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.
Currently, Japan is undertaking a nationwide project to measure and map radioactive contamination around Fukushima, as part of the efforts to restore normalcy following the nuclear accident. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) manages the Fukushima Environmental Safety Center, located approximately 20 km north of the Fukushima Daiichi nuclear power plant in Minamisōma City, Fukushima Prefecture. In collaboration with the JAEA, this study involved conducting comparison experiments and analyses with radiation detectors in high radiation environments, a challenging task in Korean environments. Environmental radiation surveys were conducted using three types of detectors: CZT, NaI(Tl), and LaBr3(Ce), across two contaminated areas. Dose rate values were converted using dose rate conversion factors for each detector type, and dose rate maps were subsequently created and compared. The detectors yielded similar results, demonstrating their feasibility and reliability in high radiation environments. The findings of this study are expected to be a crucial reference for enhancing the verification and supplementation of procedures and methods in future radiation measurements and mobile surveys in high-radiation environments, using these three types of radiation instruments.
The method of measuring and classifying the energy category of neutrons directly using raw data acquired through a CZT detector is not satisfactory, in terms of accuracy and efficiency, because of its poor energy resolution and low measurement efficiency. Moreover, this method of measuring and analyzing the characteristics of low-energy or low-activity gamma-ray sources might be not accurate and efficient in the case of neutrons because of various factors, such as the noise of the CZT detector itself and the influence of environmental radiation. We have therefore developed an efficient method of analyzing radiation characteristics using a neutron and gamma-ray analysis algorithm for the rapid and clear identification of the type, energy, and radioactivity of gamma-ray sources as well as the detection and classification of the energy category (fast or thermal neutrons) of neutron sources, employing raw data acquired through a CZT detector. The neutron analysis algorithm is based on the fact that in the energy-spectrum channel of 558.6 keV emitted in the nuclear reaction 113Cd + 1n → 114Cd + in the CZT detector, there is a notable difference in detection information between a CZT detector without a PE modulator and a CZT detector with a PE modulator, but there is no significant difference between the two detectors in other energy-spectrum channels. In addition, the gamma-ray analysis algorithm uses the difference in the detection information of the CZT detector between the unique characteristic energy-spectrum channel of a gamma-ray source and other channels. This efficient method of analyzing radiation characteristics is expected to be useful for the rapid radiation detection and accurate information collection on radiation sources, which are required to minimize radiation damage and manage accidents in national disaster situations, such as large-scale radioactivity leak accidents at nuclear power plants or nuclear material handling facilities.
Journal of Korean Society for Atmospheric Environment
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제10권E호
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pp.299-302
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1994
At a nuclear power plant, environmental radioactivity monitoring is routine work for the radiation safety management For the environmental monitoring of tritium($^3$H) activity in water sampled liquid scintillation counting( LSC) method is applied to measure low- energy beta activity from tritium in the samples. The $^3$H activity is measured using the BECKMAN 5801 system at the KRISS( Korea Research Institute of Standards and Science) for evaluating the lower limits of detection( LLD) of $^3$H measurement and the measuring capability of low-level $^3$H activity at four nuclear Power Plant sites. The LSC systems used for low-level $^3$H activity measurements at the nuclear Power Plants are confirmed to satisfy throughout an intercomparison study under the experimental arrangements by the KRISS.
In this study, for the measurement of 3H(tritium) radioactivity concentration, a study was conducted on whether the type of cocktail and the material of the vial had an effect on the measurement before liquid scintillation counter measurement on HTO-type samples that had undergone physical and chemical pretreatment. As a result of the study, the efficiency according to the type of cocktail was higher in Ultima Gold LLT than Ultima Flo-AP cocktail with polyethylene (1.49%), glass (5.10%), and teflon (6.58%), respectively. Regarding the effect according to the type of vial, the efficiency and SQP(E) of both Ultima Gold LLT and Ultima Flo-AP showed the highest values in the order of teflon, polyethylene, and glass.
As radon is a naturally occurring radioactive gas that can cause lung cancer and is classified as a Group 1 carcinogen, it is essential for the public to be aware of what radon is, and how to manage radon. Therefore, general information on radon, as well as its health risks, measurement methods, mitigation methods and suggestions for its management are addressed in this article. Over the last one to two decades, a number of wide-ranging studies on radon measurement and mitigation have been conducted in Korea, and the results of each study are comparable to the research achievements of other developed countries. For this reason, it is time to systematically establish a well-made Korean radon management organization.
