We investigated secondary electron emission characteristics of ZnO thin films prepared by pulsed laser deposition method with respect to the ambient oxygen pressure and the substrate temperature during the deposition. X-ray diffraction, UV-Vis spectrometry, atomic force microscopy, and ${\gamma}$-FIB were used to examine the structural, optical transmission, surface morphology, and secondary electron emission properties of the films, respectively. The secondary electron emission coefficient of the ZnO films increases as the O/Zn ratio of the films increases which was thought to result from either the ambient oxygen pressure increase or the substrate temperature decrease and as the grain size of the films decreases. It was confirmed that ZnO has better secondary electron emission characteristics than those of MgO, which is currently widely used as a material for PDP protecting layers.
Radiological hazards from external exposure of naturally occurring radioactive materials (NORM) scales residues, generated during the extraction process of oil and gas production in southern Algeria, are evaluated. The activity concentrations of 226Ra, 232Th, and 40K were measured using high-purity gamma-ray spectrometry (GeHP). Mean activity concentration of 226Ra, 232Th and 40K, found in scale samples are 4082 ± 41, 1060 ± 38 and 568 ± 36 Bq kg-1, respectively. Radiological hazard parameters, such as radium equivalent (Raeq), external and internal hazard indices (Hex, Hin), and gamma index (Iγ) are also evaluated. All hazard parameter values were greater than the permissible and recommended limits and the average annual effective dose value exceeded the dose constraint (0.3 mSv y-1). However, for occasionally exposed workers, the dose rate of 0.65 ± 0.02 mSv y-1 is lower than recommended limit of 1 mSv y-1 for public.
일부 암석의 우라늄 함량이 높은 것으로 알려진 옥천층군 지역의 유효선량을 파악하기 위하여 휴대용 감마선분광분석기를 이용하여 421개 지점에서 지표방사능(40K, eU, eTh)을 측정하였다. 연구지역을 5개의 지질(og1, og2, og3, og4, 화성암)로 구분했을 때 지질별 지표방사능 강도에는 큰 차이가 없었다. 전체 421 암석의 40K, eU, eTh의 함량은 각각 0.7~10.3% (평균 5.2%), 0.6~287.0 ppm (평균 8.5 ppm), 4.0~102.4 ppm (평균 31.3 ppm) 을 보였다. 방사능강도로부터 구한 연구지역의 흡수선량은 28.84~1,714.5 nGy/h의 범위로서(평균 195.4 nGy/h) 지질별 평균값 최저는 og1의 166.3 nGy/h, 최고는 og2의 233.3 nGy/h(중앙값은 198.1 nGy/h였다. 흡수선량으로부터 구한 연구지역의 옥외 유효선량은 0.04~2.10 mSv/y (평균 0.24 mSv/y)의 범위이며 함 우라늄층이 협재된 og2에 위치한 4개 지점을 제외하면 옥외 유효선량이 1 mSv/y를 넘는 지점은 없었다.
In order to understand the characteristics of sedimentary environments in Ulleung Basin of the East Sea (Sea of Japan), three sediment cores were taken with a box corer during R/V Tamyang cruise in October 1999. Activities of $^{7}Be,{\;}^{210}Pb,{\;}^{226}Ra,{\;}^{234}Th,{\;}^{238}{\;}and{\;}^{137}Cs$ in sediment samples were determined by non-destructive gamma-ray spectrometry. Rates of sedimentation and particle mixing were estimated by best fitting an advectiondiffusion particle mixing model to the data of $^{7}Be,{\;}^{234}Th,{\;}and{\;}^{210}Pb$. Estimated sedimentation rates were 0.06-0.08 cm/yr and particle mixing rates were $0.13-0.65{\;}\textrm{cm}^2/yr$. The use of multiple tracers in our study prevented us from probable up to 38% overestimation of sedimentation rates.
The aim of this study is to evaluate the radioactivity levels and radiological impacts of representative black sand samples collected from different locations in the Rashid area, Egypt. These samples were prepared and then analyzed using the high-resolution gamma ray spectroscopy technique with a high-purity germanium detector. The activity concentration ($A_c$), minimum detectable activity, absorbed gamma dose rate, external hazard index ($H_{ex}$), annual effective dose rate equivalent, radium equivalent, as well as external and internal hazard index ($H_{ex}$ and $H_{in}$, respectively) were estimated based on the measured radionuclide concentration of the $^{238}U$($^{226}Ra$) and $^{232}Th$ decay chains and $^{40}K$. The activity concentrations of the $^{238}U$, $^{232}Th$ decay series and $^{40}K$ of these samples varied from $45.11{\pm}3.1Bq/kg$ to $252.38{\pm}34.3Bq/kg$, from $64.65{\pm}6.1Bq/kg$ to $579.84{\pm}53.1Bq/kg$, and from $403.36{\pm}20.8Bq/kg$ to $527.47{\pm}23.1Bq/kg$, respectively. The activity concentration of $^{232}Th$ in Sample 1 has the highest value compared to the other samples; this value is also higher than the worldwide mean range as reported by UNSCEAR 2000. The total absorbed gamma dose rate and the annual effective dose for these samples were found to vary from 81.19 nGy/h to 497.81 nGy/h and from $99.86{\mu}Sv/y$ to $612.31{\mu}Sv/y$, which are higher than the world average values of 59 nGy/h and $70{\mu}Sv/y$, respectively. The $H_{ex}$ values were also calculated to be 3.02, 0.47, 0.63, 0.87, 0.87, 0.51 and 0.91. It was found that the calculated value of $H_{ex}$ for Sample 1 is significantly higher than the international acceptable limit of <1. The results are tabulated, depicted, and discussed within national and international frameworks, levels, and approaches.
