Because existing reactant coolant system (RCS) leakage detection mechanisms are insensitive to small leaks, a real-time, direct detection system with a detection threshold below 0.5 gpm·hr-1 was studied. A beta-ray detection system using a silicon detector with good energy resolution for beta rays and a low gamma-ray response was proposed. The detection performance in the leakage condition was evaluated through experiments and simulations. The concentration of 16N in the coolant corresponding to a coolant leakage of 0.5 gpm was calculated using the analytic method and ORIGEN-ARP. Based on the concentration of 16N and the measurement of the silicon detector with 90Sr/90Y, the beta-ray count rate was estimated using MCNPX. To evaluate the effect of gamma rays inside the containment building, the signal-to-noise ratio (SNR) was calculated. To evaluate the count rate ratio, the radiation field inside the containment building was simulated using MCNPX, and response evaluation experiments were performed using beta and gamma rays on the silicon detector. The expected beta-ray count rate at 0.5 gpm leakage was 7.26 × 105 counts/sec, and the signal-to-background count rate ratio exceeded 88 for a transport time of 10 s, demonstrating its suitability for operation inside a reactor containment building.
병원을 포함해서서 방사선 물질을 사용하는 모든 사업장에서 방사선 물질의 모니터링은 방사선 안전에 가장 중요한 요소의 하나이다. 본 연구는 방사선 모니터링 시스템에 있어서 GEM 검출기의 활용 가능성을 알아보기 위한 선행 연구로서, GEM 검출기를 제작하고 CdTe 검출기와의 상대적 효율을 구한 결과, 베타와 감마선에 대한 평균 상대 효율이 각각 72%와 4%로서 매우 우수한 성능을 나타냄을 보였다.
A fiber-optic beta/gamma dual detector system with two types of sensing probes was fabricated to detect the beta- and gamma-rays simultaneously. As scintillators of the sensing probe type 1, two different inorganic scintillators, $CaF_2(Eu)$ and LYSO(Ce) crystals, were used to obtain the each scintillating efficiency with respect to beta-and gamma-rays and the inherent energy spectra of radioactive isotopes. In the case of the sensing probe type 2, which is composed of two identical inorganic scintillators and a beta shielding material based on the lead, it could discriminate beta- and gamma-rays using a subtraction method. In conclusion, we demonstrated that the proposed fiber-optic beta/gamma dual detector could measure and discriminate beta- and gamma-rays using both energy spectroscopy and subtraction method.
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.
배관 내부의 방사성 오염도를 측정하기 위한 ZnS(Ag)/플라스틱섬광체 조합의 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기를 개발하였다. 알파/베타선 동시측정용 phoswich 검출기의 오염위치에 따른 검출 성능을 PSD (Pulse shape discrimination) 방법을 이용하여 평가하였다. 또한, 검출기를 방사성 오염물질로부터 보호하기 위한 오염방지용 필름에 대한 방사선 감쇄 정도를 실험적으로 평가하였다. PSD 방법으로 알파/베타선 분리 정도를 측정한 결과 충분히 알파와 베타선이 분리되었으며 오염방지용 필름의 적용 가능성을 확인하였다.
$eta$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.
Seo B. K.;Kim G. H.;Jung Y. H.;Woo Z. H.;Oh W. Z.;Lee K. W.;Han M. J.
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.
10세에서 70세까지 국내 남녀를 7개 연령대별 그룹으로 구분한 후, 치아의 감마선 농도와 각 그룹별 전${\beta}$ 방사능 농도를 측정하였다. 전${\beta}$ 농도는 P10가스(아르곤 90%, 메탄 10%)를 충진한 Tennelec XLB 측정기로 측정하였으며, 감마선은 고순도 게르마늄 검출기를 사용하여 감마선분광분석법으로 측정하였다. 본 실험에서 측정된 여성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.089~0.32 Bq/kg이었으며, 남성의 전${\beta}$ 방사능 농도범위는 0.13~0.26 Bq/kg이었다. 치아의 감마선분광분석 결과 자연방사성동위원소인 $^{40}K$, $^{208}Tl$, $^{228}Ac$ 및 $^{234}Th$가 검출되었으며, 측정된 감마선 방사선 농도는 각각 20.7, 21.9 3.88 및 5.24 Bq/kg 이었다. 본 연구 결과는 향후 후쿠시마 원전사고 등 불의의 방사선 누출 사고 등에 대비하여 정상 환경에서의 인체의 치아에 축적된 방사능 준위 데이터로 활용할 수 있을 것으로 사려된다.
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
표면오염도 측정용 검출소재로 주로 이용되고 있는 알파와 베타선의 동시 측정용 이중섬광체 검출소재를 개발하였다. 본 연구에서는 기존의 열용융 공정이 아닌, 고분자 소재를 용매로 녹여서 검출소재를 제조하는 용매법을 이용함으로써 제조공정을 단순화하였다. 베타선 측정용 플라스틱 섬광체는 유기섬광체, 고분자, 그리고 용매가 혼합된 용액을 도말한 후에 고형화하여 제조하였다. ZnS(Ag) 섬광체는 플라스틱 섬광체 위에 ZnS(Ag), 접착소재, 그리고 용매가 혼합된 용액을 스크린 프린팅 방법으로 도포하여 제조하였다. 제조한 이중섬광체의 알파선과 베타선에 대한 방사능 검출 성능을 평가한 결과 우수한 검출 성능을 확인하였으며, 표염오염도 측정용 소재로 적용이 가능함을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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