• 지구물리와물리탐사
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• 제24권1호
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• pp.20-27
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• 2021

암석의 열생산율은 구성 광물 내 방사성 동위원소의 방사성 붕괴와 감마선 방출에 의한 열에너지에 기인하며, 그 크기는 주요 방사성 동위원소인 U, Th, K의 함량에 지배적이다. 그러므로 암반의 열생산율은 암석의 밀도와 주요 동위원소의 함량에 기반해 평가할 수 있다. 심부 암반의 열생산율 평가에 필요한 방사성 동위원소의 농도는 시추공에서 회수된 암추 또는 암편에 대한 질량분석을 통해 파악할 수 있는데, 대심도 시추공의 경우 요구되는 분석량과 그에 따른 시간 및 비용의 문제로 적용이 제한적일 수 밖에 없다. 시추공을 대상으로 하는 물리검층 중 암반의 감마선 스펙트럼으로부터 U, Th, K의 함량을 유추할 수 있는 기술이 있지만, 열생산율 평가를 위해 별개의 밀도검층 자료를 필요로 하며, 상용화된 장비의 적용 심도 또한 아직은 제한적이다. 이에 대한 대안으로 시추공 암반이 방출하는 감마선의 강도를 측정하는 자연 감마선 검층 결과로부터 열생산율을 유추하는 방법이 제안된 바 있으며, 국내외에서 비교적 쉽게 암반의 열생산율을 평가할 수 있는 방법으로 사용되고 있다. 본 기술보고에서는 국내 상용화된 대심도 시추공 물리검층 장비 및 기술을 활용해 감마선 검층 기반의 열생산율 평가 기법을 개발하고, 국내 약 2 km 깊이의 대심도 시추공에 대한 적용 및 검증 사례를 소개하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.189-203
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• 2008

원전 부지에 저장중인 방사성폐기물을 처분장에 인도하기 전에 폐기물의 물리 화학적 특성이 인수기준에 적합한지를 검사해야 한다. 검사하는 방법 중 비파괴 검사방법에 대해 조사하였는데, 조사결과 X-ray를 이용한 비파괴 방법을 적용하면 인수검사 항목 중 '드럼내 내용물 검사', '유리수 및 채움율 정량검사'를 할 수 있는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 먼저 X-ray 장비의 원리와 시스템 선정 시 고려해야 할 사항들에 대해 간략하게 살펴 본 후 X-ray 장비를 이용하여 검사해야 할 드럼들의 특성을 분석하였다. 분석한 특성들은 드럼의 종류, 드럼의 규격, 드럼내 내용물의 종류 등이었고 이들 특성자료를 이용하여 검사에 필요한 X-ray 소요에너지를 계산하였다. 계산 결과 드럼 크기가 320 l 이하인 드럼을 검사하기 위한 소요에너지는 3 MeV 이하로 나타났으며 경제성 및 실현가능성 측면에서 450 keV 장비와 3 MeV 장비를 조합하거나 단독으로 사용하는 것이 바람직하고 이 때 450 keV 장비를 이용하여 검사가 가능한 저밀도 드럼 수는 2006년 12월 저장기준으로 42,327 드럼, 3 MeV 장비를 이용하여 검사가 가능한 드럼 수는 18,105 드럼으로 나타났다. 검사를 수행하는 주체, 장비 구매 방안 등에 따라 4가지 검사 시나리오를 수립하고 이에 대해 경제성 및 적용 가능성을 분석한 결과 최적의 검사시나리오는 인수기준, 처리 및 처분장 인도에 대한 폐기물 발생자의 정책 등에 영향을 받는 것으로 나타났다. 예를 들어, '유리수', '채움율'에 대한 정량분석과 ‘내용물 확인’을 모두 해야 할 경우에는 밀도가 상대적으로 낮은 폐기물이 담겨있는 ‘저밀도 드럼’의 검사를 위해 450 keV 이동형 장비 2대를 구입하여 자체 검사하고 ‘고밀도 드럼’은 외주로 검사하는 것이 바람직할 수 있다. 반면‘내용물 확인’만을 비파괴 검사항목으로 할 경우에는 450 keV 급 이동형 장비 1대면 연간 13,000 드럼을 검사할 수 있는 것으로 나타났다.

• IEIE Transactions on Smart Processing and Computing
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• 제6권1호
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• pp.66-70
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• 2017

Radioactive materials are used in medicine, non-destructive testing, and nuclear plants. Source localization is especially important during nuclear decommissioning and decontamination because the actual location of the radioactive source within nuclear waste is often unknown. The coded-aperture imaging technique started with space exploration and moved into X-ray and gamma ray imaging, which have imaging process characteristics similar to each other. In this study, we simulated $21{\times}21$ and $37{\times}37$ coded aperture collimators based on a modified uniformly redundant array (MURA) pattern to make a gamma imaging system that can localize a gamma-ray source. We designed a $21{\times}21$ coded aperture collimator that matches our gamma imaging detector and did feasibility experiments with the coded aperture imaging system. We evaluated the performance of each collimator, from 2 mm to 10 mm thicknesses (at 2 mm intervals) using root mean square error (RMSE) and sensitivity in a simulation. In experimental results, the full width half maximum (FWHM) of the point source was $5.09^{\circ}$ at the center and $4.82^{\circ}$ at the location of the source was $9^{\circ}$. We will continue to improve the decoding algorithm and optimize the collimator for high-energy gamma rays emitted from a nuclear power plant.

