Molybdenum-99 (Mo-99) and, its daughter, technetium-99m (Tc-99m) are the most commonly used medical isotope covering more than 85% of the nuclear diagnostics. Currently, majority of Mo-99 supplied in the market is fission-based Mo-99 produced by the fission of U-235 in research reactors. In spite of substitutive production schemes, fission-based Mo-99 is the major source for its significant advantages of high specific activity and large production capacity. The new research reactor (KJRR) is under construction in Gijang, Busan, Korea. The project is aiming 2,000 Ci/week Mo-99 production. For the objective, KAERI has been developed Mo-99 production process using HANARO. Weekly production of 2,000 Ci (100,000 Ci/yr, 6-day calibration) Mo-99 can cover 100% domestic needs, as well as 20% of international demand. However, overall cost for the fission-based Mo-99 production is continuously increasing. Previously, the most Mo-99 producers used weapon-grade highly enriched uranium (HEU) targets. Recently, the use of HEU in private sector is limited for non-proliferation. As a result, major Mo-99 producers are forced to convert their targets from HEU to low enriched uranium (LEU, 19.75% U-235 enrichment). The conversion of Mo-99 target caused waste issue. It is not only because of the 50% less yield in production, but also increment of the radioactive waste by 200%. Therefore, designing optimal radioactive waste treatment strategy for fission-based Mo-99 production is becoming more important than ever. During the process, irradiated LEU targets are dissolved in alkaline solution in hot cells. Fission products other than Mo-99 removed from the solution via series of separation steps. Then Mo-99 is eluted and purified to meet international standard as an active pharmaceutical ingredients (APIs). Radioisotopes of xenon (Xe) and krypton (Kr) generated from the fission of U-235 during the irradiation of the target in the research reactor. Then, the radioactive gas released during the process. The emission of radioactive noble gas from the medical radioisotope production facility can be controlled via delayed release through large charcoal beds. KAERI developed compact xenon adsorption module with chilled carbon column to meet 5 GBq/ day of CTBTO recommendation. Small volume of chilled charcoal can satisfy the guideline, replacing massive gas tank system. Therefore, development of optimized radioactive gas treatment system for the Mo-99 production is one of the essential piece for the successful construction, licensing and operation of the KJRR project.

Radioisotope ADME (RI-ADME) studies are enabling visualization of the biodistribution in molecular imaging. We applied RI-ADME to investigate the tumor targeting capacity and biodistribution of trastuzumab-monomethyl auristatin F (LCB14-0110) in JIMT-1 xenograft mice and healthy marmoset. The LCB14-0110 was labelled with 125I. 125I-LCB14-0110 was intravenously administered to the animals. The gamma-count and single-photon emission computed tomography/computed tomography (SPECT/CT) was conducted for biodistributioon and bioimaging of the biopharmaceutics. Tumor uptake in xenograft mice was highest at three-day after 125I-LCB14-0110 administration in both the biodistribution and SPECT/CT bioimaging. Alternatively, blood and organ tissues showed gradual decrease in radioactivity over time. In marmosets, radioactivity in all organ tissues rapidly reduced and no specific targeting of organs was observed in the biodistribution study and SPECT/CT imaging. Hence, 125ILCB14- 0110 demonstrated effective tumor targeting capacity and accumulated in JIMT-1 cell-bearing mice. However, accumulation did not occur in the organs of xenograft mice. Additionally, marmosets showed rapidly decrease in radioactivity throughout the entire body without accumulation in the normal organs. We also confirmed that the drug distribution was similar in normal organs between the two experimental animal species except spleen. Therefore, 125I is expected to be a useful tool in the study of RI-ADME in biopharmaceuticals through minimal antibody modification.

