KR102340868B1 - 중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법 - Google Patents

중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR102340868B1
KR102340868B1 KR1020190129712A KR20190129712A KR102340868B1 KR 102340868 B1 KR102340868 B1 KR 102340868B1 KR 1020190129712 A KR1020190129712 A KR 1020190129712A KR 20190129712 A KR20190129712 A KR 20190129712A KR 102340868 B1 KR102340868 B1 KR 102340868B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
value
isotope
neutron generator
radioactivity
neutron
Prior art date
Application number
KR1020190129712A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20200105375A (ko
Inventor
윤성환
이동원
김석권
김선호
장두희
진형곤
정봉기
허성렬
Original Assignee
한국원자력연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국원자력연구원 filed Critical 한국원자력연구원
Publication of KR20200105375A publication Critical patent/KR20200105375A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102340868B1 publication Critical patent/KR102340868B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
    • G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
    • G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Radiation-Therapy Devices (AREA)
  • Plasma Technology (AREA)

Abstract

중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법에 관한 것으로, 중성자 발생장치는 미리 설정된 스케줄링된 신호에 대응하여 이온 빔을 생성하는 플라스마 모듈, 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종을 포함하는 타겟 챔버, 그리고 타겟 챔버으로부터 목표하는 의료용 동위 원소의 양을 획득하기 위한 플라스마의 출력값을 연산하고, 연산된 출력값에 기초하여 상기 스케줄링된 신호를 생성하여 플라스마 모듈을 제어하는 제어 모듈을 포함한다.

