• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권3호
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• pp.123-128
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• 2006

원자력 시설의 해체 시 발생되는 다양한 종류의 폐기물 중에서 배관 내부의 알파/베타선 오염 특성을 직접 평가하기 위해서는 소형의 방사선 검출 시스템이 요구된다. 본 연구에서는 배관 내부의 방사능 오염도를 직접 측정할 수 있는 장비 개발의 일환으로서 기존의 phoswich 검출기와 그 형태가 다른 ZnS(Ag)/플라스틱섬광체 조합의 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기를 고안하였으며 섬광체 크기 및 검출 시스템의 최적 요건을 실험적으로 확인하고 알파/베타선 신호 분리도를 평가하였다. 그 결과 배관 내부의 오염도 측정에 적합한 phoswich 검출기의 최적 요건 및 배관 내부의 적용 가능성을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.125-129
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• 1996

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

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.269-279
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• 2005

In this study, detectors characteristics for simultaneous counting of alpha and beta ray in a pipe were estimated. The detector were composed of thin ZnS(Ag) scintillator and plastic detector. The scintillator for counting alpha particles has been applied a polymer composite sheet, having a double layer structure of an inorganic scintillator ZnS(Ag) layer adhered onto a polymer sub-layer. The other for counting beta particles used a commercially available plastic scintillator. It was confirmed that the detectors were suitable for counting the in-pipe contamination.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권1호
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• pp.31-37
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• 2018

단창형의 Geiger-Muller 계수관을 이용한 표면오염검사에서 베타선을 측정하기 위해 외부로 노출된 디텍터를 보호하는 방법으로 랩을 사용하고 있는데 이 방법이 측정계수율과 교정인자에 미치는 영향을 분석하고 방사선작업종사자에게 과도한 랩의 사용은 베타선의 측정값에 영향을 줄 수 있음을 인지시켜주고자 하였다. 실험방법은 3 KBq, 1.5 KBq, 0.3 KBq의 에너지가 다른 베타선을 이용하여 랩 두께에 따른 베타선 측정계수율과 교정인자의 변화를 비교 분석하였다. 실험 대상으로는 2012년 3월 한국인정기구 (KOLAS) 인증을 받은 교정센터에서 보유한 단창형의 Geiger-Muller 계수관을 대상으로 하였으며, Cl-36(Chlorine)과 Sr-90(Strontium)을 베타선 방사선원으로 사용하였다. 측정계수율은 랩 두께가 증가할수록 감소함을 확인 할 수 있었고 교정인자는 랩 두께가 증가할수록 증가하는 것을 알 수 있었다. 측정계수율의 감소와 교정인자의 변화는 기기지시값의 정확도를 감소시킬 수 있지만 디텍터의 오염 및 손상 또한 베타선 측정에서 중요한 영향을 주기 때문에 어느 정도 두께의 랩을 사용함이 가장 효과적인지 알아볼 필요성이 있다. 측정계수율과 교정인자의 낮은 변화율을 보여주는 두께의 랩을 사용한다면 디텍터를 보호하면서 베타선의 측정값에도 영향을 최소한으로 줄 수 있을 것으로 사료된다.

• 약학회지
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• 제28권4호
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• pp.243-248
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• 1984

For gas chromatographic determination with the sulfur-specific flame photometric detector, nine ${\beta}$-lactam antibiotics without ${\alpha}$-amino group were esterified with borontrifluoride-methanol complex and then N-benzoylated with benzoyl chloride. The gas chromatographic separation of these products was successfully carried out on various silicon polymers (OV-1, OV-101, OV-17, OV-225, and QF-1) coated on the acid washed, silanized diatomite. The structure of the esterified and N-benzoylated product was confirmed by mass spectromer.

• 생명과학회지
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• 제8권5호
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• pp.492-496
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• 1998

$eta$선투과율을 이용하여 식물잎의 수분함량을 측정하기 위하여 1/5000a 와그너 폿트에 생육시킨 벼와 콩및을 대상으로, 정상적으로 생육한 개체만을 선별하였다. $^{99}$Tc(100 $\mu$ci)과 G-M detector사이를 10cm로 두고 그 사이에 잎을 놓아 잎을 통과한 $eta$선량(I)과 잎을 제외시켰을 때의 $eta$선량(Io)을 각각 측정하여 $eta$선투과율(I/Io)를 구하였고, 잎의 생체중과 건물중, 비엽면적을 측정하여 잎의 함수량과 $\beta$선 투과율(I/Io)과의 관계를 구하였다. 1. 잎 절단후 시간이 경과함에 따라 $eta$선투과율(I/Io)은 증가하는 경향이었으며, 토양수분결핍후 수분공급에 의해 $eta$선투과율(I/Io)은 감소하는 경향이었다. 2. 잎의 함수량과 $eta$선투과율(I/Io)과의 직선회귀관계식은 고도의 유의성이 인정되어, 잎의 함수량이 감소할수록 $eta$선투과율(I/Io)은 증가하였다. 3. 잎의 함수량을 종속변수로, 비엽면적(SLA)과 $eta$선투과율(I/Io)을 각각 독립변수로하여 다중회귀를 분석한 결과, 편회귀계수가 SLA는 벼 0.007, 콩 0.004이었고, I/Io는 벼 -0.863, 콩 -0.904로 수분함량에는 $eta$선투과율(I/Io)의 영향이 지배적이어서, $\beta$선투과율(I/Io)에 의한 식물잎의 수분함량이 측정이 가능하였다.

