• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제44권5호
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• pp.481-487
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• 2021

This study was conducted for the purpose of efficient radioactive waste disposal and management. Experiment was evaluated the decontamination efficiencies of the four types decontamination materials(Water, Alcohol, Decontamination Water, Decontamination Gel) with radioactive wastes generated during radio-pharmaceutical production process at Korea Institute Radiological and Medical Sciences(KIRAMS). The radioactive waste sample used in experiment is a lead plate of the fume hood that was disposed in April, 2019. In the experimental method, radioactive waste was measured before and after decontamination using a HPGe semiconductor detector and Gamma survey meter. The measured values before and after decontamination were evaluated for decontamination efficiency as a percentage. As a result, it was confirmed that a lot of specific activity and surface dose rate was removed from the radioactive wastes. In particular, when decontamination water was used, most of the radioactivity of radioactive wastes was removed. Considering these results, if decontamination water is used in decontamination of radioactive waste, decontamination efficiency equivalent to the disposition criteria can be expected with just one decontamination treatment. In addition, in the case of water and alcohol, only on decontamination was effective in approximately 75% and 95%. Otherwise, when decontamination gel was used, it was confirmed that the largest deviation occurred among all experimental results.

• 방사선산업학회지
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• 제12권4호
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• pp.355-363
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• 2018

A novel $N_3S_1$ chelate, Pro-Lys-Cys (PKC) to cyclic RGD to radiolabel with $^{99m}Tc$ was conjugated in an effort to decrease the high intestinal accumulation observed for $^{99m}Tc$-labeled PGC-RGD. The target specificity of the resulting PKC-RGD was similar to that of PGC-RGD as determined by a cell binding assay and a competition binding assay. The $^{99m}Tc$ radiolabeling of PKC-RGD resulted in radiochemical yields of 98% under mild conditions at high specific activities. Biodistribution data in normal mice clearly showed a significant decrease in intestinal uptake at 2 h postinjection for the $^{99m}Tc-PKC-c$ (RGDyK) compared to the $^{99m}Tc-GC-c$ (RGDyK) (from $19.65%ID{\cdot}g^{-1}$ to $7.31%ID{\cdot}g^{-1}$ for the GI tract). The $^{99m}Tc-PKC-c$ (RGDyK) biodistribution was also shown by a higher retention of radioactivity in the whole body, but with kidney accumulation over 8-fold higher than observed with $^{99m}Tc-PGC-c$ (RGDyK) at 2 h ($12.62%ID{\cdot}g^{-1}$ for PKC-RGD and $1.54%ID{\cdot}g^{-1}$ for PGC-RGD, respectively). These results show that the biodistribution may be altered especially concerning lipophilicity resulting in renal rather than hepatobiliary excretion. This comparative study made it possible to explore the effects of lipophilicity on the biodistribution of $^{99m}Tc$-labeled c (RGDyK) through the use of different tripeptide $N_3S_1$ chelators. Therefore, $^{99m}Tc-PKC-c$ (RGDyK) may be an attractive alternative for the in vivo imaging of integrin receptors.

• 대한방사성의약품학회지
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• 제8권2호
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• pp.71-76
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• 2022

Indigenous diagnostic dose of ¹³¹I-labeled meta-iodobenzylguanidine ([¹³¹I]mIBG) was prepared via Cu⁺ catalyzed isotope exchange reaction generated in situ by sodium metabisulfite for imaging of neuroblastoma tumor. [¹³¹I]mIBG was produced in overall 85-90% radiochemical yield. The average amount of radioactivity of [¹³¹I]mIBG was 2164 MBq (1998-2331MBq) with an average specific activity > 1000 MBq/mg at the end of synthesis. The radiochemical purity was ≥ 99.9% after purification through Dowex-1 × 8 ion exchange resin (100-150 mesh) at the date of preparation. The stability of [¹³¹I]mIBG at concentration 480-555 MBq/mL was > 97% at 4 ℃ after 4 days. The room temperature (25 ℃) stability of [¹³¹I]mIBG was > 98% after 24 h. Biodistribution of [¹³¹I]mIBG in patient showed uptake in salivary glands, liver, spleen and excreted though urinary bladder. Neuroendocrine medicated uptake into tumor lesion and metastatic sites were noted which strongly correlate with the morphological abnormalities of patient.