Description

중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법{COMPACT FUSION NEUTRON GENERATOR AND METHOD FOR MEDICAL ISOTOPE PRODUCTION USING THE SAME}
중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법이 제공된다.
테크네튬-99m(Tc-99m)은 원자로의 핵폐기물에서 생성되었다가 사라지는 동위체로 짧은 반감기를 가지고 있는 대표적인 의료 표지용 동위원소이다.
테크네튬-99m은 신체 손상 없이 정밀한 질병 진단이 가능한 핵의학 영상진단용 고성능 방사성동위원소로, 적은 피폭량으로 고품질의 영상을 얻기 위해 단일과자 단층촬영(single photon emission CT, SPECT)에서 유용하게 사용된다.
이러한 테크네튬-99m은 대다수 연구로에서 우라늄의 핵분열 반응을 토대로 핵분열 몰리브덴(Fission Mo)를 추출하여 Tc-99m 발전기(Tc-99m generator)를 생산하여 보급하는 방식을 가지고 있다. 따라서 국내·외 연구로의 건설 및 운영 계획에 따라 수급 계획 및 가격의 불확실성이 높다.
일례로 아르헨티나, 브라질, 남아공, 중국, 우리나라의 생산계획은 각국의 경제사정 및 기술적 문제로 인해 건설이 지연되거나 착수되지 못하고 있는 상황이다. 그리고 의료용 동위 원소 생산을 위한 연구로의 경우, 발전용 원자로보다는 낮은 단가일지라도 수천억원 규모의 투자와 장기간이 요구되는 대규모 프로젝트에 해당되어, 국내·외 환경 변화에 유연하게 대처하기 어렵다.
또한, 기존의 Tc-99m 발전기를 이용하여 Tc-99m을 생산하는 경우, 모핵종인 Mo-99의 붕괴에 따라 추출 가능한 Tc-99m의 방사능의 양이 시간에 따라 달라진다.
시간의 흐름에 따라 추출 가능한 Tc-99m의 방사능이 감소되는 것은 의료용 표지 물질로 Tc-99m을 사용할 때, 시간의 흐름에 따라 영상의 질이 나빠짐을 의미한다.
그러므로 일반적인 Tc-99m generator는 약 일주일 간격으로 새로운 Tc-99m generator로 바꾸어 주어야 한다.
따라서, 국내·외 연구로의 건설 및 운영 계획에 영향을 받지 않으면서도 테크네튬-99m을 저렴하고 안정적으로 생산할 수 있는 의료용 동위원소 생산 방법이 요구된다.
관련 선행문헌으로 한국등록특허 923,917호는 "중성자 발생기"를 개시한다.
한국등록특허 923,917
본 발명의 한 실시예는 가동 알고리즘을 적용한 중성자 발생장치를 통해 안정적으로 수급할 수 있는 의료용 동위원소 생산 방법을 제공하기 위한 것이다.
상기 과제 이외에도 구체적으로 언급되지 않은 다른 과제를 달성하는 데 본 발명에 따른 실시예가 사용될 수 있다.
본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치는 미리 설정된 스케줄링된 신호에 대응하여 이온 빔을 생성하는 플라스마 모듈, 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종을 포함하는 타겟 챔버, 그리고 타겟 챔버으로부터 목표하는 의료용 동위 원소의 양을 획득하기 위한 플라스마의 출력값을 연산하고, 연산된 출력값에 기초하여 스케줄링된 신호를 생성하여 플라스마 모듈을 제어하는 제어 모듈을 포함한다.
본 발명의 한 실시예에 따른 소형 중성자 발생 장치의 의료용 동위원소 생산 방법에 있어서, 총 운전 횟수 N를 포함하는 하나 이상의 출력 조건을 입력받는 단계, 출력 조건에 대응하여 목표하는 의료용 동위 원소의 방사능 값을 획득하기 위한 플라스마의 출력값을 산출하여 스케줄링하는 단계, 스케줄링에 대응하여 플라스마 모듈의 이온 빔 생성을 제어하는 단계, 그리고 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종에 의해 의료용 동위 원소를 생산하는 단계를 포함한다.
본 발명의 한 실시예에 따르면, 국내외 연구로의 건설 및 운영 계획과는 별개로 독립적인 의료용 동위원소를 확보함으로써, 국내외 환경 변화 의존성을 낮춰 안정적으로 의료용 동위원소를 수급할 수 있다.
본 발명의 한 실시예에 따르면 모핵종인 Mo-99 붕괴에 따라 Tc-99m의 방사능 감소 현상을 극복하여 높은 회수율을 유지함으로써, 상대적으로 저렴하게 안정적으로 수급할 수 있다.
도 1은 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치를 나타내는 예시도이다.
도 2는 본 발명의 한 실시예에 따른 타겟 챔버의 형태를 설명하기 위한 예시도이다.
도 3은 본 발명의 한 실시예에 따른 타겟 챔버의 크기에 따른 Mo-99의 생산량을 나타낸 예시도이다.
도 4는 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치의 의료용 동위원소 생산을 위한 출력을 제어하는 방법을 나타낸 순서도이다.
도 5는 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치의 운전 스케줄링에 따른 전력을 시간에 따라 나타낸 그래프이다
도 6은 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치와 기존의 Tc-99m 발전기를 통해 생산되는 Tc-99m의 생산량을 비교한 그래프이다.
첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대해 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 도면부호가 사용되었다. 또한 널리 알려져 있는 공지기술의 경우 그 구체적인 설명은 생략한다.
명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함"한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다.
