-34
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• 2018

국내 의료기관의 방사성옥소(I-131) 사용과 관련하여 배수 중 방사능농도가 원자력안전법의 허용치를 초과한 사례가 발견되어, 원인 분석 및 배수 중 방사능농도 분석을 통해 주변 환경 공공수역에 대한 관계를 평가하여 유용성에 대해 알아보고자 한다. 2014년 11월 1일부터 2015년 4월 30일까지 6개월에 걸쳐 국내 20개 병원을 대상으로 하였다. 장비는 HpGe 감마선 분광 측정기(Canberra DSA1000)를 사용하였으며, 분석방법으로는 GENIE-2000 Analysis을 이용하여 방사성옥소의 배수 중 방사능농도를 측정하여 비교 분석하였다. 연구 결과, 7개 기관이 I-131 배수 중 배출관리 기준을 초과하였음을 확인하였으며, 20개 병원의 평균 배수 중 방사능 농도는 $4.21E+4 Bq/m^3$로 나타났다. 방사능농도가 높은 병원의 특징으로는 I-131을 이용한 다수의 외래환자 진료 건수, 외래전용 화장실의 부재로 확인되었다. I-131 whole body scan 전 반드시 소변을 보게 하는 과정에서 체내에 잔류한 I-131이 배출되는 것으로 판단된다. 공공수역 내 배수 중 방사능 농도가 초과 검출되는 원인으로는 진료용 방사성옥소라 판단되며, 저용량 투여환자 외래전용 화장실 설치와 안전관리 지침서 제공 및 교육 강화의 중요성을 확인할 수 있었다. 또한 배수 중 배출관리기준과 관련하여 법적, 제도적 관리 체계 구축이 필요할 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권2호
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• pp.91-99
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• 2013

사이클로트론은 그 자체의 수명에 의한 마모 파손뿐만 아니라 사용목적의 변경, 장소 이전, 업그레이드 등의 다양한 이유로 해체 또는 폐기를 경험하게 된다. 실제 미국과 유럽에서도 후자의 이유로 해체된 사례가 많고 또한 많은 양의 저준위 방사성 폐기물을 발생시켰으며 이에 따른 큰 해체 비용을 야기하였다. 유럽과 미국에서는 미래 해체 비용 감소 를 위해 많은 연구를 수행하였으며 미국에서는 허가시 해체 자금 계획(DFP, Decommissioning Funding Plan)을 제출 하도록 하고 있다. 사이클로트론 해체를 위해서는 기술적 측면(해체 절차, 제염 기술 등)과 안전성 측면(잔류 방사능, 예상선량 등)에서 해체 작업의 성취 정도를 예측함으로 해체 비용의 감소 및 방사성 폐기물관련 문제를 해결할 필요가 있다. 본 연구에서는 ANL (Argonne National Laboratory)과 벨기에(유럽위원회 주관)에서 수행된 사이클로트론 해체 사례를 분석하고 2012년 12월 수행된 국내 서울대학교병원 사이클로트론 해체 이전 사례를 살펴봄으로써 향후 사이클 로트론 해체 기준 수립을 위한 기초 자료를 제공하고자 하였다. 이를 위하여 IAEA (International Atomic Energy Agency)와 NRC (Nuclear Regulatory Commission)의 사이클로트론 해체 관련 기준을 분석하고 향후 방사성 폐기물 규제해제(이하 자체처분) 및 재사용과 해체 자금 계획(DFP)의 국내 도입 방안을 제시하였다. 도출된 자료는 사이클로 트론 해체시 방사화되는 정도를 예측하고 국내에 적용할 수 있는 효율적인 해체 요건과 기준들을 정립하는데 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.1-9
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• 2023

Since a large amount of radioactive waste is expected to be generated due to permanent shutdown of many nuclear power plants, it is necessary to prepare efficient management methods for radioactive waste. Therefore, there is a need for a based study to apply the In-Situ gamma spectrometry, which can simplify the measurement procedure. The purpose of this study is to analyze research cases of In-Situ gamma spectrometry and to analyze the sensitivity of measurement according to influencing factors on In-Situ gamma spectrometry. Research cases of five institutions, including the CERN and the Imperial College Reactor Centre (ICRC), were selected as the institutions to be investigated. Research on the In-Situ gamma spectrometry was conducted on the satisfaction of the acceptance criteria for radioactive waste and the analysis of residual radioactivity in the site. In-Situ Objective Counting System (ISOCS) was used as a major measuring device. Sampling and computer code were used to verify the analysis results. For evaluation of measuring sensitivity according to influencing factors on In-Situ gamma spectrometry, the thickness of the measurement target, the distance between the detector and the target, the angle of the collimator, and the contamination location were performed using ISOCS's Geometry Composer. In every case, based on 122 keV, the efficiency decreased as the energy increased in the high energy region, and the efficiency decreased as the energy decreased in the low energy region. As the target thickness increased, the efficiency decreased, and as the distance between target and detector increased, the efficiency decreased. As the distance between contamination and detector increased, the efficiency decreased, and as the angle of the collimator increased, the measurement efficiency increased. However, when simulating the measurement situation using Geometry Composer, the background is not considered, and the probability of incident in the background increases as the angle increases, so further research needs to be conducted in consideration of these. This study can be utilized when applying the In-Situ gamma spectrometry of radioactive waste clearance in the future.