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.
본 연구는 남한강 수계 하천 퇴적물 중 $^{137}Cs$의 방사능 농도 분포 실태를 조사하고, 국외 연구사례와 비교하여 국내 하천퇴적물 중 $^{137}Cs$의 농도수준을 평가하였다. 감마선분광분석기를 이용하여 퇴적물 중 $^{137}Cs$의 방사능 농도를 분석한 결과, 농도범위는 <$MDA{\sim}3.80{\pm}0.14Bq/kg{\cdot}dry$로 국내 토양 중 $^{137}Cs$ 농도와 비슷한 수준을 보였다. 국외 연구사례를 조사한 결과, 원전사고나 방사성물질 유출 등에 의한 오염원이 존재할 경우 $^{137}Cs$의 농도범위는 $3.7{\sim}15,396Bq/kg{\cdot}dry$로 국가별, 오염원 발생시기, 조사시점 등에 따라 다양한 농도 분포를 보였다. 또한, 오염원이 없는 국외 하천 호소 퇴적물 중 $^{137}Cs$의 농도는 대부분 $10Bq/kg{\cdot}dry$ 미만으로 본 연구결과와 유사한 수준으로 나타났다. 본 연구결과는 우리나라 하천퇴적물 중 $^{137}Cs$의 배경농도를 제공하고, 하천의 $^{137}Cs$ 오염여부를 판단하는 기초자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.
본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.
핵분열 중성자에 의한 $^{47}Ti(n,p)^{47}Sc$ 및 $^{93}Nb(n,{\alpha})^{90m}Y$의 반응과 열외 중성자에 의한 ^{96}Zr(n,{\gamma})^{97}Zr$반응을 사용하여 합성혼합시료중에 함유된 티탄, 니오브 및 지르코늄을 동시 정량하였다. 그러기 위해서 시료용액을 중성자로 조사하기 전에 Dowex $50{\times}8$의 양이온 교환수지통에 가한 다음 0.5M ${\alpha}$-히드록시 이소부티르산(${\alpha}$-HIBA)을 용출제로 사용하여 티탄, 니오브 및 지르코늄을 함께 분리하였다. 중성자로 조사한 후에 생성된 핵종인 $^{97}Zr$, ^{47}Sc$ 및 ^{90m}Y$을 같은 수지통을 통하여 0.5M ${\alpha}$-HIBA, 0.5M ${\alpha}$-HIBA-1N HNO3 및 0.5M ${\alpha}$-HIBA-2N HNO_3$용액으로 용출함으로서 각각 차례대로 분리하였다. 감마선 분광법을 사용하여 용출된 핵종의 감마선 방사능을 측정하였다. 본 방법을 사용한 니오브, 티탄 및 지르코늄의 검출한계는 각각 0.2%, 0.01% 및 0.002%이었다.
프로페인($C_3H_8$)의 건식 개질($CO_2$ 개질)을 통한 합성 가스($H_2$와 CO 혼합물) 제조를 위해 $Ni-CeO_2/{\gamma}-Al_2O_3$ 촉매가 충진된 유전체 장벽 방전 플라즈마 반응기를 사용하였다. 열 또는 플라즈마에 의해 환원된 $Ni-CeO_2/{\gamma}-Al_2O_3$ 촉매를 사용하여 $C_3H_8/CO_2$ 비율 1/3, 총 유량 $300mL\;min^{-1}$에서 플라즈마-촉매 건식 개질을 수행하였다. 건식 개질에 대한 촉매 활성은 온도범위 $500{\sim}600^{\circ}C$에서 평가되었다. $Ni-CeO_2/{\gamma}-Al_2O_3$ 촉매 제조를 위해 전구물질 수용액(질산니켈, 질산세륨)으로 함침된 ${\gamma}-Al_2O_3$를 공기 분위기에서 소성시킨 후, $H_2/Ar$ 분위기에서 환원시켰다. 촉매 특성 조사에는 X-선 회절분석기(XRD), 투과전자현미경(TEM), 전계 방출 주사전자현미경(FE-SEM), 승온 탈착($H_2-TPD$, $CO_2-TPD$) 및 라만 분광기가 이용되었다. 열로 환원된 촉매와 비교하면 플라즈마 방전하에서 환원된 $Ni-CeO_2/{\gamma}-Al_2O_3$ 촉매가 개질 반응을 통한 합성 가스 생산에서 보다 우수한 촉매 활성을 나타내었다. 또한, 플라즈마로 환원된 $Ni-CeO_2/{\gamma}-Al_2O_3$가 개질 반응의 문제점인 탄소퇴적 관점에서 장기 촉매 안정성을 보여주었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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