검출기의 실제 모양과 제조사에서 제공한 데이터를 기준으로 Penelope simulation을 통해 검출기 모양을 구현하며 측정치에서 얻은 효율을 기준으로 하여 적합한 사층 두께에 적용하였다. 검출기의 simulation 된 전체에너지피크 효율 채널수와 crystal의 Outside contact layer가 전체에너지피크 효율에 미치는 영향을 결정 하기위한 효율 계산은 Penelope Code를 사용하여 0.3, 0.5, 0.7, 1.0, 1.2 ,1.4 mm의 다양한 사층 두께에 대해 수행하였다. 외부 접촉 사층 두께가 5배 증가하였을 때, 59.50 keV의 경우 전체에너지피크 효율이 약 36% 감소하였으며, 1836.01 keV 경우 10% 감소하였다. 또한 10배 증가할수록 59.54 keV의 경우 FEP 효율이 약 20% 감소하였으며, 1836.01 keV 경우 7% 감소하였음을 확인하였다. Penelope simulation된 전체에너지피크 효율 채널은 사층 증가에 따라 기하급수적으로 감소한다. 또한, 총 효과 곡선은 0.3 - 1.4 mm 사층 두께 영역에서 3.5% 미만의 상대적 차이로 잘 일치함을 확인하였다. 그러나 비균질 사층이 몬테카를로 모델에서 여전히 매개변수라는 것을 알 수 있었다.
HPGe 감마선 검출기를 이용하여 $^{226}Ra$의 방사능을 직접 측정방법의 경우, $^{226}Ra$의 186.21 keV 감마선이 $^{235}U$에서 방출되는 185.7 keV 감마선에 의한 간섭을 받기 때문에 피크면적의 계산에서 반드시 보정이 필요하다. 비록 분해능이 아주 우수한 HPGe 검출기를 사용한다 하더라도 그리고 분광시스템의 채널수를 최대로 늘린다고 할지라도 약 0.5 keV 차이의 두 감마선 피크를 분리해 내기란 현실적으로 어려운 일이다. 본 연구에서는 감마분광분석을 이용한 $^{226}Ra$의 직접 측정방법에 대한 적용성을 평가하기 위하여, 여러 가지 간섭피크 보정들을 이용한 직접 측정방법을 조사하였다. 이를 원료물질 및 공정부산물 시료들에 적용함으로써 직접 측정방법들에서 그 측정 불확도, 직선성 및 적용범위 등을 평가하였다. 최종적으로 방사평형 관계를 이용하여 $^{226}Ra$의 방사능을 측정하는 간접 측정방법으로부터 얻은 $^{214}Pb$ 및 $^{214}Bi$의 결과를 직접 측정방법의 결과와 비교함으로써 최적의 측정방법을 유도하였다.
검출기의 자세한 구조를 알고자 CT 스캐닝을 하였으며 크리스털 형상과 사층에 관한 세부적인 구조를 전산모사 계산법을 이용해 재현하였다. 낮은 에너지의 감마선에 대한 피크 효율이 거리가 작아질수록 감소, 보다 높은 에너지(400 keV) 아상에서의 전체 효율성은 검출기 코어를 조정함으로써 불확도를 줄일 수 있었다. PENELOPE 계산법을 이용해 얻은 공간적 의존성 사이에 적절한 일치점이 달성되었음을 확인 하였다. 이는 크리스털 코어, 모서리와 크리스털 코어의 라운딩을 설명해 주는 매개변수들을 조정함으로써 달성되었다.
A new approach on the correction for Compton escape component in X-ray unfolding algorithm was investigated to obtain more accurate X-ray source spectrum. The X-ray detector used in this study was a planar type HPGe detector(EG&G ORTEC, GLP-32340/13-P-LP) whose energy response has been blown and ISO narrow beam series were employed as source spectrum. At lower energy Part of measured X-ray spectrum including the correction for Compton escape component more accurate unfolded spectrum was obtained by letting down the starting energy level of the collection in existing spectrum correction procedure to consider multiple scattering effects. It is, from this study, concluded that accurate correction for Compton escape component is needed in X-ray unfolding procedure since Compton scattering becomes more important as incident X-ray energies increase.
In this research, a prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) system is designed and constructed based on the use of a low power research reactor. For this purpose, despite the fact that this reactor did not include beam tubes, a thermal neutron beam line is installed inside the reactor tank. The extraction of the beam line from inside the tank made it possible to provide the neutron flux from the order of 106 n.cm-2.s-1. Also, because the beam line is installed in a tangential position to the reactor core, its gamma level has been minimized. Also, a suitable radiation shield is considered for the detector to minimize the background radiation and prevent radiation damage to the detector. Calculations and measurements are done in order to characterize this system, as well as spectrometry of several samples. The results of evaluations and experiments show that this system is suitable for performing PGNAA.
양성자가속기연구센터(KOMAC)의 100-MeV 양성자 선형가속기에서 생성된 고에너지 양성자를 사용하여 천연 텅스텐과 핵반응을 일으켰다. 핵반응을 통해 생성된 다양한 핵종으로 부터의 감마선은 HPGe 검출기 감마선 분광시스템을 사용하여 측정하였다. 감마선 표준선원은 에너지 교정 및 검출기의 효율 측정에 사용되었다. 측정된 스펙트럼에서 관찰된 감마선을 분석한 결과 방사성 핵종은 $^{167}Re$, $^{178}Re$, $^{179}Re$, $^{180}Re$, $^{181}Re$, $^{182}Re$, $^{184}Re$, $^{172}Ta$, $^{174}Ta$, $^{178}Ta$, $^{182}Ta$, $^{184}Ta$, $^{175}W$, $^{176}W$, $^{177}W$ 및 $^{179}W$ 으로 총 16 종류의 핵종이 생성되었다. 이 연구의 결과는 미래의 핵융합, 천체 물리학 및 핵의학 응용 분야에 적용될 것으로 생각된다.
Three different ice core samples from Antarctica were analyzed to identify activity concentrations of radioactive isotopes. Tracking migration of radioactive isotopes to Antarctica can provide a key clue to understand global environmental changes caused by radiation exposures because the Antarctic ice cores can preserve unique characteristics of various environmental conditions. We are particularly interested in the $^{137}Cs$ nucleus, because it is closely related to radiation exposure from nuclear power plant accidents and nuclear bomb tests. With its half life of $30.17{\pm}0.03$ years, $^{137}Cs$ can also be used to assess the age of sedimentation occurring after around the year 1945. We selected three ice core samples, called Tarn8, Styx27, and H25, from different time periods; the Tarn8 sample is known to be from earlier than ~ 1000 AD, the Styx27 sample is approximately from the year 1945, and the H25 sample is from the year 2012. Radioactive isotope measurements of the ice core samples were performed using a 100% HPGe detector at Cheongpyeong Underground Radiation Laboratory (CURL). We measured the activity of $^{137}Cs$ in the H25 sample to be $0.98{\pm}0.82mBq/kg$. Although the activity has a large uncertainty mainly due to the limited sample quantity, the $^{137}Cs$ isotopes in the Antarctic ice core were measured for the first time in Korea.
Most of research on environmental radioactivity is conducted in areas near nuclear power plants, so basic data about the distribution of environmental radioactivity in soil in other areas are insufficient. Therefore, in this study, divide into four categories by the land development characteristics of Incheon and the purpose of development, and confirm the stability of the Incheon through soil sample collection and gamma-ray analysis based on 40K, 137Cs and 226Ra (214Pb, 214Bi). The spectrum obtained by measuring for 80,000 seconds by using the HPGe detector was analyzed by Genie 2000 program. Soil radioactivity concentrations in urban parks of Incheon area are generally within a safe range compared to the results of the Nuclear safety and security commission. However, as 137Cs was detected in one park, which will require continuous monitoring.
In this work, self-absorption correction factor related to the variation of the composition and the density of soil samples were evaluated using the p-type HPGe detector. The validated MCNP5 simulation model of this detector was used to evaluate its Full Energy Peak Efficiency (FEPE) under the variation of the composition and the density of the analysed samples. The results indicates that FEPE calculation of low gamma ray is affected by the composition and the density of soil samples. The self-absorption correction factors for different gamma-ray energies which was fitted as a function of FEPEs via density and energy and fitting parameters as polynomial function for the logarithm neper of gamma ray energy help to calculate quickly the detection efficiency of detector. Factor Analysis for the influence of the element composition in analysed samples on the FEPE indicates the FEPE distribution changes from non-metal to metal groups when the gamma ray energy increases from 92 keV to 238 keV. At energies above 238 keV, the FEPE primarily depends only on the metal elements and is significantly affected by aluminium and silicon composition in soil samples.
방사능 준위가 낮은 시료의 경우에는 방사능 측정 시 많은 양의 시료가 요구되며, 시료량의 증가로 인하여 방출된 감마선이 시료 자체에서 산란되거나 흡수될 확률이 증가하게 되므로 검출기에 도달할 확률은 감소하게 된다. 이러한 자체흡수효과를 보정하기 위해서는 측정시료의 기하학적 조건 및 밀도에 따른 효율을 보정하여야 한다. 대부분의 측정에서 기하학적인 조건은 표준선원과 동일한 측정용기를 사용함으로서 해결될 수 있다. 그러나 다양한 종류의 폐기물을 측정대상으로 할 경우에는 측정시료와 동일한 기하학적 조건 및 밀도를 가지는 표준선원을 이용하여 효율을 결정한다는 것은 사실상 불가능하다. 다양한 측정 용기에 대하여 측정 시료의 밀도 차이에 따른 자체흡수효과를 비교하기 위하여 수용액 상태의 표준선원에 용해도가 높고 밀도가 큰 NaI를 첨가하면서 밀도차이에 따른 검출기의 효율 변화를 조사하였다. 모든 결과는 Monte Carlo 방법에 의한 계산결과와 비교하였으며, 500 keV 이하의 낮은 에너지 영역에서는 자체흡수효과에 대한 보정이 이루어지지 않을 경우 많은 오차가 발생한다는 것으로 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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