• 핵의학기술
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• 제13권3호
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• pp.92-101
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• 2009

목적 : 유방암의 조기진단에 따른 선별 검사는 여러 방법들이 있는데 그 중 유방스캔(Scinti mammography)은 유방촬영에서 정확하게 감별하지 못한 병변을 평가하는데 있어서 매우 유용한 검사 방법으로 잘 알려져 있다. 그러나 이 방법은 원발성 유방암과 재발성 유방암 진단에 민감도와 특이도가 높지만 유방 주변부의 방사능과 검사 장비의 기하학적인 구조로 1 cm 이하의 작은 종양들을 발견하기가 어려웠다. 최근 고 해상도의 BSGI (Breast-Specific Gamma Imaging)도입으로 악성 종양과 양성 종양을 다른 검사 방법들보다 높은 정확도로 구별할 수 있어 불필요한 생검(Biopsy)을 줄일 수 있다. 따라서 이미 알려진 유방암의 조기 진단에 이용하는 단순 유방촬영과 유방초음파 검사, 기존 유방 스캔과 BSGI의 진단적 성능과 검사방법의 숙련도를 알아보고자 본 연구를 수행하였다. 방법 : 2009년 2월 임상적 증상이 없는 지원자 53명을 대상으로 BSGI를 시행하였다. BSGI는 $^{99m}Tc$-MIBI 25 mCi를 주사 후 10분에 $80{\times}80$ Matrix Size, Preset Time Methods으로 CC (Craniocaudal projection), MLO(Mediolateral Oblique projection) 이외에 다각적인 추가촬영법(Additional Views)으로 각각 검사하였다. 결과 : BSGI의 결과는 전체 53명 중 2명이 유방조직 내 종물로 발견되었고, 4명은 명확한 진단이 어려워 재검사를 시행하였다. 재검사를 시행한 지원자는 모두 진음성의 결과를 얻었다. 또한 임상적 유방암 선별검사 결과의 문헌적 고찰은 다음과 같다. BSGI : 민감도 86.5%, 특이도 92.4%, 유방스캔: 민감도 77.8%, 특이도 84.2%, 유방촬영술: 민감도 85~90%, 특이도 20~42%, 유방 초음파검사 : 민감도 66.7%, 특이도 44.2%, MRI: 민감도 88%, 특이도 68%로 각각 나타났다. 결론 : 유방암 조기진단을 위해서는 자가진단과 유방암 선별검사가 필요하다. 그러나 기존의 유방암 선별검사에서 병변을 발견하는데 정확한 결론을 내리기가 쉽지 않았다. 따라서 유방암 선별검사에서 미확정된 경우 명확한 진단을 위해 조직학적 생검이 필수적이다. 유방암 조기검사와 원발성 유방암을 진단하는데 있어서 BSGI는 기존의 유방암 선별검사보다 높은 민감도와 특이도를 나타내어 진단적으로 유용한 정보를 제공하고 불필요한 생검을 줄일 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권1호
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• pp.9-24
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• 1993

원자력발전소의 사고시 방사성물질의 단기간 침적 후 오염된 음식물에 의한 영향을 평가하기 위해 한국 환경에 적용이 가능한 동적 방사능영향 평가모델이 개발되었다. KORFOOD라 불리워지는 이 모델은 오염된 음식물의 섭취에 의한 누적선량뿐만 아니라 시간에 따른 선량을 평가하며, 또한 음식물내 시간에 따른 방사능농도의 변화를 해석한다. 설식경로에 중요한3가지 핵종과 13가지 음식물이 이 모델에서 고려되었다. 방사능농도의 동적변화는 침적, 풍화와 강우, 재부유, 뿐리흡취, 전이, 토양내 이동, 식물의 노화, 동물의 토양흥취 및 배설, 동물의 사료섭취와 배설 둥과 같은 여러 효과를 고려하여 모사되었다. 평가를 위한 입력 자료로는 침적되는 방사성물질의 양, 침적시점, 평가하고자하는 핵종 및 음식물의 종류가 요구된다. 고리지역 농작물자료를 사용하여 쌀에 대해 시간에 따른 비방사능농도와 고려되는 모든 음식물의 섭취에 따른 선량이 침적시점에 따라 계산되었다. 모델결과의 타당성 검증을 위해 이 분야에서 이미 공인받고 있는 독일모델 ECOSYS-87의 결과와 비교하였다. 비교결과, KORFOOD의 예측치가 ECOSYS-87의 예측값의 10배 범위내에 있어 좋은 일치를 보여주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.253-266
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• 2016