이하에서는 도 1 내지 도 3을 이용하여 중성자 발생 장치에 대한 구성에 대해서 상세하게 설명한다.
도 1은 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치를 나타내는 예시도이다.
도1에 도시한 바와 같이, D-T 핵융합 중성자를 발생시키는 중성자 발생장치(Compact Fusion Neutron Generator, CFNG; 100)는 타겟 챔버(110), 플라스마 모듈(120), 제어 모듈(130), 추출용 파이프 라인(140), 그리고 가속기(150)를 포함한다.
먼저, 타겟 챔버(110, chamber)은 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종을 포함한다.
구체적으로 타겟 챔버(110)의 중앙 영역(A)에는 중수소-삼중수소(D-T) 중성자 선원을 포함하고, 중수소-삼중수소 중성자 선원을 둘러 싼 공간(B)에는 모핵종을 포함한다. 여기서, 모핵종은 농축된Mo-100을 의미하지만 이에 반드시 한정하는 것은 아니다. 그리고 이온 빔을 통해 중수소-삼중수소 중성자와 농축된Mo-100간의 Mo-100(n,2n)Mo-99 반응으로 Mo-99 또는 Tc-99m을 생산할 수 있다.
타겟 챔버(110)의 외형은 중수소-삼중수소 중성자 선원을 둘러싸는 반경 30 cm 내외의 크기를 가지는 농축 Mo-100을 포함하는 구조물로 구현될 수 있다.
이러한 타겟 챔버(110)의 외형적 특징은 다음 도 2 및 도 3에 의해 결정된다.
도 2는 본 발명의 한 실시예에 따른 타겟 챔버의 형태를 설명하기 위한 예시도이고, 도 3은 본 발명의 한 실시예에 따른 타겟 챔버의 크기에 따른 Mo-99의 생산량을 나타낸 예시도이다.
도 2의 (a)는 D-T 핵융합의 중성자 선원의 방향각 분포를 나타내고, (b)는 반응율을 계산하기 위한 MCNP 전산 코드 모델을 나타낸다.
도 2의 (a)에 도시한 바와 같이, D-T 핵융합 중성자 선원이 모든 방향으로 일정한 값을 가지는 등방성 경향을 가지고 있다. 그러므로, 타겟 챔버(110)은 D-T 핵융합 중성자 선원을 360° 둘러싸는 형태로 구현되는 것이 가장 바람직하다.
이에 따라 보다 정확한 반응율을 확인하기 위해 도 2의 (b)와 같은 모델을 구성한다. 도 2의 (b)와 같이, 중성자 및 광자의 수송계산용으로 MCNP6 전산코드를 통해 구성된 모델을 통해 Mo-100 농축 몰리브덴, 1012 n/sec의 D-T 중성자를 1시간 조사하는 조건에서 산출된 반응율은 다음 도 3과 같다.
도 3에 도시한 바와 같이, Mo-99의 누적 반응율은 Mo-100의 반경이 커질수록 반응 효율은 점점 둔화되다가 반경 약 30 cm를 기점으로 거의 수렴되는 것을 확인할 수 있다. 이는 중성자 중심이 선원인근에서 가장 높고, 바깥 영역으로 갈수록 줄어들기 때문이다.
따라서 효율적인 Mo-100(n,2n)Mo-99 반응율을 도출하기 위해서는 농축 Mo-100 구조물의 크기를 반경 30 cm 내외로 형성하는 것이 가장 바람직하다.
이와 같은 분석 결과에 대응하여 타겟 챔버(110)는 반경 30 cm 의 D-T 중성자 선원을 중심으로 360도 감싸는 형태를 가진다.
플라스마 모듈(120)는 미리 설정된 스케줄링된 신호에 대응하여 미리 설정된 경로를 따라 지향되는 이온 빔을 발생시킬 수 있다.
여기서, 미리 설정된 경로는 타겟 챔버(110)의 중심을 향하도록 설정될 수 있으며, 이러한 경로 설정은 추후에 중성자 발생 장치의 내부 구조에 대응하여 용이하게 변경 및 설계 가능하다.
그리고 플라스마 모듈(120)은 RF/MW와 같은 고주파를 이용하며, 신호는 운전 횟수에 따른 출력의 크기, 시간 간격 등이 포함된 스케줄링된 신호에 따라 구동될 수 있다.
제어 모듈(130)은 플라스마 모듈(120)에 대응하여 구동, 출력 크기, 시간 간격 등을 제어하는 전원 공급(RF/MW source) 그리고 임피던스 정합(Fixed matcher)을 포함한다.
또한, 제어 모듈(130)은 타겟으로부터 목표하는 의료용 동위 원소의 양을 획득하기 위한 플라스마 모듈(120)의 출력값을 연산하고 연산된 출력값에 기초하여 스케줄링된 신호를 생성한다.
한편, 제어 모듈(130)은 소형화를 위해 플라스마 모듈(120)을 제어하는 최소한의 내부 모듈과 외부 단말의 결합으로 구현될 수 있다. 이때, 외부 단말은 출력 조건에 대한 입력 값에 기초하여 방사능의 값을 연산하고, 연산된 방사능 값을 획득하기 위한 플라스마 출력 값을 연산할 수 있다. 그리고 총 운전 횟수에 대응하여 각각의 운전에 대응한 출력값을 연산하여 플라스마의 운전 스케줄링을 설정할 수 있다.
이에, 외부 단말은 유선 또는 무선 통신을 통해 해당 제어 모듈(130)에 스케줄링된 신호를 전송하고, 제어 모듈(130)은 해당 신호에 대응하여 플라스마 모듈(120)을 제어할 수 있다.
외부 단말은 각각 메모리(memory), 프로세서(processor)를 구비함으로써 연산 처리 능력을 갖춘 장치를 통칭하는 것이다. 예를 들어, 퍼스널 컴퓨터(personal computer), 핸드헬드 컴퓨터(handheld computer), PDA(personal digital assistant), 휴대폰, 스마트 기기, 태블릿(tablet) 등이 있다.
이러한 제어 모듈(130)의 구성은 추후에 관리자에 의해 용이하게 변경 및 설계 가능하다.
추출용 파이프 라인(140)은 타겟 챔버(110)에 연결되어 타겟 챔버(110) 내 Mo-100(n,2n)Mo-99 반응을 통해 생산된 Tc-99m를 추출한다. 그리고 추출용 파이프 라인(140)은 하나 이상으로 라인으로 구성될 수 있다.