본 실험은 내충성품종을 선별하는 데 방사성동위원소인 P-32의 이용성을 검토하기 위해서 흰등멸구에 대해 기왕에 저항성 및 감수성으로 판정되어 있는 10개 품종을 선별하여 섭식량과 식이선호성간의 관계를 조사중 다음과 같은 결과를 얻었다. 1) 약충의 식이선호도와 P-32 섭식량간에는 밀접한 관계가 있었다. 2. 수칭유묘를 표식할 때는 근부와 엽의 길이 및 수를 일정하게 한 후 침적시키는 것이 P-32의 균일성을 인정할 수 있었다. 3. 내충성 검정시 공시충은 성충을 이용하는 것이 약충을 이용하는 것 보다 품종간에 상대적인 비교가 용이하였다.

멸구류에 대한 수도품종 저항성 검정방법을 개발하고저 방사성 동위원소 를 이용하여 본 시험을 수행하였다. 전편에서 얻어진 결과를 활용하여 멸구별, 멸구충태별, 접종시간별 벼멸구 흡즙량 차이와 품종별 벼멸구 흡즙량을 조사한 바 다음과 같은 결과를 얻었다. 가. 벼멸구, 흰등멸구, 애멸구 순으로 흡즙량이 많았으며 암컷이 숫컷보다 공시멸구류 모두 흡즙량이 많았다. 나. 벼멸구의 각태별 흡즙량은 성충, 5령충, 성충), 4령 순으로 많았으며 충접종시간은 접종 24시간48시간에서는 일정한 흡즙령을 나타냈다. 다. 벼멸구의 벼품종별 흡즙량은 저항성 품종인 밀양 47호에서는 839 CPM인 반면 감수성 품종인 TN 1에서는 88,603 CPM을 나타 내었다. 따라서 본시험에서의 검정방법과 유묘집단검정방법과는 일치하였다.

멸구류에 대한 품종저항성 검정법을 개발하고자 동위원소 를 이용 식물체를 통하여 충체에 이행된 방출량을 G.M. Counter로 조사하므로서 저항성 정도를 판별하기 위한 연구중 일차적으로 다음과 같은 결과를 얻었다. 가. 공시기구 개발 : 공시기구 개발을 위해 4가지 형의 기구를 공시하였는데 B,C,D형 기구는 공시법과 용액과 분리된 시험기구로서 이중 D형이 가장 취급이 간편하며 안전하게 의 흡즙량을 조사할 수 있었다(Fig. 1). 나. 의 적정량 : 식물체에 흡수시킬시 2Ml 까지 비슷한 경향을 보였으나 흡즙시간의 경과에 따라서 용액을 식물체가 흡수하여 차츰 적은 량으로 되어 뿌리의 활력에 따라서 개체간 흡수량의 차이가 생길 우려가 있어 의 용액이 요구되었다. 의. 의 방사능 세기 : 까지는 충체에 미치는 영향이 없었으며 처리별로 각각 충분한 CPM의 방사능을 나타내었기에 내외의 방사능 세기가 멸구류 검정시 효과적으로 본다. 라. 충표식방법 및 충탈피각내 잔류량 : :식물성의 흡수를 통한 표식이 효과적이었으로 충탈피각내에는 잔류량이 거의 없는 것으로 나타났다.

솔잎혹파리의 비산거리를 조사하기 위해서 방사성 동위원소인 와 의 표식방법에 관한 기초 실험을 하였다. 1. 를 유충기에 표식 시켰을때 성충에서는 방사능이 검출되지 않았다. 즉 생물학적 반감기가 짧아 체내축적이 않되었다. 2. 충영내 유충의 방사능 표식는 처리시 10월이전에는 점차 증가하다가 10월 이후 부터는 점차 낮아져 평형상태를 유지하는 것으로 보아 유충은 10월 이후에 섭식을 작게 하는 것으로 본다. 3. 에 의한 충영내 노숙유충의 표식율은 3주째가 가장 높았으나 반감기가 짧은 까닭에 시일의 경과에 따라 급속한 표식방사능의 감소를 보인 결과로 미루어 는 수간주입에 의해 성충을 표식하기에는 부적당하였다. 4. 월동 노숙유충체를용액으로 처리하여 표식방사능을 검출할 수 있는 최적처리농도는 비방사능이 0.5uCi/ml에 침지을 30분간 한 후 흐르는 물에 10분간 세척하늘 방법이었다. 그러나 이 농도에서 침지시간은 20분 이상으로 하여야 가 유충체내에 충분히 침투되었다

