환경방사선 측정에 이용되는 휴대형 고순도 게르마늄검출기에 대한 스펙트럼-조사선량율 변환연산자를 원판형선원의 공간분포함수와 검출기의 평면에 대한 측정효율식을 적용하여 이론적으로 유도했다. 이와 같이 구한 변환연산자와 휴대형 고순도 게르마늄검출기를 이용해 한국에너지연구소내에서 방사선 조사선량율을 측정했다. 측정한 조사선량율을 이미 알려진 3'${\phi}\;{\times}$3'NaI(Tl) 섬광검출기에 대한 변환연산자를 적용해 NaI(Tl)검출기로 측정한 조사선량율과 가압형 이온전리함으로 측정한 값과 비교했다. 고순도 게르마늄 검출기로 얻은 결과는 NaI(Tl) 검출기와 가압형 이온전리함으로 얻은 값보다 약 17-29% 낮음을 보여주었다. 이 차이는 다른 문헌에서 보인 차이와 거의 같았다. 본 논문에서 제시한 스펙트럼-조사선량율 변환연산자는 탁상용 계산기로 쉽게 계산할 수 있으며 환경방사선의 측정에 사용되는 여러 검출기에 대해서도 쉽게 적용할 수 있는 장점이 있고 지각에서 방출되는 각 핵종별로 조사선량율을 구할 수 있는 장점이 있다.
저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기의 에너지 반응데이타를, 3개의 몬테칼로 코드 (MCNP4A, EGS4. ITS3의 CYLTRAN)를 사용하여 계산하였다. 본 연구에서는, beam고순도 게르마늄 검출기$(100 mm^2{\times}10mm)$가 사용되었고. 측정기표면의 중앙에 pencil beam을 수직으로 입사시켰다. 광전효과 효율. $K_{\alpha}$ 및 $K_{\beta}$ 이탈률을, 12keV부터 60 keV 범위까지 2 keV 간격으로 입사된 X-선 에너지의 함수로 나타내었다. 이 에너지범위에서 컴프턴산란률, 탄성산란률 및 투과율은 매우 작기 때문에 본 계산에서는 제외되었다. 비록 MCNP EGS및 CYLTRAN코드의 저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기 에너지 반응데이터 값은 약간의 차이를 나타내지만. 세 가지 몬테칼로 코드는 검출기내의 저에너지 광자산란을 정확히 예측하고 있음을 알 수 있다. 또한. EGS나 ITS의 결과에 비해 저에너지 영역에서 정확성이 떨어진다고 여겨지는 MCNP의 결과도 EGS나 ITS의 결과에 상당하는 정확성을 보여주고 있으며, 저에너지 광자에 대한 검출기 반응데이타 계산에 응용될 수 있다
원자력발전소에서 발생되는 방사성폐기물들은 폐기물형태 및 방사능 농도가 다양하며 영구처분장으로 이송전까지는 발전소내의 임시 저장고에 안전하게 보관, 관리하고 있다. 생성된 폐기물드럼내에는 감마방출핵종을 비롯하여 알파 및 베타방출 핵종들이 균질 또는 비균질하게 존재하고 있으며 방사능의 세기나 폐기물의 특성에 따라 안정화시키거나 압축처리하여 드럼에 담겨져 있기 때문에 일반적인 파괴분석에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭, 시료의 대표성 선정 및 장시간의 화학처리 시간소요 등으로 핵종분석이 곤란하다. 따라서 본 논문은 일반적으로 감마핵종분석시 흔히 사용하고 있는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용하여 드럼의 감마핵종농도를 분석하는 방법과 장치의 개발에 대해 언급하였으며 알파나 베타핵종과 같이 직접 분석이 곤란한 핵종들은 각 폐기물드럼내에 존재하는 Co-60이나 Cs-137과의 상관관계를 미리 예측한 척도인자 (scaling factor)를 이용하여 간접적으로 구하는 방법을 사용하고 있으나 본 논문에서는 드럼으로부터 감마핵종만을 분석하는 방법에 대해서만 언급하였다. 또한 핵종분석시스템의 최적 운전조건을 도출하기 위해 드럼회전테이블의 속도결정 및 모의드럼을 이용한 방사능측정 등을 통해 핵종 농도 분석시의 오차를 30% 이내로 유지할 수 있었다.