가속기(150)는 복수개의 가속 전극으로 구성되어 있으며, 각 전극에 대응하는 전압이 상이함에 따라 이온 빔을 가속시켜 가속화된 이온 빔이 타겟 챔버(110)으로 향하도록 한다.
그러므로 가속기(150)는 플라스마 모듈(120)과 타겟 챔버(110) 사이에 위치되고, 이온 빔의 이온들을 가속시키도록 작동한다.
한편, 중성자 발생 장치(100)는 내부와 외부의 중성자 차폐체(170) 사이에 펌프(160)를 더 포함하며, 펌프(160)를 2000 l/sec으로 구동시킬 수 있다. 그리고 중성자 차폐체(170)는 유해한 방사선을 경감시키기 위한 두께, 재질 등으로 형성된다..
그리고 중성자 발생 장치(100)는 x값이 약 1.5 m 그리고 y 값이 약 50cm로 소형으로 구현될 수 있다. 이에 따라 중성자 발생 장치(100)의 내부 모듈이 모두 소형화되어 장착되며, 각 모듈의 특징에 따라서 외부 단말의 연동으로 각각의 기능 또는 추가적인 기능을 수행할 수도 있다.
이하에서는 도 4 내지 도 6을 이용하여 추출된 Tc-99m의 비방사능(방사성 동위원소를 갖고 있는 물질의 단위질량당 방사능)을 일정하기 유지하기 위한 앞서 설명한 중성자 발생장치(100)의 구동 방법에 대해서 상세하게 설명한다.
도 4는 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치의 의료용 동위원소 생산을 위한 출력을 제어하는 방법을 나타낸 순서도이다.
한편, 앞서 설명한 바와 같이, 중성자 발생 장치(100)의 출력을 제어하기 위해 총 운전 횟수에 대응하여 각 운전마다의 출력값을 산출하고 스케줄링하는 기능은 중성자 발생 장치(100)의 내부 제어 모듈(130)에 의해 수행된다. 제어 모듈(130)은 외부 단말과의 긴밀한 연동을 통해 구현될 수 있으나 이하에서는 중성자 발생 장치(100)의 내부 모듈에 의해 수행된다고 가정하여 설명한다.
먼저, 중성자 발생 장치(100)는 초기 구동의 방사능을 연산하기 위한 출력 조건을 입력받는다(S410).
여기서, 출력 조건은 붕괴 상수, 반응율, 회수율, 총 운전 회수 등을 포함하며, 이에 한정하는 것은 아니다.
다음으로 중성자 발생 장치(100)는 초기 운전에 따른 Mo-99 및 Tc-99m 방사능을 계산한다(S420).
이때 중성자 발생 장치(100)는 실시간 운전 횟수 n에 대하여 1로 정의할 수 있다.
먼저, Mo-99의 수밀도(number density)를 NMo-99으로, Tc-99m의 수밀도를 NTc-99m 으로, Mo-99의 붕괴상수를
Figure 112019106412042-pat00001
으로, Tc-99m의 붕괴상수를
Figure 112019106412042-pat00002
으로, M-100의 수밀도를 NMo-100으로, Mo-100에 조사되는 중성자속(neutron flux)를
Figure 112019106412042-pat00003
으로, 중성자와 Mo-100이 반응하여 (n,2n) 반응을 일으키는 미소단면적(micro cross-section)을
Figure 112019106412042-pat00004
으로 정의한다. 이때,
Figure 112019106412042-pat00005
와
Figure 112019106412042-pat00006
는 중성자의 에너지(E)에 대한 함수이므로
Figure 112019106412042-pat00007
와 같이 정의할 수 있다.
그리고 이러한 정의에 기초하여 도출된 다음 수학식 1을 이용하여 중성자 발생 장치(100)는 초기 운전에 따른 방사능을 계산할 수 있다.
Figure 112019106412042-pat00008
여기서, 초기 구동의 운전 시간
Figure 112019106412042-pat00009
, 초기 구동의 운전 출력 값을
Figure 112019106412042-pat00010
,
Figure 112019106412042-pat00011
이다.
Figure 112019106412042-pat00012
여기서, 초기 구동의 운전 시간
Figure 112019106412042-pat00013
, 초기 구동의 운전 출력 값을
Figure 112019106412042-pat00014
,
Figure 112019106412042-pat00015
이다.
그리고 중성자 발생 장치(100)는 다음 운전에 대응하여 출력을 계산한다(S430).
중성자 발생 장치(100)는 초기 운전을 통해 계산된 반사능 값과 동일한 값이 획득할 수 있도록 하는 다음 운전의 출력 값을 계산할 수 있다. 이때 중성자 발생 장치(100)는 실시간 운전 횟수 n에 대하여 n+1로 카운팅할 수 있다.
다시 말해, 다음 운전의 출력값은 다음 수학식 3을 만족해야 한다.
Figure 112019106412042-pat00016
여기서,
Figure 112019106412042-pat00017
은 초기 운전시간,
Figure 112019106412042-pat00018
은 2번째 운전시간, f는 Tc-99m 추출율을 나타낸다.
중성자 발생 장치(100)는 수학식 3을 만족하도록 다음 수학식 4를 이용하여 다음 운전의 출력 값을 계산할 수 있다.
Figure 112019106412042-pat00019
여기서,
Figure 112019106412042-pat00020
, f는 Tc-99m 추출율,
Figure 112019106412042-pat00021
, n은 운전 횟수, n 과 n+1은 은 N에 포함된 횟수이다.
다음으로 중성자 발생 장치(100)는 출력값을 산출한 운전 횟수가 출력조건으로 입력받은 총 운전 횟수 N보다 작은지 확인할 수 있다(S440).
이때, 중성자 발생 장치(100)는 출력값을 산출한 운전 횟수(n)가 총 운전 횟수 N보다 작으면 다음 수학식을 통해 목표 방사선 양을 산출하여 S430 단계로 회귀하여 출력값을 계산할 수 있다.
중성자 발생 장치(100)는 n번째 운전에 대한 Tc-99m의 방사선 양에 대해서 다음 수학식 5를 이용하고, n번째 운전에 대한 Mo-99의 방사선 양에 대해서 다음 수학식 6을 이용하여 산출할 수 있다.
