• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제31권1호
• /
• pp.47-52
• /
• 2006

$0.3g/cm^3$ 에서 $1.5g/cm^3$까지 다양한 겉보기 밀도를 갖는 감마방출핵종 환경시료의 정확한 방사능 분석을 위해서 자체흡수보정(self-absorption correction)은 중요한 문제이다. 방사선 표준선원을 밀도별로 제작할 필요없이 마리넬리 비커를 감싸는 외부용기를 새롭게 제작하여 실용적이면서 간단한 자체흡수보정방법을 본 논문에서 제시하였다. 밀도 0.8, 1.0, $1.3g/cm^3$ 대해서 새로운 방법을 이용하여 자체흡수보정을 한 효율들과 밀도별로 직접 표준선원용액을 만들어 측정한 효율값이 4 % 이내에서 일치하였다.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.531-539
• /
• 2023

자체흡수는 환경 시료의 감마 분광 측정 정확도에 영향을 미치는 가장 중요한 요소이다. 특히, 샘플의 화학적 구성, 기하학적 모양, 두께, 밀도, 원자 번호, 샘플과 검출기 사이의 거리, 방출된 감마 광자의 에너지 및 샘플 내 습도 계수 또는 백분율과 같은 기타 요인에 의해 영향을 받는다. 보정 방법을 테스트하기 450 ml CRM 표준선원(9개 핵종) 마리넬리 비커를 사용하였다. 보정된 값들을 적용하여 환경시료 중 토양시료 5개를 밀도별로 측정하였다. 따라서, 자체흡수 값은 다소 크고 낮은 광자 에너지에 더 효과적임을 알 수 있다. 환경 시료의 경우 선원자체 흡수를 통한 전체 에너지 피크 효율은 샘플의 밀도에 크게 의존함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제26권2호
• /
• pp.51-58
• /
• 2001

환경방사능과 같은 저준위 방사능 측정에서는 원통형과 Marinelli형 측정용기가 가장 일반적으로 사용된다. 효율교정용 표준선원과 측정시료의 높이 또는 매질의 밀도가 다르면 자체흡수 효과의 차이로 인한 보정이 필요하다. 본 연구에서는 Monte Carlo 방법을 이용하여 HPGe 검출기의 전에너지 피크 효율을 계산하여 측정치와 비교하였다. 원통형 용기에 대해서는 높이에 대한 효율변화 정도를 계산하였고, 원통형 및 Marinelli 측정용기에 대해서는 밀도변화에 따른 효율을 계산하였다. 밀도에 따른 효율의 감소 정도는 1000keV 이하의 에너지 영역에 대해 자체흡수 효과의 보정치 필요하다는 것을 알았다. 또한 계산의 타당성을 검증하기 위하여 NIST SRM 4353 표준물질을 이용하여 계산값과 인증값을 상호비교한 결과 오차범위 이내로 잘 맞는 다는 것을 확인하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
• /
• 제40권4호
• /
• pp.605-611
• /
• 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.

• 분석과학
• /
• 제18권1호
• /
• pp.59-65
• /
• 2005

방사능 준위가 낮은 시료의 경우에는 방사능 측정 시 많은 양의 시료가 요구되며, 시료량의 증가로 인하여 방출된 감마선이 시료 자체에서 산란되거나 흡수될 확률이 증가하게 되므로 검출기에 도달할 확률은 감소하게 된다. 이러한 자체흡수효과를 보정하기 위해서는 측정시료의 기하학적 조건 및 밀도에 따른 효율을 보정하여야 한다. 대부분의 측정에서 기하학적인 조건은 표준선원과 동일한 측정용기를 사용함으로서 해결될 수 있다. 그러나 다양한 종류의 폐기물을 측정대상으로 할 경우에는 측정시료와 동일한 기하학적 조건 및 밀도를 가지는 표준선원을 이용하여 효율을 결정한다는 것은 사실상 불가능하다. 다양한 측정 용기에 대하여 측정 시료의 밀도 차이에 따른 자체흡수효과를 비교하기 위하여 수용액 상태의 표준선원에 용해도가 높고 밀도가 큰 NaI를 첨가하면서 밀도차이에 따른 검출기의 효율 변화를 조사하였다. 모든 결과는 Monte Carlo 방법에 의한 계산결과와 비교하였으며, 500 keV 이하의 낮은 에너지 영역에서는 자체흡수효과에 대한 보정이 이루어지지 않을 경우 많은 오차가 발생한다는 것으로 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제21권1호
• /
• pp.12-17
• /
• 1989

용액 순환형 황산망간 용액조 장치를 이용한 중성자 방출류의 절대측정을 위해서 황산망간 용액이 채워진 용액조 안에서 $^{55}$Mn에 의해 흡수되는 중성자 분율에 대한 보정인자를 결정하였다. 이 보정인자, 1/f은 망간, 유황 및 용액에 함유된 불순물 원소들의 원자수 밀도와 유효중성자 포획단면적을 이용하여 결정되었다. 각 원소들의 원자수 밀도의 결정을 위한 용액의 농도는 EDTA 적정에 의한 용량법과 중량법에 의해 분석하였고 불순물 함량은 ICP 방법을 이용하였다. 한편, 유효 중성자 포획 단면적은 자체 작성한 FORTRAN Program EASCAL, Westcotte의 매개변수 및 Axton의 실험식을 사용하여 계산하였다.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
• /
• 제45권6호
• /
• pp.523-529
• /
• 2022

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.

• 한국의학물리학회지:의학물리
• /
• 제11권2호
• /
• pp.131-139
• /
• 2000

국내도입 원격제어 근접조사장치인 Ralstron(Shimatsu, Japan) 의 코발트-60선원을 이리디움 192 선원으로 대체하고자 선원을 설계하고, 선원주위의 선량분포를 유도하였다. 이리디움 선원의 물리적크기는 직경1.5mm, 높이 1.5mm 로 370MBq(loci)를 목표로 설계하였으며, 외경은 3mm 이고, 크기는 13m이며, 캡슐의 재질은 SUS316L 이다. 선원 선원자체흡수와 스테인리스 스틸 캡슐에 의한 선량감쇠는 61.2%로 나타났으며, 단위방사능당 감마상수는 4.69R$cm^2$/mCi-hr였다. 조직선량은 공기중흡수선량 변환과 조직산란보정을 통해 구하였으며, 조직흡수선량변환계수는 이리디움의 에너지스펙트럼을 이용하여 공기에 대한 조직의 질량에너지흡수계수비 ($\mu$$_{en}$ )$^{tissue}$ air= 1.112 를 얻었다. 고안 선원에 대한 선량분포는 선원을 2,338개의 선원으로 분할하고, 각 분할선원에서 주위에 도달되는 선량을 이산적으로 누적 평가하여 임상에서 사용할 수 있도록 선량도표를 제공하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제10권1호
• /
• pp.67-73
• /
• 1985

임의 중성자 선원의 중성자 방출율 측정과 경합핵종에 의한 중성자 포획, 열중성자 누출 및 선원자체의 중성자 흡수에 적용되는 보정을 포함하여 한국표준연구소에서의 중성자 선원교정을 위한 $MnSO_4$ 용액 방법을 기술한다. 본 보고서에서는 에너지가MeV 영역에서 사용되는 중성자 방사선 기기의 교정검사를 위하여 상용화되어 있는 중성자 선원 (Am-Be, $^{252}Cf$)을 고려하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제38권4호
• /
• pp.228-233
• /
• 2013

세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.