• 한국광물학회지
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• 제27권4호
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• pp.293-299
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• 2014

고준위폐기물의 심지층 처분을 위해 완충재인 벤토나이트가 반드시 필요하고, 지하 환경에서 이 물질의 장기적 특성 변화를 아는 것은 매우 중요하다. 본 실험에서 폐기물 금속용기의 구리코팅 성분이 부식되면서 구리이온 농도가 증가한다고 가정하였을 때, 완충재인 벤토나이트 점토(몬모릴로나이트)의 층간 양이온들의 이온교환 및 용출 특성 등을 실험을 통해 살펴보았다. 용존 구리와 벤토나이트와의 반응실험에서 팽창성 점토의 Na가 선택적으로 먼저 Cu에 의해 치환되었고 Ca는 상대적으로 시간을 두고 이온교환되었다. 그리고 구리로 치환된 몬모릴로나이트는 X-선회절 분석결과 원시료에 비해 층간간격이 다소 줄어든 특징적인 비대칭 회절형태로 관찰되었다. 이러한 실험결과는 지하처분조건에서 고유 벤토나이트 성질의 점진적인 변화를 간접적으로 지시하는 것으로, 향후 다양한 추가실험을 통해 처분장 완충재의 화학적 광물학적 특성 변화를 연구할 계획이다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2015년도 추계학술대회
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• pp.1103-1105
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• 2015

원전이나 방사선 관련시설에서의 사고발생 또는 노후원전 해체시 누출된 방사능은 조기에 탐지 및 제거해야 대형사고를 방지할 수 있다. 본 논문에서는 방사선원의 빠르고 효율적인 제염작업을 위해 방사선원에 대한 거리, 방향 및 선량정보를 제공할 수 있는 단센서 기반의 스테레오감마선 탐지장치를 구현하였고, 탐지장치의 고속탐지를 위한 알고리즘개발을 수행하였다. 선원에 대한 거리정보를 획득하기 위한 스테레오 구조를 위해 2대의 탐지장치가 필요하지만 장치의 운용을 위하여 단센서 기반의 경량화된 탐지장치를 고안하였고, 스테레오 영상 획득시 탐지시간을 최소화 하기 위하여 관심영역을 추출한 후 해당 영역에 대한 스캔을 통해 탐지 선원에 대한 거리산출 및 영상분포출력을 나타내도록 하였다. 스테레오 획득 시 탐지시간을 기준으로 적용된 알고리즘의 탐지시간은 최대 35%의 시간단축결과를 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권4호
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• pp.310-320
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• 1973

천연점토 광물의 이온 교환 흡착능은 비교적 낮지만, 여러가지 활성화법이 고찰되고 있음으로서 성능의 개선이 기대되고 있다. 그중에서도 교환흡착능이 크며, 많은 양이 산출되고 있는 국산 vermiculite의 Nacl 및 KCI 처리에 의한 Cs+ ion의 교환흡착 및 고착상태에 관하여 방사성 폐액 처리의 응용면에서 연구되었으며, 그 결과는 다음과 같다. (1) pH의 증가와 더불어 Cs+ ion의 제렴율도 증가하였다. (2) 약 $10^{-3}$M CsCl 용액중 에서 Cs+ ion의 제렴효율이 가장 높았다. (3) Na-vermiculite에 의한 Cs+ ion의 교환 흡착능이 K-vermiculite에 비해 양호하였다. (4) $H_2O$, CsCl, NaCl 및 KCl 용액에 의한 추출 실험에서 80% 정도의 Cesium이 vermiculite상에 고착되었다. 이상의 결과로 부티 국산 vermiculite도 Ca+ ion의 교환흡착에 대한 친화력이 크며, NaCl 처리에 의하여 그 성능을 크게 향상시킬 수 있고, 고 준위 방사성 폐액의 지하저장에서 오는 누출천상을 저지시키기 위한 외각 충진제로서도 그 효율성을 보여 주고 있다. 또한 X-ray 회절상에서 보여 준 바와 같이 인위적으로 NaCl 처리에 의하여 biotite를 vermiculite로 전환시킬 수 있다는 것을 암시하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1587-1592
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• 2023