Figure 112019106412042-pat00022
Figure 112019106412042-pat00023
이처럼 중성자 발생 장치(100)는 n번째 운전에 대응하여 산출된 방사능값(AMo-99(tn), ATc-99m(t n))과 동일한 값을 갖는 다음 운전 출력 값(Rtot,n+1)을 앞서 설명한 수학식 4를 이용하여 산출한다.
이때 중성자 발생 장치(100)는 출력조건으로 입력받은 총 운전 횟수에 대응하여 반복하여 각 횟수에 대응한 출력값을 산출할 수 있다.
다음으로 중성자 발생 장치(100)는 총 운전 횟수 N에 대응하여 각 횟수마다 계산된 출력값으로 스케줄링을 수행한다(S450).
예를 들어, 총 운전 횟수가 10번으로 입력받으면, 중성자 발생 장치(100)는 9번의 운전에 대한 방사선양을 산출하고, 다음 10번째의 출력값을 산출하여 총 10번에 대응하여 각각 출력값을 산출하여 스케줄링할 수 있다.
중성자 발생 장치(100)는 스케줄링에 대응하여 플라스마 모듈의 이온 빔 생성을 제어한다(S460).
중성자 발생 장치(100)는 스케줄링에 따른 RF/MW 전원을 플라스마 모듈에 공급하며, 임피던스를 조절하고 플라스마를 안장화하여 일정한 이온빔이 생성되도록 제어한다.
그리고 중성자 발생 장치(100)는 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종에 의해 의료용 동위 원소를 생산한다(S470).
중성자 발생 장치(100)는 D-T 핵융합 중성자와 농축된 Mo-100의Mo-100(n,2n)Mo-99 반응으로 의료용 동위 원소인 Mo-99 과 Tc-99m을 생산한다.
한편, 중성자 발생 장치(100)은 운전을 수행할 때마다 앞서 설명한 수학식 4를 이용하여 운전의 출력값을 산출하고 실시간으로 해당 출력값을 통해 플라스마 모듈의 이온 빔 생성을 제어할 수 있다.
이때, 중성자 방생 장치(100)는 운전 횟수에 대응한 목표 방사능 생산량을 초기 운전에서 생산한 의료용 동위원소의 방사능양 또는 직전 운전 단계에서 생산한 의료용 동위원소의 방사능 양으로 설정할 수 있다.
이러한 중성자 발생 장치(100)의 스케줄링 구성은 추후에 적용 환경에 따라 사용자에 의해 용이하게 변경 및 설계 가능하다.
이하에서는 도 5 및 도 6을 이용하여 중성자 발생 장치의 스케줄링에 따른 Mo-99와 Tc-99m의 효율적인 생산량에 대하여 상세하게 설명한다.
도 5는 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치의 가동 알고리즘을 적용한 전력을 시간에 따라 나타낸 그래프이고, 도 6은 본 발명의 한 실시예에 따른 중성자 발생장치와 기존의 Tc-99m 발전기를 통해 생산되는 Mo-99와 Tc-99m의 생산량을 비교한 그래프이다.
도 5는 중성자 발생장치가 3.68*1010n/sec 의 중성자를 생산하며Tc-99m 회수율은 100%, 36시간의 초기 운전 시간, 24시간의 방사화 운전 시간의 조건에서의 스케줄링된 출력값을 나타낸다.
도 5와 같이, 스케줄링된 출력 값에 대응하여 중성자 발생 장치(100)를 구동하면 도 6과 같이 Tc-99m의 방사능을 얻을 수 있다.
도 6에 도시한 바와 같이, 기존 중성자 발생 장치의 기존 구동 방법을 통해 획득한 Tc-99m(TC-99m generator)에 비해 본 발명에서 제안하는 중성자 발생 장치(100, TC-99m by CFNG)에 의해 획득한 Tc-99m의 양이 일정하게 높은 것을 확인할 수 있다. 여기서, 양이 일정하게 높다는 것은 추출 가능한 Tc-99m의 방사능이 시간에 영향을 적게 받는다는 것으로, 의료용 표지 물질로 Tc-99m을 사용할 때 영상의 품질을 유지할 수 있다는 것을 의미한다.
이와 같이, 본 발명에서 제안하는 1012 n/sec 중성자 발생장치(100) 1기를 연 70%의 이용율로 사용한다고 가정하면, 연간 약 1,470Ci 의 Mo-99를 생산할 수 있다. 또한 일반적인Mo-99 가격을 적용한다면 모핵종의 붕괴에 따라 품질이 하락되는 기존의 방법에 의해 생산한 Mo-99에 비해 6배 가치의 Mo-99를 매년 생산 가능한 이점이 있다.
본 발명의 하나의 실시예에 따른 방법을 실행시키기 위한 프로그램은 컴퓨터 판독 가능한 기록 매체에 기록될 수 있다.
컴퓨터 판독 가능 매체는 프로그램 명령, 데이터 파일, 데이터 구조 등을 단독으로 또는 조합하여 포함할 수 있다. 상기 매체는 특별히 설계되고 구성된 것들이거나 컴퓨터 소프트웨어 당업자에게 공지되어 사용 가능한 것일 수도 있다. 컴퓨터 판독 가능 기록 매체의 예에는 하드 디스크, 플로피 디스크 및 자기 테이프와 같은 자기 매체, CD-ROM, DVD와 같은 광기록 매체, 플롭티컬 디스크와 같은 자기-광 매체, 및 롬, 램, 플래시 메모리 등과 같은 프로그램 명령을 저장하고 수행하도록 특별히 구성된 하드웨어 장치가 포함된다. 여기서 매체는 프로그램 명령, 데이터 구조 등을 지정하는 신호를 전송하는 반송파를 포함하는 광 또는 금속선, 도파관 등의 전송 매체일 수도 있다. 프로그램 명령의 예에는 컴파일러에 의해 만들어지는 것과 같은 기계어 코드뿐만 아니라 인터프리터 등을 사용해서 컴퓨터에 의해서 실행될 수 있는 고급 언어 코드가 포함된다.
이상에서 본 발명의 바람직한 실시예에 대하여 상세하게 설명하였지만 본 발명의 권리범위는 이에 한정되는 것은 아니고 다음의 청구범위에서 정의하고 있는 본 발명의 기본 개념을 이용한 당업자의 여러 변형 및 개량 형태 또한 본 발명의 권리범위에 속하는 것이다.
100: 중성자 발생 장치 110: 타겟 챔버
120: 플라스마 모듈 130: 제어 모듈
140: 추출용 파이프 라인 150: 가속기
160: 펌프 170: 중성자 차폐체

