• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권3호
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• pp.85-96
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• 2018

Background: A variety of inorganic scintillators have been developed and improved for use in radiation detection and measurement, and in situ gamma-ray spectrometry in the environment remains an important area in nuclear safety. In order to verify the feasibility of promising scintillators in an actual environment, a performance test is necessary to identify gamma-ray peaks and calculate the radioactivity from their net count rates in peaks. Materials and Methods: Among commercially available scintillators, $LaBr_3(Ce)$ scintillators have so far shown the highest energy resolution when detecting and identifying gamma-rays. However, the intrinsic background of this scintillator type affects efficient application to the environment with a relatively low count rate. An algorithm to subtract the intrinsic background was consequently developed, and the in situ calibration factor at 1 m above ground level was calculated from Monte Carlo simulation in order to determine the radioactivity from the measured net count rate. Results and Discussion: The radioactivity of six natural radionuclides in the environment was evaluated from in situ gamma-ray spectrometry using an $LaBr_3(Ce)$ detector. The results were then compared with those of a portable high purity Ge (HPGe) detector with in situ object counting system (ISOCS) software at the same sites. In addition, the radioactive cesium in the ground of Jeju Island, South Korea, was determined with the same assumption of the source distribution between measurements using two detectors. Conclusion: Good agreement between both detectors was achieved in the in situ gamma-ray spectrometry of natural as well as artificial radionuclides in the ground. This means that an $LaBr_3(Ce)$ detector can produce reliable and stable results of radioactivity in the ground from the measured energy spectrum of incident gamma-rays at 1 m above the ground.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.190-200
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• 2023

As the field of application of in-situ gamma spectroscopy is diversified, proficiency is required for consistent and accurate analysis. In this study, a program was developed to virtually create gamma energy spectra of artificial nuclides, which are difficult to obtain through actual measurements, for training. The virtual spectrum was created by synthesizing the spectra of the background radiation obtained through actual measurement and the theoretical spectra of the artificial radionuclides obtained by a Monte Carlo simulation. Since the theoretical spectrum can only be obtained for a given geometrical structure, representative major geometries for in-situ measurement (ground surface, concrete wall, radioactive waste drum) and the detectors (HPGe, NaI(Tl), LaBr₃(Ce)) were predetermined. Generated virtual spectra were verified in terms of validity and harmonization by gamma spectrometry and energy calibration. As a result, it was confirmed that the energy calibration results including the peaks of the measured spectrum and the peaks of the theoretical spectrum showed differences of less than 1 keV from the actual energies, and that the calculated radioactivity showed a difference within 20% from the actual inputted radioactivity. The verified data were assembled into a database and a program that can generate a virtual spectrum of desired condition was developed.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.333-334
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• 2019

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.401-402
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• 2018

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권2호
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• pp.87-100
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• 1990

자연환경 방사선의 주 요소의 하나인 지각 방사선에 의한 피폭선량을 정량적으로 측정 해석하기 위하여 24개월간에 걸친 TLD에 의한 연속 적산선량 측정과 주기적인 감마선 분광분석을 수행하였다. TLD로는 LiF PTFE disk형을 사용하였으며 감마선 분광분석에서는 $3&{\phi}{\times}3'$원주형 Nal(Tl) 섬광검출기와 휴대형 다중파고 분석기 (4096 ch)를 사용하였다. 측정한 선량은 모두 실효 선량당량으로 평가하였으며 부수적으로 우주선 전리 성분에 의한 선량당량도 평가할 수 있었다. 분산 가중 평균값을 취한 결과에 의하면 대전 지역의 측정점에서 지각 방사선과 우주선 전리 성부의 체외 피폭에 의한 년간 실효 선량당량은 각각 $564{\pm}4\;{\mu}Sv(64.8{\pm}0.5nSv{\cdot}h^{-1}$ 및 $300{\pm}2\;{\mu}Sv(34.3{\pm}0.2nSv{\cdot}h^{-1}$로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권2호
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• pp.121-132
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• 1994

본 연구는 대구지역의 지각 ${\gamma}$-선에 의한 조사선량율을 측정하고 그에 따른 성분별 공간선량율 및 지역적 분포 등의 환경방사선 특성을 조사하였다. ${\gamma}$-선 스펙트럼의 측정에는 $4^{'}{\phi}{\times}4^{'}$ NaI(T1) 계측기와 휴대용 다중파고분석장치를 이용하여 이 지역내의 28개 지점에서 in-situ spectrometry를 수행하였으며, 측정된 스펙트럼으로부터 조사선량율을 환산하여 지각 ${\gamma}$-선의 총선량율과 일반적으로 자연방사능의 주종이 되는 $^{40}K,\;^{238}U$ 계열 및 $^{232}Th$계열의 성분별 조사 선량율을 구하였다. 조사결과 대구지역의 지각 ${\gamma}$-선에 의한 평균조사선량율은 $9.4{\mu}R/h$였으며 지점별 분포는 $7.6{\sim}11.0{\mu}R/h$ 범위로 다소 차이를 보였다. 측정시에 수반되는 기후나 우주선 등에 따른 일 변화폭을 고려한다면 지점간의 차이는 주로 표토층의 자연방사성핵종인 $^{40}K,\;^{238}U$계열 및 $^{232}Th$ 계열의 핵종에 기인함을 알 수 있었으며, 성분별 선량율은 $^{40}K\;2.9{\sim}4.6{\mu}R/h,\;^{238}U$ 계열 $1.2{\sim}3,\;1{\mu}R/h,\;^{232}Th$ 계열 $2.5{\sim}5.0{\mu}R/h$의 분포를 나타냈다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.96-108
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• 1985

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.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.321-328
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• 2019

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.

• 지질공학
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• 제23권4호
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• pp.399-407
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• 2013

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.