• 핵의학기술
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• 제14권1호
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• pp.8-12
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• 2010

$^{18}F$-FDG 자동합성장치에서 합성 후 자동분배장치까지는 자동모드로 delivery를 하게 되는데, delivery 후 자동분배장치에 있는 dose calibrator가 표시한 방사능으로 계산하여 수율이 계산되어진다. 그러나 자동합성장치와 자동분배장치의 거리가 증가하게 되면 튜빙에 $^{18}F$-FDG 잔류량이 발생하게 되어 $^{18}F$-FDG의 손실이 있다. 본 연구는 $^{18}F$-FDG 잔류량을 최소화하기 위한 방법의 유용성에 관하여 알아보았다. 싸이클로트론에서 생산된 $^{18}F$는 자동합성장치로 이동되고 자동합성장치에서 합성이 이루어지며, 합성 과정의 소요 시간은 25~26분이 소요된다. 그 후 dispenser로 $^{18}F$-FDG를 delivery하고 자동합성장치 자체 rinsing으로 모든 과정이 끝마쳐진다. 자동합성장치와 자동분배장치 사이의 튜빙의 구성은 거리 8 m, 내경 1/16 inch로 되어 있다. 그러나 delivery 후 튜빙 거리 증가에 따라 $^{18}F$-FDG 잔류량이 10-13%가 발생하게 되었다. 따라서 $^{18}F$-FDG 잔류량을 최소화하기 위하여 첫번째는 자동합성장치의 자동모드로 delivery, 두번째로 자동모드 delivery 후 push syringe 이용한 방법, 세번째로 자동모드 delivery후 push syringe와 질소가스를 병행한 방법을 시행하여 delivery 수율의 변화를 비교 분석하였다. 첫번째 방법에서 delivery 시에 QMA 기준으로 42.22%, 두번째 방법에서는 49.15%, 세번째 방법에서는 54.05%의 결과를 얻었다. Delivery 되어진 $^{18}F$-FDG 의 품질관리평가상에서도 정상의 결과를 얻었다. 합성장치와 자동합성장치의 거리는 최대한 단축시켜 튜빙거리로 인한 $^{18}F$-FDG 손실율을 낮추어야 한다. 그러나 시스템구조에 따라 자동합성장치와 자동분배장치의 거리가 증가되는 경우에 push syringe와 범용성 이동가스(질소 가스)를 병행하는 방법이 $^{18}F$-FDG 잔류량을 최소화하는 방법으로 유용하다.

• 대한핵의학회지
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• 제30권4호
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• pp.541-547
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• 1996

우리는 국내에서 개발한 항 NCA-95 단일클론항체의 면역학적 특성을 규명하고 $^{99m}Tc$ 표지법을 연구하여 골수면역 신티그라피법을 개발한 바 있다. 그러나 $^{99m}Tc$ 단일클론항체의 표지효율이 낮고, 과정이 복잡하여 시간이 오래 걸리는 단점이 있어 임상적용에 어려움이 있었다. 본 연구에서는 $^{99m}Tc$ 표지 단일클론항체의 표지과정을 개선하여 시간을 단축하고 표지효율을 높이는 연구를 실시하였다. 티올기와 아민 및 하이드록시 그룹을 가진 착화제(chelator)와 $^{99m}Tc$은 안정한 복합체를 형성하므로, 이러한 화학적 성질을 이용하여 항체를 환원시켜 티올기를 생성하고 여기에 약한 착화제와 결합한 $^{99m}Tc$을 가하는 transchelation법을 연구하였다. 본 연구에서는 방법 1. ${\beta}$-mercaptoethanol로 항체를 환원하고 환원제의 존재하에 $^{99m}Tc$-gluconate 를 이용한 표지법, 방법 2. 항체의 환원후 ${\beta}$-mercaptoethanol을 제거하고 $^{99m}Tc$-gluconate를 사용한 표지법, 방법 3. 환원제를 제거한 항체에 MDP를 먼저 가하고 여기에 $^{99m}Tc$을 가하는 표지법을 시도하여 보았다. 고정상으로는 ITLC-SG를, 이동상으로는 생리식염수와 아세톤을 사용하여 표지효율을 구하였다. 방법 1은 표지효율이 40-70%이나 좋은 골수영상을 얻었고, 방법 2의 경우 표지효율은 70-80%로 개선되었으나 혈액풀의 방사능이 높았다. MDP를 착화제로 이용한 방법 3은 표지효율이 $92.4{\pm}5.9%$(n=15) 이고 면역반응성은 약 60%였으며 골수면역 신티그라피에서도 좋은 영상을 얻을 수 있었다. 때로는 $^{99m}Tc$- MDP 방사능이 높아 뼈에 흡수되는 방사능이 증가하는 단점이 있지만 PD-10 컬럼을 이용하여 분리가 가능하였다. 환원된 항체를 냉동보관하여 사용하였을 경우에도 안정하여 냉동보관 47일 까지 90%이상의 표지효율을 보였다. 본 연구 결과 $^{99m}Tc$ 표지 항 NCA-95 단일클론항체의 표지법의 개선으로 더 쉽게 임상에 이용할 수 있게 될 것으로 생각된다.