Red cell glycolytic intermediates, metabolites and metabolic ratios were studied. Glycolytic intermediates were measured in neutralized perchloric acid extracts of red cell suspensions after 3 hr incubation at $37^{\circ}C$ in the presence and absence of saponin. Adenosine triphosphate(ATP), adenosine diphosphate(ADP), pyruvate and lactate were measured by enzymatic procedures involving stoichiometric oxidation or reduction of a pyridine nucleotide. Glucose was determined using glucose oxidase after zinc hydroxide extraction. The redox state was calculated from the lactate dehydrogenase equilibrium. Adenosine triphosphatase activity(ATPase) was measured by determining the amount of phosphate released from ATP by washed erythrocyte membranes(ghost) during 20 min. incubation. Both total hydrolysis and the amount of hydrolysis that occured in the presence of ouabain were measured. The second measurement yields Mg-ATPase and represents nonspecific ATPase activity of the membranes. The difference between total and Mg-ATPase activity can be attributed to Na-K-ATPase. For the measurement of sodium fluxes, human erythrocytes were preincubated in $^{22}Na$ for 3 hr at $37^{\circ}C$, washed and suspended in a tracer-free medium. The amount of $^{22}Na$ transported out of cells at any time was determined by analysis of supernatant samples taken at various time after addition of the labeled cells to isotope-free medium. The cells and medium were separated and the radioactivity appearing in the medium was measured. From the total radioactivity in the suspension and the radioactivity appearing in the medium at known time, the rate constant for sodium release was computed. The results are summarized as follows: 1) ATP and ATP/ADP were found to increase at every concentration of saponin tested whereas ADP declined at every cone. of saponin. The increase in pyruvate and lactate were observed at every cone, of saponin and thus $NAD^+/NADH$ computed from pyruvate/lactate also increased. Glucose utilization was stimulated by saponin. 2) $Na^+-K^+-ATPase$ activities showed a biphasic response to saponin, first increasing in lower concentration and then decreasing in higher concentration of saponin. 3) The efflux of sodium was significantly increased by saponin in the range of 5 to 10 mg%. The stimulatory effect of saponin on the rate constants for active(ouabain-sensitive) sodium efflux was inhibited by addition of ouabain.
본 논문에서는 대한민국의 제2의 도시인 부산지역의 일반토양을 대상으로 천연방사성핵종인 $^{238}U$, $^{232}Th$, $^{40}K$을 분석하고 이를 바탕으로 일반토양에 의한 거주민의 방사선피폭을 평가하였다. 측정방법으로는 부산지역의 토양 내 천연 방사성 핵종을 정밀 분석하기 위하여 16개의 행정구역을 중심으로 각 지역에서 세 개의 지점을 격자구조로 분리하였으며 이후 총 48개의 토양 시료를 2012년 7월부터 2013년 4월까지 채취하였다. 토양 중 $^{238}U$, $^{232}Th$는 ICP-MS를 사용하여 방사능 농도를 분석하고, $^{40}K$는 감마선 분석 검출기인 HpGe 검출기를 사용하여 방사능 농도를 분석하였다. 이 후 이를 바탕으로 동아시아 지역의 방사능 농도와 비교해 본 결과 $^{238}U$ 핵종은 우리나라가 평균보다 낮은 농도를 나타낸 반면 $^{232}Th$, $^{40}K$핵종은 높은 값을 나타냈다. 이는 한국의 지질대가 천연방사성핵종이 많이 포함되어 있는 화강암지대가 많기 때문이라 판단된다.
본 연구에서는 영남지역 해수욕장의 모래 시료 중에 함유되어 있는 방사능 농도를 측정하였다. 해수욕장에서 채취한 모래 표본은 영남지역의 유명해수욕장 8곳을 대상으로 선정하였다. 모래 표본을 반도체검출기인 고순도게르마늄검출기(HPGe)에 넣어 다채널분석기(MCA)를 이용한 정밀 감마 방사성핵종 분석을 실시했다. 방사선핵종의 농도를 측정하기 위해 측정 시간을 8,000 초로 설정하여 스펙트럼 파일을 얻어서 감마 방사성핵종의 농도를 분석하였다. 연구결과 8곳 해변 모두 TI-208의 방사능이 가장 높았다. 결론적으로 영남지역 해수욕장 모래표본에서 검출된 방사성핵종은 자연 방사성핵종이지만 인체 내부에 영향을 미칠 수 있다. 따라서 지속적으로 조사할 필요가 있다.
Gamma spectroscopy analysis is widely used for radioactivity analysis, and various factors are required for radioactivity calculations. Among the factors, K3 for each sample significantly influences the results. The previous methods of correcting the self-absorption effect include a computational simulation method and a method that requires making a CRM(certified reference material) identical to the sample medium. However, the above methods have limitations when used in small institutions because they require specialized program utilization skills or high manufacturing costs and large facilities. The aim of this study is to develop a method that can be easily and rapidly applied to radioactivity analysis. After filling the beaker with water, we placed the radiation source in a uniform position and used the measured value as the benchmark. Next, a correction factor was derived based on the difference in the radiation source count of the benchmark and the identically measured sample. For the radiation source, Eu-152, which emits a broad range of energy within the measurement range of gamma rays, and Cs-134 and Cs-137, which are indicator nuclides in environmental radiation analysis, were used. The sample was selected within the density range of 0.26-2.11 g/cm3, and the correction factor was derived by calculating the count difference of each sample compared to the reference value of water. This study presents a faster and more convenient method than the existing research methods for determining the self-absorption effect correction, which has become increasingly necessary.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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