본 논문에서는 저준위 환경방사능 측정시 이용되는 검출한계에 대한 기본개념 및 수식을 통계학적 이론을 기초로 서술하였다. 방사능을 정확하게 검출할 신뢰도를 95%로 설정하여 알파 베타 및 감마선 측정기에 대한 검출한계치값을 계산하였다. 또한 환경 방사능 계측에 많이 사용되는 방사능 핵종에 대해 최소 검출 방사능 농도값을 검출한계치 개념을 근거로 계산하여 저준위 환경 방사능 분석시 환경방사능 측정결과에 대한 신뢰도 평가에 활용 가능 하도록 하였다.
Kalsruhe원자력 연구소(KfK) 주변의 방사능 측정자료로부터 피폭선량을 계산하였다. 식물성 식품의 섭취가 가장 중요한 피폭 경로였고, 식품중의 자연방사성 동위원소인 K-40 과 Pb-210이 주요 피폭원이었다. 인공방사능에의한 피폭은 대부분 지표에 침척된 Cs-134 와 Cs-137으로부터 방출되는 감마선 때문이었다. KfK주변환경에서의 유효선량당량은 ICRP의 권고제한치보다 훨씬 적은 값이었다.
국내에서 유통되는 산업원료물질 중 모나자이트, 인회석, 저어콘, 보오크사이트, 티탄철석 등은 천연방사성핵종을 함유한 원료광물로서 '자연기원방사성물질 (NORM)'에 속한다. 이러한 원료광물을 사용하여 제조된 제품, 반제품, 부산물 또는 폐기물이 원료광물보다 천연방사성핵종의 농도가 증가된 물질은 '인위적으로 농축된 자연기원방사성물질 (TENORM)'로 분류한다. 인산비료를 제조하는 남해화학(주)에서 사용하는 인회석은 NORM에. 부산물로 생산되는 인산석고는 TENORM에 해당된다. 이와 같은 NORM을 대량 사용하는 사용시설인 남해화학(주) 내부 및 주변 지역 지질환경에 대한 영향평가가 필요하다. 이러한 배경에서 이 공장 내부 및 주변 지역의 지질특성, 토양에 대한 광물학적 및 지화학적 분석을 수행하여 향후 관리를 위한 과학적인 기초자료를 제공하고자 한다. 남해화학(주) 공장 내부 및 인근 지역 토양의 광물조성은 석영, 장석, 운모, $14{\AA}$광물, 고령토, 각섬석 등 모암으로부터 유래된 광물조성과 석고, 인회석 등 석고 야적장에서 유래된 광물조성으로 혼화되어 있다. 이 지역 토양의 평균 U 함량은 4.6 ppm, Th 함량은 10 ppm으로서 지각의 평균 함량과 거의 유사하다. 토양의 $^{40}K$의 농도는 191-1,166 Bq/kg, $^{226}Ra$의 농도는 15.6-710 Bq/kg이고 $^{232}Th$의 농도는 17.4-72.7 Bq/kg으로서 극히 높은 핵종 농도는 보이지 않으나 상대적으로 높은 $^{226}Ra$ 농도는 인산석고 적재장에서 뚜렷이 확인되며 $^{232}Th$ 농도가 높은 지점은 공장 동편 도로변 및 산체에서 잘 확인된다. 토양시료의 외부위해지수 범위는 0.24-2.01이며 평균 0.54로서 전체적으로는 위해 기준치로 제시되는 1.0 이하이지만 일부 지점에서는 1.0 이상이다.
Odyssey, one of the NASA's Mars exploration program and SELENE (Kaguya), a Japanese lunar orbiting spacecraft have a payload of Gamma-Ray Spectrometer (GRS) for analyzing radioactive chemical elements of the atmosphere and the surface. In these days, gamma-ray spectroscopy with a High-Purity Germanium (HPGe) detector has been widely used for the activity measurements of natural radionuclides contained in the soil of the Earth. The energy spectra obtained by the HPGe detectors have been generally analyzed by means of the Window Analysis (WA) method. In this method, activity concentrations are determined by using the net counts of energy window around individual peaks. Meanwhile, an alternative method, the so-called Full Spectrum Analysis (FSA) method uses count numbers not only from full-absorption peaks but from the contributions of Compton scattering due to gamma-rays. Consequently, while it takes a substantial time to obtain a statistically significant result in the WA method, the FSA method requires a much shorter time to reach the same level of the statistical significance. This study shows the validation results of FSA method. We have compared the concentration of radioactivity of $^{40}K$, $^{232}Th$ and $^{238}U$ in the soil measured by the WA method and the FSA method, respectively. The gamma-ray spectrum of reference materials (RGU and RGTh, KCl) and soil samples were measured by the 120% HPGe detector with cosmic muon veto detector. According to the comparison result of activity concentrations between the FSA and the WA, we could conclude that FSA method is validated against the WA method. This study implies that the FSA method can be used in a harsh measurement environment, such as the gamma-ray measurement in the Moon, in which the level of statistical significance is usually required in a much shorter data acquisition time than the WA method.
