감마선원과 피폭자 사이의 거리, 방사선원의 크기 그리고 평균 감마에너지에 따른 외부 감마 피폭선량률의 변화를 분석하였다. 임의 형태로 공기중과 지표에 침적된 방사성물질로부터 외부 감마 피폭선량을 평가하기 위해 개발된 방법을 이용하여 분석을 수행하였다. 공기중의 점선원과 피폭자 사이의 거리가 10 m 이내로 짧은 경우에는 평균 감마에너지가 0.07 MeV에서 피폭선량률이 최소값을 나타내고, 거리가 20 m 이상으로 멀어지면 감마에너지의 증가에 따라 계속적으로 피폭선량률이 증가한다. 반경 40 m 이상의 반구형태의 방사능 구름으로부터 반구의 중심에 위치한 피폭자의 경우에는 감마에너지 증가에 따라 계속적으로 피폭선량률이 증가한다. 지표에 침적된 방사선원으로부터 피폭을 받는 경우에는 지표선원의 면적크기에 상관없이 0.07 MeV에서 최소 피폭선량률이 나타난다. 분석결과 방사선원의 분포형태와 평균 감마에너지가 외부 감마피폭선량의 변화에 큰 영향을 미치고 있음을 알 수 있었다.
본 연구에서 서로 다른 양성자 에너지를 사용하여 핵반응에 의해 생성된 감마선의 차이를 통해 고에너지 양성자 Pb(p, nx) 핵반응에서 생성된 동위원소를 식별하는 방법을 제안했다. 한국원자력연구원의 100-M eV 양성자 선형 가속기에서 생성된 고 에너지 양성자를 이용하여 실험을 수행 하였다. 양성자 핵반응을 통해 생성된 다양한 핵종에 의해 생성된 감마선은 HPGe 검출기로 구성된 감마선 분광법 시스템을 사용하여 측정되었습니다. 감마선 표준선원은 감마선 검출기의 정확한 에너지교정 및 효율측정을 위해 사용되었습니다. 제안한 방법을 위하여 동일한 천연 납 시료에 서로 다른 100 및 60 MeV 양성자 에너지빔을 사용하였다. 이 방법은 동일한 시료에서 발생되는 감마선들을 서로 비교함으로써 생성된 핵종들을 확인하는데 매우 효과적임을 알 수 있었다. 이 연구의 결과는 향후 다른 양성자 핵반응 결과를 얻는데도 매우 효과적으로 적용될 것이라 생각된다.
감마선을 방출(放出)하는 방사성발기물(放射性發棄物)드럼 5292개($42{\times}42{\times}3$) 저장시설(貯藏施設)의 적정(適正) 콘크리트 차폐체(遮蔽體) 두께를 산출(算出)하였다. 발기물(發棄物)이 여러가지 종류(種類)의 방사성원소(放射性元素)로 구성(構成)되어 있다고 할때 평균(平均)한 감마선 에너지와 개개(個個) 감마선 에너지에 대하여 계산(計算)한 결과(結果)를 서로 비교(比較)하였다. 그 결과(結果) 적정차폐체(適正遮蔽體)의 두께는 50cm 정도(程度)로 판명(判明)되었다. 그런데 평균(平均) 감마선 에너지에 근거(根據)하여 계산(計算)한 선량치(線量値)는 개개(個個) 감마선 에너지에 대한 값보다 동일(同一)두께의 차폐체(遮蔽體)에 대해서 훨씬 적었다.
본 연구는 사용후핵연료 수송 저장 용기인 저합금강(SA350 LF3)에 일정의 감마선을 조사하고 감마선 조사 전후 물성 및 내식 특성 변화와 표면처리에 의한 내식성 개선 효과에 관하여 연구하였다. 상온 항복강도 및 인장강도의 기계적 물성은 감마선 조사 여부에 따라 물성의 차이는 보이지 않았지만, 저온충격 특성은 감마선 조사를 하지 않은 충격 흡수에너지에 비교하여 조사후 시험편의 충격 흡수 에너지가 감소되었다. 양분극 곡선에 측정에 의해 관찰된 저합금강의 내식성은 감마선 조사된 시험편에서 감마선을 조사하지 않은 시험편 보다 낮은 부식전위를 나타내었다.