현행 규제요건에 따르면 국내에서 발생된 모든 폐밀봉선원은 자체처분 대상, 극저준위 또는 중 저준위 방사성폐기물에 해당하며, 기본적으로 방사능 농도를 기준으로 한 처분방식 제한규정을 준수해야 한다. 본 연구에서는 이러한 분류체계 이외에 IAEA 및 국외 폐밀봉선원 사용국의 방사성폐기물 분류체계, 폐밀봉선원 고유 특성 등에 대한 검토 및 분석결과를 토대로 반감기 및 A/D 값(각 선원의 방사능(A)을 작업자 및 일반 대중에 대한 잠재적 위험도를 의미하는 방사성핵종 고유의 'D값'을 활용하여 정규화한 수치로 선원의 상대적 위험을 평가하는 기초적인 기준으로 사용)에 대한 기준을 추가적으로 적용하여 국내 폐밀봉선원 분류체계에 대한 방안을 제시한 후, 각 범주에 대한 처분방식을 도출하였다. 다양한 처분시점을 상정한 국내 폐밀봉선원 특성 분석 및 처분방안별 대상 수량 체적 평가결과를 통해 본 연구에서 도출된 처분방안을 처분 예상시기와 무관하게 2015년 3월말 기준으로 임시저장 중인 모든 폐밀봉선원에 대해 적용할 수 있음을 확인하였다. 단, 방사능량을 확인할 수 없거나 비방사능 또는 A/D 값을 산출할 수 없는 선원에 대해서는 본 연구결과를 적용할 수 없으므로 처분방안 이행을 위해서는 사전에 비방사능, 체적 등의 선원 고유 특성이 반드시 확인되어야 한다.

• 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.

• 핵의학기술
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• 제12권1호
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• pp.91-98
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• 2008

산업의 발달과 기술개발을 통해 양적이나 질적으로 많은 성장을 해오고 있다. 특히 연구 개발 또는 진단용 방사성동위원소 사용 및 생산은 국내 사이클로트론 보급이 확대됨에 따라 그 성장추세가 급격하게 이루어지고 있다. 방사성동위원소를 취급하는 기관으로는 병원, 발전소, 연구소, 교육기관 등이며, 이러한 시설은 급기보다 배기시설을 중요시 하는데, 이러한 시설에서 발생되는 방사능 오염물질이 외부로 방출될 경우 주변 환경을 오염시키기 때문에 원자력법에 의하여 배기되는 공기 중 방사능 농도를 규제하고 있다. 본 과제에서는 현재 국내병원들의 배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황이 규제기관인 한국원자력 안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준을 만족하는지에 대해 알아보고 개선과제를 도출하여 기준안을 마련하여야 할 것이다. 필터의 정의 및 pre filter, hepa filter, charcol filter의 특징과 구조에 대해 알아보고 RI filter 교체 절차와 주의할 사항을 알아보았다. 규제기관인 한국원자력안전기술원의 원자력법에서 규정한 배출관리 기준 및 RI filter의 교체주기의 기준을 제시하겠고 국내 의료기관의 RI배기관리 실태파악 및 현황을 설명하고 이러한 운영현황의 장단점을 비교분석하여 기준안을 제시하였다. 분당서울대학교병원이 도입한 RCMS 기능 및 타 의료기관에서 사용 중에 있는 디지털 차압 게이지를 PC와 연동하여 구동하는 시스템을 제시하였다. RI를 사용하는 의료기관들의 의료시스템은 21세기를 맞아 눈부시게 개혁되고 있다. 특히 방사선안전관리 분야도 국제적 변화에 발맞추어 세분화, 고도화, 첨단화로 급격한 기술변화에 거듭나고 있다. 그러나 현재의 배기관리 시스템은 과거의 형태에서 변화를 찾아 볼 수 없다. 우선 우리나라의 발전된 정보통신 기술을 적극 활용하여 RCMS 및 디지털 차압게이지를 이용한 시스템 기능을 강화하여 RI filter의 교체주기와 배출관리 규정의 두 마리 토끼를 잡아야 할 것이다. 본 과제에서는 지금까지 배기관리 시스템을 현장에서 사용하는 방사선안전관리자로서 현재의 문제점 및 개선안에 대한 개인적인 제안사항을 제시하였다. 이러한 제안은 보다 심도 깊은 검토과정을 거쳐추진을 할 필요가 있다고 판단된다.

