• Journal of Astronomy and Space Sciences
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• 제31권4호
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• pp.317-323
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• 2014

Odyssey, one of the NASA's Mars exploration program and SELENE (Kaguya), a Japanese lunar orbiting spacecraft have a payload of Gamma-Ray Spectrometer (GRS) for analyzing radioactive chemical elements of the atmosphere and the surface. In these days, gamma-ray spectroscopy with a High-Purity Germanium (HPGe) detector has been widely used for the activity measurements of natural radionuclides contained in the soil of the Earth. The energy spectra obtained by the HPGe detectors have been generally analyzed by means of the Window Analysis (WA) method. In this method, activity concentrations are determined by using the net counts of energy window around individual peaks. Meanwhile, an alternative method, the so-called Full Spectrum Analysis (FSA) method uses count numbers not only from full-absorption peaks but from the contributions of Compton scattering due to gamma-rays. Consequently, while it takes a substantial time to obtain a statistically significant result in the WA method, the FSA method requires a much shorter time to reach the same level of the statistical significance. This study shows the validation results of FSA method. We have compared the concentration of radioactivity of $^{40}K$, $^{232}Th$ and $^{238}U$ in the soil measured by the WA method and the FSA method, respectively. The gamma-ray spectrum of reference materials (RGU and RGTh, KCl) and soil samples were measured by the 120% HPGe detector with cosmic muon veto detector. According to the comparison result of activity concentrations between the FSA and the WA, we could conclude that FSA method is validated against the WA method. This study implies that the FSA method can be used in a harsh measurement environment, such as the gamma-ray measurement in the Moon, in which the level of statistical significance is usually required in a much shorter data acquisition time than the WA method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1489-1494
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• 2017

The use of a room-temperature gamma spectrometer is an issue in environmental radiation monitoring. To monitor radionuclides released around a nuclear power plant, suitable instruments giving fast and reliable information are required. High-pressure xenon (HPXe) chambers have range of resolution and efficiency equivalent to those of other medium resolution detectors such as those using NaI(Tl), CdZnTe, and $LaBr_3:Ce$. An HPXe chamber could be a cost-effective alternative, assuming temperature stability and reliability. The CEA LIST actively studied and developed HPXe-based technology applied for environmental monitoring. Xenon purification and conditioning was performed. The design of a 4-L HPXe detector was performed to minimize the detector capacitance and the required power supply. Simulations were done with the MCNPX2.7 particle transport code to estimate the intrinsic efficiency of the HPXe detector. A behavioral study dealing with ballistic deficits and electronic noise will be utilized to provide perspective for further analysis.

• 한국의학물리학회:학술대회논문집
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• 한국의학물리학회 2002년도 Proceedings
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• pp.501-505
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• 2002

The specific radioactivity concentrations of $\^$238/U, $\^$232/Th, $\^$40/K were measured in soil samples around Zuunmod town of Mongolia using HP-Ge gamma-spectrometer. Also the specific radioactivity concentrations of above elements were measured in coal and ash samples which were collected from the Central steam heating in Zuunmod town. It was determined the effective equivalent dose.

• 한국방사선학회논문지
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• 제2권1호
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• pp.31-34
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• 2008

The neutron capture spectrum for the light nuclide was very useful to study the nuclear structure. In the present study, the capture gamma-ray from the 27-keV resonance of $^{19}F(n,g)^{20}F$ reaction were measured with an anti-Compton NaI(Tl) spectrometer and the 3-MV Pelletron accelerator of the Research Laboratory for Nuclear Reactors at the Tokyo institute of technology. A neutron Time-of-Flight method was adopted with a 1.5 ns pulsed neutron source by the $^7Li(p,n)^7Be$ reaction. In the present experiment, a Teflon(($CF_2$)n) sample was used The sample was disk with a diameter of 90mm. The thickness of sample was determined so that reasonable counting rates could be obtained and the correction was not so large for the self-shielding and multiple scattering of neutrons in the sample, and was 5mm. The primary gamma-ray transitions were compared with previous measurement of Kenny.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.318.1-318
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• 2001

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.67-71
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• 2001