반지름이 1.25 cm인 구형 BGO 섬광 검출기의 감마선 검출 특성을 결정하기 위하여 감마선 에너지 deposition 스펙트럼을 Monte Calro법으로 계산하였다. 이때 계산에 이용된 감마선 에너지 deposition 스펙트럼 계산 code는 personal computer 에서 사용할 수 있도록 qbasic을 이용하여 작성하였다. 또한 직접 제작된 구형 BGO 섬광 검출기를 이용하여 방사성 선원 $^{22}Na$, $^{137}Cs$ 및 $^{207}Bi$ 의 감마선 에너지 스펙트럼도 측정하였다. 이 측정 감마선 에너지 스펙트럼의 광전 peak을 Gauss함수로 fitting하여, 광전 peak의 표준편차를 구하고, 이를 Nardi의 경험식을 이용하여 $X^{2}$ fitting하므로서 2000 keV이하의 감마선 에너지에서 구형 BGO 섬광 검출기의 분해능에 대한 에너지 의존성도 조사하였다. 이를 이용하여 에너지 deposition 계산 스펙트럼을 펼치므로서 $^{22}Na$ 및 $^{137}Cs$의 측정 에너지 스펙트럼과 비교하였다. 또한 감마선 에너지 deposition 스펙트럼 계산 code를 이용하여 반지름이 1.25 cm인 구형 BGO 검출기에 대한 절대효율과 고유 peak 효율도 계산하였다.
감마선 에너지 스펙트럼 연구에서 에너지 분석을 통한 핵종 분석은 매우 중요하다. 감마선 에너지 측정에 일반적으로 사용되는 고순도 Ge 검출기는 높은 에너지 분해능과 상대적으로 높은 검출 효율 때문에 일반적으로 사용된다. 그러나 반도체 검출기는 높은 에너지 분해능을 유지하기 위해 주변 환경에서 발생하는 노이즈를 효과적으로 차단하지 않으면 원래의 성능을 유지하기 어렵고 고가의 장치의 효과를 얻지 못하는 문제점이 있. 따라서 본 연구에서는 검출기에서 발생하는 전기적 노이즈를 제거하기 위해 접지 루프 아이솔레이터 (NEXT-001HDGL)를 사용했다. 에너지 분해능 향상 효과를 테스트하기 위해 양성자 가속기 KOMAC에 새로 설치된 HPGe 검출 장치를 사용했다. 감마선 에너지 2614 keV의 경우 에너지 분해능이 (0.16 ± 0.02) %에서 (0.11 ± 0.01) %로 개선되었고, 감마선 에너지 662 keV의 경우 에너지 분해능이 (0.72 ± 0.07) %에서 0.27 ± 0.03 %로 향상되었다. 이 결과는 KOMAC (Korea Multi-Purpose Accelerator Complex)의 HPGe 검출 장비를 이용한 감마선 스펙트럼 연구에 매우 유용한 것으로 판단된다.
양성자 빔을 이용한 치료는 종양부위에 높은 선량을 균일하게 전달하고 정상세포에는 적은 선량을 전달할 수 있어 암치료 효과가 높으나 정확한 치료와 환자의 안전을 위해서는 양성자선량의 급락지점을 정확히 아는 것이 중요하다. 본 연구에서는 양성자와 물질과의 핵반응으로 직각방향으로 방출되는 즉발감마선을 측정하여 양성자선량 급락지점을 측정할 수 있는 검출시스템을 몬테칼로 전산코드로 전산모사하였으며, 70MeV 단일에너지 빔과 최대에너지가 70MeV인 SOBP 빔을 모의피폭체인 물팬텀에 조사하고 검출시스템을 통해 직각방향으로 방출되는 즉발감마선의 분포를 계산하였다. 모의피폭체 안에서의 양성자선량의 분포와 측정된 즉발감마선의 분포를 서로 비교하여 두 분포 사이의 상관관계를 찾고 이 상관관계를 이용하여 양성자선량 급락지점을 결정할 수 있음을 확인할 수 있었다.
울진원자력발전소 주변의 환경시료 해조류에서 검출된 766 keV 감마선에너지 피크를 여러 연구기관에서 $^{95}Nb$ 핵종에서 방출된 것으로 해석하고 있다. 그러나 원전의 액체폐기물 처리설비의 장치개선으로 $^{95}Nb$ 배출량이 현격히 감소하였음에도 불구하고 지속적으로 환경시료에서 $^{95}Nb$ 핵종이 검출되고 있는 현상에 대해서 보다 더 정밀한 기술적인 검토가 필요하였다. 이에 측정 스펙트럼을 정밀 분석한 결과, 766 keV 감마선에너지 피크와 $^{234}Th-^{234}mPa$ 붕괴 계열의 다른 감마선에너지 피크(63, 92 및 1001 keV)들이 동시에 같이 검출되고 있으며, 이들 4종의 감마선에너지 피크 계수율의 시간에 대한 변화로부터 계산된 반감기가 $^{234}Th-^{234}mPa$ 붕괴 계열의 방사평형시 방사능반감기 24.1 일과 매우 비슷한 값을 나타내었다. 또한 766 keV 와 1001 keV 피크의 상대적인 계수율의 비가 $^{234}mPa$의 감마선방출율의 상대적인 비 0.35와 매우 비슷한 값을 나타내었다. 따라서 이러한 점에서 지금까지 $^{95}Nb$ 핵종에서 방출된 것으로 판단했던 766 keV 감마선에너지 피크는 자연방사성핵종인 $^{234}mPa$ 핵종에서 방출된 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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