• 전기전자학회논문지
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• 제19권3호
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• pp.282-287
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• 2015

본 연구에서는 연구에서는 Ce:GAGG 섬광체, 광섬유 그리고 광전자증배관을 이용하여 광섬유 검출기를 제작하였다. 섬광체의 단결정 크기는 MCNPX 코드를 이용하여 섬광체 깊이에 따른 감마선 계수효율을 전산모사하여 $3{\times}3{\times}20mm^3$로 설정하였다. 제작된 검출기는 표준 감마선원인 $^{137}Cs$과 $^{133}Ba$을 이용하여 세기의 따른 선형성 평가와 거리 변화에 따른 계수량 변화 측정을 하였다. 그 결과 추세선식 R-square 값이 0.99741로 매우 좋은 응답선형성을 보였고, 거리에 따른 검출 특성 또한 MCNPX값과 비교하였을 때 2% 이하로 좋은 검출특성을 보였다. 또한 단일선원과 혼합선원에서의 감마선 에너지 분광 결과 $^{137}Cs$은 662keV에서 그리고 $^{133}Ba$은 356keV에서 감마선 에너지 피크를 확인하였다. 광섬유 검출기를 사용한다면 작업자의 작업시간과 피폭을 줄여줄 것으로 보인다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.448-448
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• 2001

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.509-513
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• 2003

중수로 원전에서 환경으로 방출되는 방사성탄소는 비록 소량이지만 반감기(5730년)가 길고 에너지(0.156MeV)가 높은 방사선을 내기 때문에 각별한 관리가 요구되는 핵종으로 다른 방사성 화합물보다 각별한 관리와 감시가 요구된다. C-14은 원자로 구조의 특성상 경수로에 비해 6배정도 많이 발생하며 방출되는 C-14의 약 90%는 감속재 계통이 차지하고 있고 주로 감속재 상층기체의 퍼지 및 배기 방출을 통해 환경으로 빠져나가게 된다. 본 연구는 발전소 계통 운전 및 중수 누설 등으로 인해 방출되는 C-14을 흡착, 제거할 수 있는 장치 개발에 초점을 맞추었으며 시험 운전결과, C-14 제거 성능이 매우 우수한 것으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2261-2267
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• 2021

This paper evaluates the efficacy of magnesium potassium phosphate cements (MKPCs) as waste forms for the solidification of radioactive concrete powder wastes produced by the decommissioning of nuclear power plants. MKPC specimens that contained up to 50 wt% of simulated concrete powder wastes (SCPWs) were evaluated. We measured the porosity and compressive strength of the MKPC specimens, observing them using scanning electron microscopy and X-ray diffraction. The addition of SCPWs reduced the porosity and increased the compressive strength of the MKPC specimens. Struvite-K crystals were well-synthesized, and no additional crystal phase was formed. After thermal cycling and after immersion, MKPC specimens with 50 wt% SCPWs satisfied the waste-acceptance criteria (WAC) for compressive strength. Semi-dynamic leaching tests were performed using the ANS 16.1 method; the leachability indices of Cs, Co, and Sr were 11.45, 17.63, and 15.66, respectively, which also satisfy the WAC. Thus, MKPCs can provide stable matrices to immobilize radioactive concrete wastes generated by the decommissioning of nuclear power plants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권9호
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• pp.3398-3402
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• 2022

We fabricated a 15 m long position-sensitive plastic scintillation optical fiber (PSOF) detector consisting of a PSOF, two photomultiplier tubes, four fast amplifiers, and a digitizer. A single PSOF was used as a sensing part to estimate the gamma-ray source position, and ¹³⁷Cs, an uncollimated solid-disk-type radioactive isotope, was used as a gamma-ray emitter. To improve the sensitivity, accuracy, and measurement time of a PSOF detector compared to those of previous studies, the performance of the amplifier was optimized, and the digital signal processing (DSP) was newly designed in this study. Moreover, we could measure very low dose rates of gamma-rays with high sensitivity and accuracy in a very short time using our proposed PSOF detector. The results of this study indicate that it is possible to accurately and quickly locate the position of a very low dose rate gamma-ray source in a wide range of contaminated areas using the proposed position-sensitive PSOF detector.

• 한국방사선학회논문지
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• 제8권7호
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• pp.443-447
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• 2014

토양 시료 중에 극미량의 $^{134}Cs$ 방사능 농도는 지각 기원자연방사성 핵종들에 의한 background의 영향 및 피크간의 중첩 및 간섭으로 구분하기가 어렵다. 감마선 분광학에서 참 피크의 식별은 피크의 모양이 대체로 Gaussian임을 고려하여 smoothing에 의해 통계적 요동을 감소시켜 보거나 피크의 폭이나 솟아오름의 정도를 검사하거나, 저에너지 tailing 현상에 대한 함수를 추가하거나 Gaussian 함수자체를 변형시켜 확인 할 수 있었다. 그러므로 스펙트럼 분석에 대한 정보와 지식이 필요할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4715-4721
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• 2022

A comprehensive approach for modeling the pulse height spectra of gamma-ray detectors from passing radioactive cloud in a case of accident at NPP has been developed. It involves modeling the transport of radionuclides in the atmosphere using Lagrangian stochastic model, WRF meteorological processor with an ARW core and GFS data to obtain spatial distribution of radionuclides in the air at a given moment of time. Applying representation of the cloud as superposition of elementary sources of gamma radiation the pulse height spectra are calculated based on data on flux density from point isotropic sources and detector response function. The proposed approach allows us to obtain time-dependent spectra for any complex radionuclide composition of the release. The results of modeling the pulse height spectra of the scintillator detector NaI(Tl) Ø63×63 mm for a hypothetical severe accident at a NPP are presented.