현대의학에서 핵의학 검사는 암의 진단에 많이 이용된다. 방사선 작업종사자가 개봉 방사성동위원소를 사용할 때 방사선 피폭에 노출된다. 환자에게 방사성동위원소를 투여할 때 방사선 작업종사자가 받는 피폭 선량을 감소시키는 방법을 연구하였다. 납 차폐소재를 이용하여 연당량 0.2 mmPb, 300 mm × 500 mm × 15 0 mm 크기로 차폐기구를 제작하였다. 차폐기구의 사용 유무, 실린더를 차폐기구와 함께 사용하였을 때 3가지 실험방법으로 갑상선, 가슴, 생식선의 흡수선량을 나노닷으로 측정하였다. 생식선 위치에서 0.908 mG y가 측정되었고, 실린더와 제작한 차폐기구를 함께 사용하였을 때 20.8% 감소한 0.719 mGy로 가장 큰 피폭 저감이 나타났다. 방사선 작업종사자가 받는 1년 예상 유효선량은 1.223 mSv로 가슴부위가 가장 높았으며 실린더와 차폐기구를 함께 사용하였을 때 0.994 mSv로 감소하였다. 방사성동위원소를 환자에게 투여할 때 제작된 차폐기구만을 사용하여도 방사선 작업종사자의 피폭을 감소시킬 수 있음을 확인하였다.

산업 비파괴 분야에서 사용되는 방사선원은 장비의 노후화 및 작업자의 부주의로 인해 선원이 노출되는 사고가 발생되어 왔다. 이에 선원의 위치를 실시간으로 추적할 수 있는 안전관리 시스템의 필요성이 부곽 되고 있다. 이에 본 연구에서는 방사선원의 위치 추적을 위한 line-array 선량계를 구성하는 unit-cell 선량계 단위의 각도의존성을 분석하기 위해 Monte Carlo Simulation을 수행하였다. 그 결과 각 기울기에서 상위 1 0% 수치에 대한 오차율은 0°에서 5.90%, 30°에서 8.08%, 60°에서 20.90%의 오차율을 보였다. 총 흡수선량의 비율은 0°(100%)를 기준으로 30°에서 83.77%, 60°에서 53.36%로 나타났으며 기울기가 증가함에 따라 낮아지는 경향성을 보였다. 모든 기울기에서 최대 수치는 30°의 No. 9에서 나타났으며, No. 10에서는 7.24% 낮아지는 경향성을 보였다. 본 연구 결과 각도의존성은 크게 발생되는 것으로 나타났으며, 이를 낮추기 위해서는 선원과 line-array 선량계의 적정거리는 1 cm 이상의 거리에서 유지해야 하는 것으로 사료된다.

유리 표면에 방사성동위원소 14C를 고착시키고 문지름 시험을 통해 시험용지별 전이 인자와 표면 형상을 관찰하여 방사성동위원소 누설 점검을 위한 건식 및 습식 문지름 시험법을 연구하였다. 건식 문지름 시험법은 티슈 용지가 종이 필터를 대체 가능할 정도로 2배 높은 전이 인자를 보였고, 습식 문지름 시험법은 종이 필터 용지가 티슈 용지에 비하여 3배 높은 전이 인자를 보였다. 일반적으로 누설 점검을 위해 종이 필터를 사용하고 있지만 건식 문지름 시험법에서 티슈 용지가 대안이 될 수 있음을 보였다.