Time-encoded imagers (TEI) are important class of instruments to search for potential radioactive sources to prevent illicit transportation and trafficking of nuclear materials and other radioactive sources. The energy of the radiation cannot be known in advance due to the type and shielding of source is unknown in practice. However, the response function of the time-encoded imagers is related to the energy of neutrons or gamma-rays. An improved image reconstruction method based on MLEM was proposed to correct for the energy induced response difference. In this method, the count vector versus time was first smoothed. Then, the preset response function was adaptively corrected according to the measured counts. Finally, the smoothed count vector and corrected response were used in MLEM to reconstruct the source distribution. A one-dimensional dual-particle time-encode imager was developed and used to verify the improved method through imaging an Am-Be neutron source. The improvement of this method was demonstrated by the image reconstruction results. For gamma-ray and neutron images, the angular resolution improved by 17.2% and 7.0%; the contrast-to-noise ratio improved by 58.7% and 14.9%; the signal-to-noise ratio improved by 36.3% and 11.7%, respectively.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제42권1호
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• pp.33-41
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• 2017

Background: Phosphate rock and its by-product are widely used in various industries to produce phosphoric acid, gypsum, gypsum board, and fertilizer. Owing to its high level of natural radioactive nuclides (e.g., $^{238}U$ and $^{226}Ra$), the radiological safety of workers who work with phosphate rock should be systematically managed. In this study, $^{238}U$, $^{232}Th$, $^{226}Ra$, and $^{40}K$ levels were measured to analyze the transport characteristics of these radionuclides in the production cycle of phosphate rock. Materials and Methods: Energy dispersive X-ray fluorescence and gamma spectrometry were used to determine the activity of $^{238}U$, $^{232}Th$, $^{226}Ra$, and $^{40}K$. To evaluate the extent of secular disequilibrium, the analytical results were compared using statistical methods. Finally, the distribution of radioactivity across different stages of the phosphate rock production cycle was evaluated. Results and Discussion: The concentration ratios of $^{226}Ra$ and $^{238}U$ in phosphate rock were close to 1.0, while those found in gypsum and fertilizer were extremely different, reflecting disequilibrium after the chemical reaction process. The nuclide with the highest activity level in the production cycle of phosphate rock was $^{40}K$, and the median $^{40}K$ activity was $8.972Bq{\cdot}g^{-1}$ and $1.496Bq{\cdot}g^{-1}$, respectively. For the $^{238}U$ series, the activity of $^{238}U$ and $^{226}Ra$ was greatest in phosphate rock, and the distribution of activity values clearly showed the transport characteristics of the radionuclides, both for the byproducts of the decay sequences and for their final products. Conclusion: Although the activity of $^{40}K$ in k-related fertilizer was relatively high, it made a relatively low contribution to the total radiological effect. However, the activity levels of $^{226}Ra$ and $^{238}U$ in phosphate rock were found to be relatively high, near the upper end of the acceptable limits. Therefore, it is necessary to systematically manage the radiological safety of workers engaged in phosphate rock processing.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.97-105
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• 2014

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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3913-3923
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• 2023