• 분석과학
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• 제19권2호
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• pp.155-162
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• 2006

본 연구에서는 잔류농약을 효과적으로 제거하는 방법을 토양 및 수용액상에서 연구하였다. 이를 위해 표준물질은 유기염소계 ${\alpha}$-endosulfan, ${\beta}$-endosulfan을 사용하였다. 분석방법은 각각 채취한 시료를 전처리하여 Ultra II[$(30m{\times}0.25mm(ID){\times}0.25{\mu}m$] 컬럼을 장착한 GC-${\mu}$-electron capture detector(${\mu}$-ECD)로 분석하였다. 토양 중 잔류농약의 회수율은 96-100%로 나타났다. 토양에 농약분해제를 살포하여 시간별 ${\alpha}$-endosulfan, ${\beta}$-endosulfan의 변화량을 분석한 결과 73, 61% 감소하였다. 토양시료에 농약분해제를 첨가하고, 수분의 양을 10 mL에서 100 mL로 증가 시키면서, 잔류농약의 변화량을 측정하였다. 그 결과, ${\alpha}$-endosulfan은 45%에서 85 %로, ${\beta}$-endosulfan은 44%에서 88%로 제거되었다. 마지막으로, 수용액상에서도 시간별 endosulfan의 제거율 실험을 하였다. 실험 결과 30분 내에서 ${\alpha}$-endosulfan은 99%, ${\beta}$-endosulfan은 98%가 분해 제거되었다. 이와 같은 현상은 농약분해제에 많은 유기산염과 강알칼리 성분들이 알칼리 가수분해를 일으킨 것으로 추정할 수 있다.

• 센서학회지
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• 제25권3호
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• pp.229-234
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• 2016

Self-powered neutron detector (SPND) is being widely used to monitor the reactor core of the nuclear power plants. The SPND contains a neutron-sensitive metallic emitter surrounded by a ceramic insulator. Currently, the vanadium (V) SPND has been being developed to be used in OPR1000 nuclear power plants. Some Monte Carlo simulations were accomplished to calculate the initial sensitivity of vanadium emitter material and alumina insulator with a cylindrical geometry. An MCNP code was used to simulate some factors (neutron self-shielding factor and beta escape probability from the emitter) and space charge effect of an insulator necessary to calculate the sensitivity of vanadium detector. The simulation results were compared with some theoretical and experimental values. The method presented here can be used to analyze the optimum design of the vanadium SPND and contribute to the development of TMI (Top-mount In-core Instrumentation) which might be used in the SMART and SMR.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권3호
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• pp.159-165
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• 2005

원자력 시설의 해체 시 발생되는 다양한 종류의 폐기물 중에서 배관류를 재활용하거나 처분하기 위해서는 배관 내부의 정확한 방사선학적인 오염 특성의 평가가 선행되어야 한다. 그러나 기존의 측정법인 survey-meter를 이용한 오염도의 직접 측정은 배관 내부와 같은 국소지역의 오염 특성을 정확하게 평가할 수 없으며, 간접법을 이용한 표면오염도 측정의 경우도 시료채취의 어려움뿐만 아니라 시료채취 시 작업자의 오염 가능성이 있기 때문에 적용성에 많은 문제점이 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo 모사기법을 이용해 직경이 작은 배관 내부의 베타선 오염도를 측정하기 위하여 플라스틱 섬광체를 모사하였으며, 모사 결과에서 베타선 에너지를 효율적으로 측정할 수 있는 최적의 플라스틱 섬광체 두께 및 형상을 도출할 수 있었다. 이 전사모사 결과를 바탕으로 섬광체의 가공 및 배관 내부에서의 검출기 이송 문제를 고려해 검출기를 제작하였으며 그 특성을 평가하였다. 그 결과 배관 내부의 오염도 측정에 적합한 검출기 성능을 확인하였고, 파이프 내부처럼 국소 지역의 방사선학적 오염 특성 평가를 위한 검출기 개발 가능성을 확인하였다.

• 센서학회지
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• 제25권4호
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• pp.264-270
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• 2016

Self-powered neutron detector (SPND) is a sensor to monitor a neutron flux proportional to a reactor power of the nuclear power plants. Since an SPND is usually installed in the reactor core and does not require additional outside power, it generates electrons itself from interaction between neutrons and a neutron-sensitive material called an emitter, such as rhodium and vanadium. This paper presents the simulations of the depletion sensitivity evaluations based on MCNP models of rhodium and vanadium SPNDs and light water reactor fuel assembly. The evaluations include the detail geometries of the detectors and fuel assembly, and the modeling of rhodium and vanadium emitter depletion using MCNP and ORIGEN-S codes, and the realistic energy spectrum of beta rays using BETA-S code. The results of the simulations show that the lifetime of an SPND can be prolonged by using vanadium SPND than rhodium SPND. Also, the methods presented here can be used to analyze a life-time of those SPNDs using various emitter materials.