Claims (16)

  1. 미리 설정된 스케줄링된 신호에 대응하여 이온 빔을 생성하는 플라스마 모듈,
    상기 이온 빔과 상호작용을 하여 목표하는 동위 원소를 생산하기 위한 중성자와 모핵종을 포함하는 타겟 챔버, 그리고
    총 운전 횟수를 포함하는 출력 조건에 기초하여 운전 횟수마다 상기 타겟 챔버로부터 목표하는 동위 원소의 방사능 값을 획득하기 위한 상기 플라스마의 출력값을 연산하고, 연산된 상기 출력값에 기초하여 상기 스케줄링된 신호를 생성하여 상기 플라스마 모듈을 제어하는 제어 모듈
    을 포함하는 중성자 발생장치.
  2. 제1항에서,
    상기 타겟 챔버는,
    중앙 영역에 중수소-삼중수소(D-T) 중성자 선원을 포함하며, 상기 중수소-삼중수소 중성자 선원을 둘러싼 공간에 모핵종을 포함하는 중성자 발생장치.
  3. 제2항에서,
    상기 타겟 챔버는,
    상기 중수소-삼중수소 중성자 선원을 360도 둘러싸는 형태의 일정한 크기의 반경을 가지는 중성자 발생장치.
  4. 제1항에서,
    상기 모핵종은 Mo-100이고, 상기 동위 원소는Tc-99m 또는 Mo-99를 나타내는 중성자 발생장치.
  5. 제4항에서,
    상기 타겟 챔버에 연결되어, 상기 타겟 챔버 내의 Mo-100(n,2n)Mo-99 반응을 통해 생산된 Tc-99 m 을 추출하는 추출용 파이프 라인을 더 포함하는 중성자 발생장치.
  6. 제1항에서,
    상기 플라스마 모듈과 상기 타겟 챔버 사이에 위치되고, 구비된 복수개의 가속 전극을 통해 상기 이온 빔을 가속시키도록 작동하는 가속기를 더 포함하는 중성자 발생장치.
  7. 제1항에서,
    상기 제어 모듈은,
    상기 출력 조건에 기초하여 상기 총 운전 횟수 내의 n번째 운전에 의해 생산되는 방사능 값을 산출하는 중성자 발생장치.
  8. 제7항에서,
    상기 제어 모듈은,
    n 번째 운전에서 생산된 방사능 값을 상기 목표하는 동위 원소의 방사능 값으로 설정하여, 상기 총 운전 횟수 내의 n+1번째 운전에 대한 상기 플라스마의 출력 값을 산출하고, 산출된 상기 n+1번째 운전에 대한 출력값으로 스케줄링하는 중성자 발생장치.
  9. 소형 중성자 발생 장치를 이용한 동위원소 생산 방법에 있어서,
    총 운전 횟수 N를 포함하는 하나 이상의 출력 조건을 입력받는 단계,
    상기 출력 조건에 대응하여 목표하는 동위 원소의 방사능 값을 획득하기 위한 플라스마의 출력값을 산출하여 스케줄링하는 단계,
    상기 스케줄링에 대응하여 플라스마 모듈의 이온 빔 생성을 제어하는 단계, 그리고
    상기 이온 빔과 상호작용을 하는 중성자와 모핵종에 의해 동위 원소를 생산하는 단계
    를 포함하는 동위원소 생산 방법.
  10. 제9항에서,
    상기 출력 조건은 붕괴 상수, 반응율, 회수율 그리고 총 운전 횟수N을 포함하고,
    상기 모핵종은 Mo-100이고, 상기 동위 원소는Tc-99m 또는 Mo-99를 나타내는 동위원소 생산 방법.
  11. 제10항에서,
    상기 스케줄링하는 단계는,
    상기 출력 조건에 대응하여 초기 운전에 따른 동위원소에 대한 방사능 값을 연산하는 단계,
    상기 동위원소에 대한 방사능 값에 기초하여 동일한 방사능 값이 도출하기 위한 다음 운전의 출력값을 계산하는 단계, 그리고
    상기 총 운전 횟수N에 대응하여 계산된 N번의 출력값에 기초하여 스케줄링하는 단계,
    를 포함하는 동위원소 생산 방법.
  12. 제 11항에서,
    상기 방사능 값을 연산하는 단계는,
    초기 운전에 대한 Tc-99m의 방사능 값(ATC-99m,1)을 다음 수학식을 통해 산출하는 동위원소 생산 방법.
    Figure 112021087437916-pat00024