Todays, medium energy resolution detectors are preferably used in radioisotope identification devices(RID) in nuclear and radioactive material categorization. However, there is still a need to develop or enhance « automated identifiers » for the useful RID algorithms. To decide whether any material is SNM or NORM, a key parameter is the better energy resolution of the detector. Although masking, shielding and gain shift/stabilization and other affecting parameters on site are also important for successful operations, the suitability of the RID algorithm is also a critical point to enhance the identification reliability while extracting the features from the spectral analysis. In this study, a RID algorithm based on Bayesian statistical method has been modified for medium energy resolution detectors and applied to the uranium gamma-ray spectra taken by a LaBr3:Ce detector. The present Bayesian RID algorithm covers up to 2000 keV energy range. It uses the peak centroids, the peak areas from the measured gamma-ray spectra. The extraction features are derived from the peak-based Bayesian classifiers to estimate a posterior probability for each isotope in the ANSI library. The program operations were tested under a MATLAB platform. The present peak based Bayesian RID algorithm was validated by using single isotopes(²⁴¹Am, ⁵⁷Co, ¹³⁷Cs, ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co), and then applied to five standard nuclear materials(0.32-4.51% at.²³⁵U), as well as natural U- and Th-ores. The ID performance of the RID algorithm was quantified in terms of F-score for each isotope. The posterior probability is calculated to be 54.5-74.4% for ²³⁸U and 4.7-10.5% for ²³⁵U in EC-NRM171 uranium materials. For the case of the more complex gamma-ray spectra from CRMs, the total scoring (ST) method was preferred for its ID performance evaluation. It was shown that the present peak based Bayesian RID algorithm can be applied to identify ²³⁵U and ²³⁸U isotopes in LEU or natural U-Th samples if a medium energy resolution detector is was in the measurements.

• 전기학회논문지
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• 제63권2호
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• pp.284-290
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• 2014

A fiber-optic beta/gamma dual detector system with two types of sensing probes was fabricated to detect the beta- and gamma-rays simultaneously. As scintillators of the sensing probe type 1, two different inorganic scintillators, $CaF_2(Eu)$ and LYSO(Ce) crystals, were used to obtain the each scintillating efficiency with respect to beta-and gamma-rays and the inherent energy spectra of radioactive isotopes. In the case of the sensing probe type 2, which is composed of two identical inorganic scintillators and a beta shielding material based on the lead, it could discriminate beta- and gamma-rays using a subtraction method. In conclusion, we demonstrated that the proposed fiber-optic beta/gamma dual detector could measure and discriminate beta- and gamma-rays using both energy spectroscopy and subtraction method.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권1호
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• pp.17-23
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• 2004

HPGe 검출기를 이용한 방사능 분석 시 효율교정을 위하여 통상적으로 사용하는 상용의 감마선 표준선원을 구입하는데 따르는 금전적인 문제와 장기간의 소요시간 등의 문제를 해결하기 위하여 본 연구에서는 표준선원을 직접 제작하였다. 측정하고자 하는 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종이 포함된 시약을 원자로에서 조사시켜 방사화된 시약을 수용액 상태로 만들어 표준선원을 제조하였다. 제조한 방사선원을 상용의 표준선원과 비교하였으며 효율교정용 선원으로 사용할 수 있다는 것을 확인하였다. 또한 일상적인 방사능 분석과정에서 발생할 수 있는 표준선원과 측정 시료의 부피 차이에 따른 측정 효율의 변화정도를 조사하기 위하여 방사능 분석에서 사용되고 있는 다양한 측정용기에 대하여 표준선원의 부피 변화에 따른 효율의 변화 정도를 조사하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.949-959
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• 2021

The current study aims to explore the shielding properties of multi-component borate-based glass series. Seven glass-samples with composition of (80-y)H₃BO₃-10ZnO-10Na₂O-yBaO where (y = 0, 5, 10, 15, 20, 25 and 30 mol.%) were synthesized by melt-quench method. Various shielding features for photons, neutrons, and protons were determined for all prepared samples. XCOM, Phy-X program, and SRIM code were performed to determine and explain several shielding properties such as equivalent atomic number, exposure build-up factor, specific gamma-ray constants, effective removal cross-section (Σ_R), neutron scattering and absorption, Mass Stopping Power (MSP) and projected range. The energy ranges for photons and protons were 0.015-15 MeV and 0.01-10 MeV, respectively. The mass attenuation coefficient (μ/ρ) was also determined experimentally by utilizing two radioactive sources (¹⁶⁶Ho and ¹³⁷Cs). Consistent results were obtained between experimental and XCOM values in determining μ/ρ of the new glasses. The addition of BaO to the glass matrix led to enhance the μ/ρ and specific gamma-ray constants of glasses. Whereas the remarkable reductions in Σ_R, MSP, and projected range values were reported with increasing BaO concentrations. The acquired results nominate the use of these glasses in different radiation shielding purposes.