게르마늄 결정은 검출에 유용하지 않지만, 광자를 강하게 약화하기 때문에 효율성 저하를 일어키는 불감층을 가지고 있다. 따라서 제조업체가 제공하는 데이터를 검출기 시뮬레이션 모델에 사용하면 계산된 효율성과 측정된 효율성 사이에 약간의 큰 차이가 나타난다. 고순도 게르마늄(HPGe) 검출기의 모양과 치수는 CT 스캔을 통해 몬테카롤롤 시뮬레이션을 위해 형상을 정확하게 형상화하였다. 이 결과 불감층 두께 증가가 효율 감소과정에 미치는 영향을 연구하고자 한다. 불감층의 조정은 50 - 1500 keV의 에너지 범위에서 측정 효율과 시뮬레이션 효율 사이의 ${\pm}3%$의 상대편차와 함께 좋은 일치임을 확인하였다. 불감층 두께에 변화를 주어 시뮬레이션 데이터를 비교하였다. 몬테카롤로 시뮬레이션 결과를 실험 결과와 비교하여 새로운 불감층 두꼐를 얻었다. 1.4와 1.6 mm 두께의 End Cap 시뮬레이션 모델에서 1.5mm 두께의 End Cap시뮬레이션 모델에 대한 불감층 두꼐 결과의 차이는 End Cap 치수의 정확성으로 인한 체계적인 오류였다. 통계적 오류와 체계적 오류를 고려한 후, 검출기의 불감충 두께는 $1.02{\pm}0.14mm$로 도출되었다. 따라서 불감층 두께의 증가는 효율성 감소에 영향을 미치는 것을 확인하였다.
우라늄($^{238}U$)의 붕괴과정에서 생성되는 방사성기체인 라돈($^{222}Rn$)은 발생원 중 토양에서 85 % 이상으로 토양의 공극률이 클수록 토양 밖으로 방출할 수 있는 가능성이 많은 동위원소이다. 라돈으로부터 인체를 보호하기 위해서 적절한 대책을 세우는데 무엇보다도 정확한 측정기술의 개발이 선행되어야 한다. 이에 본 연구는 고순도게르마늄(HPGe) 검출기를 이용한 감마선 분광분석법으로 라돈을 측정할 경우에는 불안정한 자연방사능의 백그라운드 문제를 줄일 수 있고, 라듐과 라돈의 딸 핵종들을 방사평형에 이르게 한 후 라돈 농도를 측정하였으며, 토양시료에서의 감마선 방출핵종 및 에너지 스펙트럼을 분석하였다.
선원과 검출기 사이의 거리, 검출기 지름, 방사선원의 부피 효과 등에 의해 검출기 입사면에서 입체각(solid angle)의 변화가 생기고 이는 검출기 내부에서의 경로 길이(path length) 차이를 유발하여 검출효율 결정에 영향을 미친다. 유효입체각 계산을 위한 일반적인 분석 방법은 단순한 기하학적 구조를 가진 선원 (60Co)에만 유용하여 본 실험에서는 검출기와 선원 간 거리 window cap 0.5 cm 기준점으로 하여 25 cm 까지 이동 시 켜면서 측정하였다. 또한 표준부피선원 450 ㎖, 1000 ㎖ 마리넬리 비이커는 검출기에 밀착 시켜 측정하였다. 검출기와 동축인 원형 점선원의 경우, 검출기 창으로부터의 거리에 대한 입체 각도의 변화를 측정치와 몬테카를로 시뮬레이션으로 계산 분석 관계의 결과 검출기의 반지름이 선원의 반지름보다 작을 경우, 입체 각도는 선원의 제곱 반지름 대 검출기의 제곱 반지름의 절반과 같다. 입체 각도의 차이는 0.53가 되므로 몬테카를로의 결과는 허용된다. 검출기-선원 간 거리의 역수와의 관계를 나타내었다. 입체각도는 거리에 따라 급격하게 감소함을 확인하였다. 부피선원에 대한 측정치와 시뮬레이션 결과는 거리 0 cm에서 1.01 %이며 거리가 5 cm, 10 cm로 멀어지면 4 % 미만의 차이를 보인다. 거리가 10 cm 일 때 처음으로 계산결과가 측정 결과보다 작아진다. 이는 거리가 멀어질수록 입체각이 작아지고, 에너지가 낮아질수록 감쇠효과가 지수 함수적으로 증가하는 원리가 효율의 계산에 반영되는 것을 확인할 수 있다. 따라서 검출효율은 고체 각도 및 몬테카를로 코드를 사용하기에 충분함을 입증하였다.
