• 제목/요약/키워드: Minimum Detector Activity(MDA)

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지표면 침적 방사성핵종에 대한 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 MDA 비교 평가 (MDA Assessment of NaI(Tl), LaBr3(Ce), and CeBr3 Detectors for Freshly Deposited Radionuclides on the Soil)

  • 이준호;김봉기;이동명;변종인
    • 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.

몬테카를로 시뮬레이션에서의 다양한 환경 샘플에 대한 Marinelli 비이커 측정 및 자기 흡수 보정과 적용 (Marinelli Beaker Measurement and Self Absorption Correction and Application for Various Environmental Samples in Monte Carlo Simulation)

  • 장은성;김양수;이선영
    • 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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    • 제40권4호
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    • pp.605-611
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    • 2017
  • 검출기의 구조를 PENELOPE의 코드를 사용하여 전산모사 하였다. 표준혼합시료(450, 1,000 ml)를 사용하여 다양한 밀도와 높이에 따른 저에너지(59.54 keV)부터 고 에너지(1,836.05)에 대한 측정효율과 PENELOPE 전산모사에서 구한 효율을 비교하였으며, 또한 자체흡수에 대한 효율을 보정하여 다양한 환경시료에 적용하여 검출하한치를 알아보고자 한다. 표준혼합선원의 전체에너지 피크효율 값을 적용하여 높이에 따른 효율변화를 측정치와 PENELOPE의 전산모사 값과 비교하였다. 여기서 구한 값들을 자체흡수 보정하여 구한 효율을 실제 환경시료에 적용하여 검출하한치 값들을 구하였다. 밀도보정인자는 밀도가 $0.4g/cm^3$에서 241Am(59.54 keV)의 밀도보정인자는 1.15, PENELOPE 전산모사에서는 1.153, 137CS(661.66 keV) 에서는 $1.06g/cm^3$, PENELOPE 전산모사에서는 1.064, 88Y(1,836.04 keV)에 대한 밀도보정인자는 1.03, PENELOPE 전산모사에서는 1.033으로 불확도는 1% 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 환경 시료의 밀도에 따른 방사능 농도는 시료량이 많을수록, 측정시간이 증가할수록 MDA(Minimum Detectable Activity) 값이 감소함을 확인할 수 있었다.

APPLICATION OF WHOLE BODY COUNTER TO NEUTRON DOSE ASSESSMENT IN CRITICALITY ACCIDENTS

  • Kurihara, O.;Tsujimura, N.;Takasaki, K.;Momose, T.;Maruo, Y.
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제26권3호
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    • pp.249-253
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    • 2001
  • Neutron dose assessment in criticality accidents using Whole Body Counter (WBC) was proved to be an effective method as rapid neutron dose estimation at the JCO criticality accident in Tokai-mura. The 1.36MeV gamma-ray of $^{24}Na$ in a body can be detected easily by a germanium detector. The Minimum Detectable Activity (MDA) of $^{24}Na$ is approximately 50Bq for 10miniute measurement by the germanium-type whole body counter at JNC Tokai Works. Neutron energy spectra at the typical shielding conditions in criticality accidents were calculated and the conversion factor, whole body activity-to-organ mass weighted neutron absorbed dose, corresponding to each condition were determined. The conversion factor for uncollied fission spectrum is 7.7 $[(Bq^{24}Na/g^{23}Na)/mGy]$.

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HPGe 검출기에서 환경방사능측정의 검출하한치에 관한 연구 (A Study on Minimum Detection Limit of Environmental Radioactivity in HPGe Detector)

  • 장은성
    • 한국방사선학회논문지
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    • 제5권1호
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    • pp.5-10
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    • 2011
  • 검출한계에 대한 기본개념을 기초로 백그라운드 측정시간과 시료측정시간을 고려하였고, 환경시료중에서 육상시료(하천토, 표층토양, 식수, 지하수, 지표수, 솔잎, 쑥) 분석에서 백그라운드 계측시간과 시료 측정시간의 변화에 따른 MDA 값들을 비교하였다. 물시료 분석결과를 살펴보면 대부분 시료에서 불검출로 나타났으며, 육상시료 분석결과 대부분의 시료에서 "과학기술부고시 제 2008-28호"의 검출하한치 미만으로 측정되었으나, 일부 시료에서는 인공방사성핵종인 $^{137}Cs$이 검출되었다. 이는 과거 50.60년대 행해졌던 대기권 핵실험에 의한 낙진 및 소련의 체르노빌 원전사고 등에 의한 영향으로 우리나라뿐만 아니라 전 세계적으로 검출되고 있는 수준이다. 또한 $^{137}Cs$의 동위원소이며, 상대적으로 반감기가 짧은 $^{134}Cs$가 모든 시료에 대해서 검출되지 않는 것으로 보아 원전운영에 의한 영향이 아님을 알 수 있다.

Development of hybrid shielding system for large-area Compton camera: A Monte Carlo study

  • Kim, Jae Hyeon;Lee, Junyoung;Kim, Young-su;Lee, Hyun Su;Kim, Chan Hyeong
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제52권10호
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    • pp.2361-2369
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    • 2020
  • Compton cameras using large scintillators have been developed for high imaging sensitivity. These scintillator-based Compton cameras, however, mainly due to relatively low energy resolution, suffer from undesired background-radiation signals, especially when radioactive materials' activity is very low or their location is far from the Compton camera. To alleviate this problem for a large-size Compton camera, in the present study, a hybrid-type shielding system was designed that combines an active shield with a veto detector and a passive shield that surrounds the active shield. Then, the performance of the hybrid shielding system was predicted, by Monte Carlo radiation transport simulation using Geant4, in terms of minimum detectable activity (MDA), signal-to-noise ratio (SNR), and image resolution. Our simulation results show that, for the most cases, the hybrid shielding system significantly improves the performance of the large-size Compton camera. For the cases investigated in the present study, the use of the shielding system decreased the MDA by about 1.4, 1.6, and 1.3 times, increased the SNR by 1.2-1.9, 1.1-1.7, and 1.3-2.1 times, and improved the image resolution (i.e., reduced the FWHM) by 7-8, 1-6, and 3-5% for 137Cs, 60Co, and 131I point source located at 1-5 m from the imaging system, respectively.