    여기서, 초기 구동의 운전 시간
    Figure 112021087437916-pat00025
    , 초기 구동의 운전 출력 값을
    Figure 112021087437916-pat00026
    을 나타내고, ATC-99m 은 Tc-99m의 방사능 값,
    Figure 112021087437916-pat00048
    은Tc-99m의 붕괴상수,
    Figure 112021087437916-pat00049
    은 Mo-99의 붕괴상수 그리고
    Figure 112021087437916-pat00027
    이며 NTc-99m은 Tc-99m의 수밀도(number density)를 나타냄
  13. 제 11항에서,
    상기 방사능 값을 연산하는 단계는,
    초기 운전에 대한 Mo-99의 방사능 값(AMo-99,1)을 다음 수학식을 통해 산출하는 동위원소 생산 방법.
    Figure 112021087437916-pat00028

    여기서, 초기 구동의 운전 시간
    Figure 112021087437916-pat00029
    , 초기 구동의 운전 출력 값을
    Figure 112021087437916-pat00030
    을 나타내고,
    Figure 112021087437916-pat00050
    은 Mo-99의 붕괴상수, AMO-99은 Mo-99의 방사능 값,
    Figure 112021087437916-pat00031
    이며, NMo-99 은 Mo-99의 수밀도(number density)를 나타냄
  14. 제12항에서,
    상기 방사능 값을 연산하는 단계는,
    n번째 운전에 대한 Tc-99m의 방사능 값을 다음 수학식을 통해 산출하는 동위원소 생산 방법.
    Figure 112021087437916-pat00032

    여기서,
    Figure 112021087437916-pat00033
    , f는 Tc-99m 추출율,
    Figure 112021087437916-pat00034
    , NMo-99 은 Mo-99의 수밀도(number density)를 나타내며,
    Figure 112021087437916-pat00051
    ,
    Figure 112021087437916-pat00052
    은 중성자와 Mo-100이 반응하여 (n,2n) 반응을 일으키는 미소단면적(micro cross-section),
    Figure 112021087437916-pat00053
    는 Mo-100에 조사되는 중성자속(neutron flux)를 나타내며, NMo-100는 MO-100의 수밀도를 나타내며 n은 운전 횟수, n 과 n+1은 은 N에 포함된 횟수임
  15. 제14항에서,
    n번째 운전에 대한 Mo-99의 방사능 값을 다음 수학식을 통해 산출하는 동위원소 생산 방법.
    Figure 112021087437916-pat00035