• 핵의학기술
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• 제18권2호
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• pp.39-47
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• 2014

유방암 환자가 매년 증가함에 따라 BSGI 검사에 대한 의존도가 높아지고 검사 건수가 증가하고 있는 추세이다. 하지만 국내에서 BSGI 검사는 각 기관의 상황 및 업체권고에 따라 검사 프로토콜을 적용하고 있으며 관련 연구가 미비한 실정이다. 그러므로 본 연구에서는 영상의 질을 평가할 수 있는 팬텀을 자체적으로 제작하여 검사 프로토콜에 대해 고찰하고자 하였다. Dilon 6800 BSGI 장비를 이용하여 팬텀 내 구의 크기는 5단계로 구분하여 제작하여 실험하였다. 방사성동위원소는 $^{99m}TcO_4$를 사용하여 배후방사능과 관심영역의 비율을 2 : 4 : 8로 구분하였으며 5, 7, 10분 영상을 획득하였다. 획득된 영상은 각 구의 크기에 따라 관심영역을 설정하고 정량적, 정성적 분석을 시행하였다. 획득된 데이터는 SPSS ver.18.0을 통해 통계 분석하였다. 정량적, 정성적 분석 결과, 방사성동위원소의 주입량에 따른 각 구의 계수율은 주입량이 많을수록 계수율이 증가하였고, 구의 크기가 클수록 계수율이 증가하는 성향을 나타냈다(p<0.005). 영상획득시간에 따른 각 구의 계수율은 획득시간이 길수록 계수율이 증가하였고, 구의 크기가 클수록 증가하는 성향을 나타냈다(p<0.005). 방사성동위원소의 주입량에 따른 각 구의 대조도 잡음비는 주입량이 많을수록 증가하는 성향을 나타냈고, 8배 비율의 획득영상에서 대조도 잡음비가 가장 높았다. 또한 영상획득시간에 따른 각 구의 대조도 잡음비는 획득시간이 길수록 증가하는 성향을 나타냈고, 7분 획득영상에서 대조도 잡음비가 가장 높았다(p<0.005). 자체적으로 제작한 팬텀을 통한 정량적, 정성적 평가에서 통계적으로 유의한 차이가 있었으며, 팬텀의 유용성을 확인할 수 있었다. 또한 본 연구를 통해 장비 특성과 환경을 고려하여 BSGI 검사 프로토콜을 확인하고 활용한다면 보다 임상적 가치가 높을 것으로 사료된다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제7권3호
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• pp.213-219
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• 2013

현재 국내에서 가동 중인 싸이클로트론센터는 약 35개소에 이르며, 대부분의 싸이클로트론 센터는 주로 핵의학검사용 악성종양 추적자인 $^{18}FDG$ 등과 같은 방사성의약품을 생산하고 있다. 18F을 생산하기 위한 타겟으로서 산소동위원소비($^{18}O/O$)가 98%정도인 고농축 $H_2{^{18}}O$를 사용하고 있다. 고농축 $H_2{^{18}}O$는 1 gram당 가격이 약 60~70 USD 정도로 매우 고가이나 100% 수입에 의존하고 있는 상황이다. 양성자 빔 조사 전의 타겟(고농축 $H_2{^{18}}O$)은 비방사성이다. 하지만, "사용후 $H_2{^{18}}O$"는 불순물들의 방사화에 의해 방사능을 띄게 되므로 방사선안전 법규에 따라 적절한 관리가 이루어져야 한다. 최근의 핵의학검사 건수의 증가에 따라 사용 후 O-18의 발생량이 증가하고 있음에도 불구하고 국내에서는 현재까지 이에 대한 방사화분석이 이루어지지 않았다. 따라서, 본 연구에서는 $^{18}F$생산을 위해 양성자조사를 하고 난 타겟, 이른바 "사용후 O-18 water"의 방사화 분석을 실시하여 핵종별 방사능농도(Bq/g)를 확인하고자 하였다. 세 곳의 서로 다른 싸이클로트론 센터에서 보관 중인 "used $H_2{^{18}}O$" 중 20g 씩을 채취한 3개의 시료에 대해 방사화분석을 실시하였으며, 분석결과 사용후 O-18 water는 감마선 방출 방사성핵종인 $^{56}Co$, $^{57}Co$, $^{58}Co$, $^{54}Mn$ 등과 베타선 방출핵종인 $^3H$을 상당량 포함하고 있음을 확인할 수 있었다. 또한, 모든 시료에서 3H은 규제면제 농도 이하인 반면, 한 개 시료는 핵종별 규제면제농도 이상의 감마선 방출핵종을 포함하고 있음을 확인하였다. 시료에 포함된 감마선 방출핵종의 방사능 농도(Bq/g)는 조사 후 보관기간의 차이에 따라 달랐으며, 향후의 추가적인 연구가 더 필요하다고 판단되지만, 본 연구의 결과는 "사용후 O-18 water"의 합리적인 관리방안 수립을 위한 근거 자료로 활용될 수 있을 것이다.