극저준위 방사능측정시스템의 백그라운드에 영향을 주는 중성자를 차폐하기 위한 차폐체를 설계하였다. 중성자 차폐방법은 고 밀도 폴리에틸렌을 이용하여 고속중성자를 감속한 후 $B_4C$를 이용하여 감속된 열중성자를 흡수하는 방법을 이용하였다. 몬테카를로 모사방법인 MCNP4B 코드를 이용하여 계산한 결과 고 밀도 폴리에틸렌의 두께가 10 cm 일 때 열중성자속이 최대가 되는 것으로 나타났으며 감속된 중성자의 흡수는 용제에 자연상태의 $B_4C$ 분말을 30 w% 섞을 경우 2 mm의 두께에서 94%의 중성자 흡수가 일어나는 것으로 나타났다. 또한 몬테카를로 모사를 통한 계산결과의 타당성 여부를 조사하기 위하여 중성자 차폐실험 장치를 제작하여 실험 결과와 비교하였으며, 비교 결과 실험값과 일치하는 것으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.419-424
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• 2004

방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제4권4호
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• pp.29-32
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• 2010

본 연구는 교토대학 원자로실험소의 46-MeV전자선형가속기에서 발생된 전자선을 Ta표적에 충돌시켜 발생된 중성자를 이용하였다. 발생된 중성자는 납감속측정장치(LSDS:Lead Slowing-down Spectrometer))속에서 감속되었고 중성자비행시간법(TOF:Time-of-Flight)을 이용하여서 중성자에너지를 선별하여 $^{197}Au$의 중성자포획단면적을 중성자에너지 0.1 eV에서 10 keV범위에 걸쳐 측정하였다. 발생된 중성자속을 측정하기 위하여 $BF_3$검출기속의 $^{10}B(n,{\gamma})$반응을 이용하였고 이것을 이용하여 중성자 반응 단면적을 상대적으로 얻었다. TOF방법으로 얻어진 결과는 1 eV에서의 결과(24.5 b)에 규격화되었다. 기존의 실험결과들과 평가결과들인 JENDL/D-99 Dosimetry File과 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권6호
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• pp.545-552
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• 2002

We developed an ultra low background gamma ray spectrometer particularly suitable for experiment which require lower detection limit. The background of a germanium spectrometer is suppressed by applying active and passive shielding technique at the same time. The active shielding devices consist of plastic scintillating plates of 50 mm thick and anti-coincidence electronic system. The shielding is made of 150 mm thick walls of very low activity lead,20 mm with activity of <10 Bq/kg and 130 mm with activity of <50 Bq/kg. The observed background count rates are 1.2 $s^{-1}$ and 0.36 $s^{-1}$ without and with the active shielding, respectively, overall the energy regions from 30 keV to 3 MeV The cosmic ray induced background is suppressed by a rate of 0.8 $s^{-1}$ at the present work. The detection efficiency curve necessary to obtain the radioactivity of environmental samples has been precisely determined on the energy regions from 80 to 2000 keV with a 10$^3$ ml marinelli beaker sample, consisting of the calibrated radionuclides $^{109}$ Cd, $^{57}$ CO, $^{139}$ Ce, $^{203}$ Hg, $^{113}$ Sn, $^{85}$Sr, $^{137}$ Cs, $^{60}$ Co and $^{88}$ Y. Virtues Of the method are demonstrated by measuring the activity of $^{137}$ Cs contained in the powdered milk.

• 한국방사선학회논문지
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• 제1권1호
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• pp.45-49
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• 2007

동경공업대학교의 3MV 펠레트론가속기를 사용하여 10에서 90keV 영역에 대하여 $^{197}Au$의 중성자포획 스펙트럼을 측정하였다. 중성자 펄스빔은 $^7Li(p,n)^7Be$반응을 통하여 발생되었다. 사용되어진 양성자 빔의 폭은 1.5-ns였다. 금 시료에 입사된 중성자의 에너지 스펙트럼은 $^6Li$-glass 섬광검출기의 중성자 비행시간법을 사용하여 측정하였다. 금 시료의 중성자포획에 의해서 발생된 감마선은 anti-Compton NaI(TI) 검출장비를 사용하여 측정되었다. 본 연구에서는 5개의 중성자 에너지 역영을 선택했고, 각각의 에너지영역에서 얻어진 감마선파고스펙트럼을 표시하였다. 본 연구에서 얻어진 스펙트럼은 처음으로 얻어진 결과이며, 중성자 결합에너지부근에 몇 개의 천이 피크가 보인다.