양성자핵반응에 대한 연구는 현재 핵융합로의 재료 개발을 비롯하여 양성자치료 분야 등을 중심으로 활발하게 이루어지고 있다. 본 연구는 100 MeV 양성자 빔을 이용한 $^{27}Al(p,3p+n)^{24}Na$ 반응을 통하여 발생되는 지발 감마선(2754, 1386 keV) 스펙트럼을 고순도 HPGe 검출기를 이용하여 측정하였다. 실험에 사용되어진 양성자 빔은 양성자가속기연구센터(KOMAC)에 설치되어 있는 100 MeV 양성자선형가속기를 사용하였다. 측정된 감마선은 기존에 알려진 결과들과 비교분석하였다. 측정된 감마선의 강도는 고에너지 감마선 검출효율을 결정하는데 매우 중요한 정도를 제공 할 것으로 생각되어 진다.
본 연구에서는 영남지역 해수욕장의 모래 시료 중에 함유되어 있는 방사능 농도를 측정하였다. 해수욕장에서 채취한 모래 표본은 영남지역의 유명해수욕장 8곳을 대상으로 선정하였다. 모래 표본을 반도체검출기인 고순도게르마늄검출기(HPGe)에 넣어 다채널분석기(MCA)를 이용한 정밀 감마 방사성핵종 분석을 실시했다. 방사선핵종의 농도를 측정하기 위해 측정 시간을 8,000 초로 설정하여 스펙트럼 파일을 얻어서 감마 방사성핵종의 농도를 분석하였다. 연구결과 8곳 해변 모두 TI-208의 방사능이 가장 높았다. 결론적으로 영남지역 해수욕장 모래표본에서 검출된 방사성핵종은 자연 방사성핵종이지만 인체 내부에 영향을 미칠 수 있다. 따라서 지속적으로 조사할 필요가 있다.
검출기의 구조를 PENELOPE의 코드를 사용하여 전산모사 하였다. 표준혼합시료(450, 1,000 ml)를 사용하여 다양한 밀도와 높이에 따른 저에너지(59.54 keV)부터 고 에너지(1,836.05)에 대한 측정효율과 PENELOPE 전산모사에서 구한 효율을 비교하였으며, 또한 자체흡수에 대한 효율을 보정하여 다양한 환경시료에 적용하여 검출하한치를 알아보고자 한다. 표준혼합선원의 전체에너지 피크효율 값을 적용하여 높이에 따른 효율변화를 측정치와 PENELOPE의 전산모사 값과 비교하였다. 여기서 구한 값들을 자체흡수 보정하여 구한 효율을 실제 환경시료에 적용하여 검출하한치 값들을 구하였다. 밀도보정인자는 밀도가 $0.4g/cm^3$에서 241Am(59.54 keV)의 밀도보정인자는 1.15, PENELOPE 전산모사에서는 1.153, 137CS(661.66 keV) 에서는 $1.06g/cm^3$, PENELOPE 전산모사에서는 1.064, 88Y(1,836.04 keV)에 대한 밀도보정인자는 1.03, PENELOPE 전산모사에서는 1.033으로 불확도는 1% 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 환경 시료의 밀도에 따른 방사능 농도는 시료량이 많을수록, 측정시간이 증가할수록 MDA(Minimum Detectable Activity) 값이 감소함을 확인할 수 있었다.
본 연구는 한국원자력연구원에서 보유하고 있는 100 MeV 선형가속기를 사용하여 천연텅스텐과의 핵반응으로 부터 발생시켜 발생되는 감마선을 측정하여 natW(p,xn)176Re 핵반응에 대한 상대핵반응단면적을 도출하였다. 일반적으로 반감기가 짧은 동위원소에 대한 연구는 항상 짧은 시간 내에 방사능의 강도가 급격하게 작아지는 경향을 보이기 때문에 측정자체가 매우 어려운 것이 현실이다. 특히 176Re의 경우는 반감기가 5.3 분으로 상대적으로 매우 짧은 방사성핵종 중의 하나이다. 본 연구에서는 이런 짧은 반감기를 가지는 176Re 동위원소로부터 발생되는 109.08 keV 감마선을 고순도 Ge검출기를 이용하여 측정하였다. 얻어진 상대 측정값들은 1967년에 Richard G.에 의해 발표된 8 ~ 14 MeV 양성자에너지 영역에서의 결과와 이를 기반으로 계산에 의한 핵반응단면적에 대한 평가한 2019년 A. J. Koning의 결과인 TENDL-2019값과 비교분석하였다. 이 연구의 결과는 미래의 에너지원으로 알려져 있는 핵융합로의 설계, 천체 물리학, 핵의학 및 양성자치료 분야에 요긴하게 활용될 것으로 생각된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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