    여기서,
    Figure 112021087437916-pat00036
    ,
    Figure 112021087437916-pat00037
    , n은 운전 횟수, n은 N에 포함된 횟수임
  16. 제12항 내지 제15항 중 어느 한 항에서,
    상기 출력값을 산출하는 단계는,
    다음 수학식을 이용하여 초기 운전을 통해 산출된 방사능값(AMo-99(tn), ATc-99m(t n))과 동일한 값을 갖는 운전 출력 값(Rtot,n+1)을 산출하는 동위원소 생산 방법.
    Figure 112021087437916-pat00038

    여기서,
    Figure 112021087437916-pat00039
    , f는 Tc-99m 추출율,
    Figure 112021087437916-pat00054
    은Tc-99m의 붕괴상수,
    Figure 112021087437916-pat00055
    은 Mo-99의 붕괴상수,
    Figure 112021087437916-pat00040
    ,
    Figure 112021087437916-pat00041
    , NTC-99m은 TC-99m의 수밀도, NMo-99 은 Mo-99의 수밀도, NMo-100는 MO-100의 수밀도를 나타내며,
    Figure 112021087437916-pat00056
    ,
    Figure 112021087437916-pat00057
    은 중성자와 Mo-100이 반응하여 (n,2n) 반응을 일으키는 미소단면적(micro cross-section), n은 운전 횟수, n과 n+1은 N에 포함된 횟수임
KR1020190129712A 2019-02-28 2019-10-18 중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법 KR102340868B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR20190024125 2019-02-28
KR1020190024125 2019-02-28

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20200105375A KR20200105375A (ko) 2020-09-07
KR102340868B1 true KR102340868B1 (ko) 2021-12-20

Family

ID=72472329

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020190129712A KR102340868B1 (ko) 2019-02-28 2019-10-18 중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR102340868B1 (ko)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100605305B1 (ko) * 2004-12-06 2006-08-02 재단법인서울대학교산학협력재단 이온원-표적 일체형 중성자 발생장치 및 이를 이용한동위원소 생산 시스템
KR100923917B1 (ko) 2007-09-28 2009-10-28 한국전력공사 중성자 발생기
WO2009142669A2 (en) * 2007-12-28 2009-11-26 Gregory Piefer High energy proton or neutron source

Also Published As

Publication number Publication date
KR20200105375A (ko) 2020-09-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ruth The shortage of technetium-99m and possible solutions
US6472677B1 (en) Devices and methods for transmuting materials
Heidet et al. Accelerator–reactor coupling for energy production in advanced nuclear fuel cycles
KR102340868B1 (ko) 중성자 발생장치 및 이를 이용한 의료용 동위원소 생산 방법
Al Qaaod et al. 226Ra irradiation to produce 225Ac and 213Bi in an accelerator-driven system reactor
JP7398804B2 (ja) アクチニウム２２５の生成方法
US11901095B2 (en) System for electrostatic accelerator driven neutron generation for a liquid-phase based transmutation of radioactive transuranic waste
Seltborg External source effects and neutronics in accelerator-driven systems
Smith et al. The current status and future plans for the Monte Carlo codes MONK and MCBEND
Henderson Spallation neutron sources and accelerator-driven systems
Clarke FISP, a comprehensive computer program for generating fission product inventories
RU2666343C1 (ru) Способ получения актиния-225
Milian et al. Feasibility neutronic conceptual design for the core configuration of a 75 kWth aqueous homogeneous reactor for 99Mo production
Adlys Sources of radiotoxicity in spent nuclear fuel
Rubtsov et al. Spectrum and interaction cross section of antineutrinos produced by a nuclear reactor
Sasaki et al. Status of the 226Ra nuclear data library and its impact on the production amount of 225Ac via the 226Ra (n, 2n) reaction
Noh et al. Verification of MCNP/ORIGEN-2 model and preliminary radiation source term evaluation of Wolsung Unit 1
Brown et al. Accelerator Reactor Coupling for Energy Production in Advanced Nuclear Fuel Cycles
Pitcher Method of producing molybdenum-99
Mamtimin A Study of Electron Accelerator Based Photon&Neutron Production and Applications to Nuclear Transmutation Technologies
Khater Activation and safety analysis for advanced fuel fusion reactors.
Gorbachenko et al. LiB neutron converter for a neutrino source
Smith THE ACTIVITY OF THE FISSION PRODUCTS OF U $ sup 235$. Supplement No. 1
Nagarajan A SHELL MODEL ANALYSIS OF THE REACTION B $ sup 11$(d, n) C $ sup 12$. Technical Report No. 242
Mausner et al. Modeling of target thermal properties for the BLIP upgrade

Legal Events

Date Code Title Description
E902 Notification of reason for refusal
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant