The use of digital systems in radiation science has been increased last years in the different knowledge areas, as a detectors, spectrometry, spectroscopy, simulation, etc. This manuscript presents the design and implementation of a low-cost, fully portable multi-channel analyzer for nuclear spectrometry (in situ). The development is based on a 32-bit microcontroller with ARM Cortex-M7, this design is able to digitize and analyze pulses from a radiation detector without the need to transform the input signal with some filter, obtains the maximum height of each of the digitized pulses, segmenting the information into channels to form a histogram and visualizing the LCD screen incorporated in the system. A continuous digitization methodology was used, which is in charge of the DMA and an ADC with a resolution of 12 bits at a speed of 3.6 MSPS. The system has a compact design and can open and save spectra in an SD memory built into the system. The MCA in MCU was tested with a NaI(Tl) Scintillation radiation detector, which allowed us to determine that the spectra obtained are similar compared to commercial MCA's. The results obtained show that the MCA in MCU is efficient for nuclear spectrometry, in addition to being very economical and low power consumption.
감마선분광분석 및 열형광선량측정법에 의한 자연환경방사선의 선량해석에 관한 연구를 1984년 10월부터 약 1년간에 걸쳐 충남대학교 대덕캠퍼스내의 1만 $m^2$ 규모의 평면개활지에서 수행하였다. 이 연구에서 사용한 검출기는 3'${\phi}{\times}$3' NaI(T1) 섬광계수기(閃光計數器)와 plastic 에 밀봉하여 금속판에 압착 처리한 chip 과 Teflon-disk 로된 2종의 LiF TLD 였다. 실측실험으로는 3회에 걸친 24시간 cycle의 in-situ spectrometry 와 2회의 3개월 cycle 과 1회의 1개월 cycle에 걸친 TLD field dosimetry를 수행하였다. 측정한 모든 spectrum은 G(E)연산자법에 의하여 조사선량율(照射線量率)로 환산하였고 그 결과로부터 환경 방사선의 지설성분(地設成分)을 산출하였다. 결과(結果)에 의하면 spectrometry로 구한 조사선량율이 평균 $(10.54{\pm}2.96){\mu}R/hr$, TLD chip으로 측정해석한 값은 $(12.0{\pm}3.4){\mu}R/hr$, disk에서 얻은 값이 $(11.0{\pm}3.6){\mu}R/hr$로 오차범위 안에서 매우 좋은 일치를 보이고 있다. 그러나 감마선분광분석에 의한 자연방사선의 일변화(日變化)에는 가끔 심한동요가 관측되었다. 정확한 환경방사선량해석을 위하여 감마선분광분석과 TLD의 적절한 동시 배합사용이 바람직 하며, 보다 고감도의 TLD에 관한 연구와 국제비교등을 통한 선량평가의 정도향상(精度向上)을 위한 보다 깊이 있는 연구가 필요하다는 결론(結論)에 도달하였다.
Ji, Young-Yong;Chung, Kun Ho;Kim, Chang-Jong;Yoon, Jin;Lee, Wanno;Choi, Geun-Sik;Kang, Mun Ja
Journal of Radiation Protection and Research
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제41권2호
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pp.87-91
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2016
Background: A hand-held detector for an emergency response was developed for nuclide identification and to estimate the information of the ambient dose rate in the scene of an accident as well as the radioactivity of the contaminants. Materials and Methods: To achieve this, the most suitable sensor was first selected as a cadmium zinc telluride (CZT) semiconductor and the signal processing unit from a sensor and the signal discrimination and storage unit were successfully manufactured on a printed circuit board. Results and Discussion: The performance of the developed signal processing unit was then evaluated to have an energy resolution of about 14 keV at 662 keV. The system control unit was also designed to operate the CZT detector, monitor the detector, battery, and interface status, and check and transmit the measured results of the ambient dose rate and radioactivity. In addition, a collimator, which can control the inner radius, and the airborne dust sampler, which consists of an air filter and charcoal filter, were developed and mounted to the developed CZT detector for the quick and efficient response of a nuclear accident. Conclusion: The hand-held CZT detector was developed to make the in-situ gamma-ray spectrometry and its performance was checked to have a good energy resolution. In addition, the collimator and the airborne dust sampler were developed and mounted to the developed CZT detector for a quick and efficient response to a nuclear accident.
Concerning the apprehensions about naturally occurring radioactive materials (NORM) residues, the International Atomic Energy Agency (IAEA) and its member nations have acknowledged the imperative to ensure the radiation safety of NORM industries. Residues with elevated radioactivity concentrations are predominantly produced during NORM processing, in the form of scale and sludge, referred to as technically enhanced NORM (TENORM). Substantial quantities of TENORM residues have been released externally due to the dismantling of NORM processing factories. These residues become concentrated and fixed in scale inside scrap pipes. To assess the radioactivity of scales in pipes of various shapes, a Monte Carlo simulation was employed to determine dose rates corresponding to the action level in TENORM regulations for different pipe diameters and thicknesses. Onsite gamma spectrometry was conducted on a scrap iron pipe from the titanium dioxide manufacturing factory. The measured dose rate on the pipe enabled the estimation of NORM concentration in the pipe scale onsite. The derived action level in dose rate can be applied in the NORM regulation procedure for on-site judgments.
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.
대전지역은 우리나라에서 고함량 우라늄 지하수에 대한 우려가 높은 지역이다. 대전의 복운모 화강암 지역의 지하수에서 우라늄의 함량이 높지만 복운모 화강암에서 우라늄 함량은 화강암의 세계 평균치 보다 낮고 우라늄 광물의 산출이 아직 보고되지 않았다. 이 연구는 우라늄의 근원암과 지하수에 우라늄을 공급할 수 있는 우라늄 광물의 산출상태를 규명하는데 있다. 이를 위해 지표 방사능 탐사와 전자현미경을 이용한 광물학적 연구를 수행하였다. 우라늄 이상은 화강암맥과 열수변질된 화강암에서 측정되었다. 우라늄 이상을 보이는 화강암맥은 복운모 화강암과 운모-편암의 경계부에 발달한다. 복운모 화강암 내의 우라늄 이상대는 열극대를 따라 석영 세맥이 충진한 열수변질대에 발달한다. 우세한 열수변질작용은 칼륨 변질작용과 프로필리틱 변질작용이다. 우라니나이트는 화강암맥과 열수변질된 화강암에서 공통적으로 산출되는 우라늄 광물이며, 코피나이트와 우라노페인은 열수변질 화강암에서 산출된다. 모든 우라늄 광물은 백운모, 녹니석, 녹염석, 방해석 등과 같은 열수변질 광물과 밀접히 공생한다. 우라늄 광물이 산출되는 화강암맥과 열수변질된 화강암은 대전지역 지하수 내 우라늄의 주요 기원암으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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