This paper describes the radiation doses to human and non-human biota in the Republic of Korea, as a result of the Fukushima nuclear accident. By using the measured airborne activity and ground deposition, the effective and thyroid doses of five human age groups (infant, 5 years, 10 years, 15 years and adult) were estimated by the ECOSYS code, and the whole body absorbed dose rate of the eight Korean reference animals and plants (RAPs) was estimated by the K-BIOTA (the Korean computer code to assess the risk of radioactivity to wildlife). The first-year effective and thyroid human doses ranged from 5.7E-5 mSv in the infant group to 2.0E-4 mSv in the 5 years group, and from 5.0E-4 mSv in the infant group to 3.4E-3 mSv in the 5 years group, respectively. The life-time (70 years) effective and thyroid human doses ranged from 1.5E-4 mSv in the infant group to 3.0E-4 mSv in the 5 years group, and from 6.0E-4 mSv in the infant group to 3.5E-3 mSv in the 5 years group, respectively. The estimated maximum whole body absorbed dose rate to the Korean RAPs was 6.7E-7 mGy/d for a snake living in soil (terrestrial biota), and 2.0E-5 mGy/d for freshwater fish (aquatic biota), both of which were far less than the generic dose criteria to protect biota from ionizing radiation. Also, the screening level assessment for ERICA's (Environmental Risks from Ionizing Contaminants: Assessments and management) limiting organisms showed that the risk quotient (RQ) for the estimated maximum soil and water activity was significantly less than unity for both the terrestrial and freshwater organisms. Conclusively, the radiological risk of the radioactivity released into the environment by the Fukushima nuclear accident to the public and the non-human biota in the republic of Korea is considered negligible.
The method of measuring and classifying the energy category of neutrons directly using raw data acquired through a CZT detector is not satisfactory, in terms of accuracy and efficiency, because of its poor energy resolution and low measurement efficiency. Moreover, this method of measuring and analyzing the characteristics of low-energy or low-activity gamma-ray sources might be not accurate and efficient in the case of neutrons because of various factors, such as the noise of the CZT detector itself and the influence of environmental radiation. We have therefore developed an efficient method of analyzing radiation characteristics using a neutron and gamma-ray analysis algorithm for the rapid and clear identification of the type, energy, and radioactivity of gamma-ray sources as well as the detection and classification of the energy category (fast or thermal neutrons) of neutron sources, employing raw data acquired through a CZT detector. The neutron analysis algorithm is based on the fact that in the energy-spectrum channel of 558.6 keV emitted in the nuclear reaction 113Cd + 1n → 114Cd + in the CZT detector, there is a notable difference in detection information between a CZT detector without a PE modulator and a CZT detector with a PE modulator, but there is no significant difference between the two detectors in other energy-spectrum channels. In addition, the gamma-ray analysis algorithm uses the difference in the detection information of the CZT detector between the unique characteristic energy-spectrum channel of a gamma-ray source and other channels. This efficient method of analyzing radiation characteristics is expected to be useful for the rapid radiation detection and accurate information collection on radiation sources, which are required to minimize radiation damage and manage accidents in national disaster situations, such as large-scale radioactivity leak accidents at nuclear power plants or nuclear material handling facilities.
현재 원자력연구소의 방사성폐기물 저장시설에는 1988년 서울사무소의 폐쇄 과정에서 발생한 토양 약 3,100여 드럼이 저장되고 있다. 이 토양은 시설 저장용량의 약 $27\%$를 차지하고 있어 포화용량에 도달하고 있는 저장시설의 운영 및 관리를 어렵게 하는 요인이 되고 있다. 그러나 토양내에 함유되어 있는 주요 핵종이 Co-60과 Cs-137이며 저장한 기간이 16년가량 경과하였으므로 발생초기보다 방사능 농도가 많이 낮추어졌을 것으로 평가되고 있다. 본 연구에서는 토양의 규제해제를 위한 기반작업으로 토양의 핵종 및 방사능평가 작업을 수행하였다. 작업을 위하여 작업절차서의 개발, 밀폐형 작업실의 제작 등이 이루어졌으며, 시료의 채취를 통한 방사선학적 특성 분석이 수행되었다. 분석 결과 토양에 함유된 ${\gamma}$-선 방출핵종은 Co-60과 Cs-137만이 존재하는 것으로 나타났으며, 전체 ${\gamma}$-선 방출핵종의 농도는 약 $0.01\;{\sim}\;0.12$ Bq/g 인 것으로 평가되었다. 현재 토양의 규제해제를 예상하고 있는 시점인 2009년이 되면 이러한 농도는 더욱 낮아져 0.1 Bq/g 미만이 되며, 이러한 농도는 현재 IAEA에서 제시하고 있는 규제해제 농도를 만족시키는 수준이 될 것이다. 또한, 토양의 규제해제는 이러한 농도 기준 외에도 환경영향평가를 통하여 국내의 원자력법에 적법하도록 처리될 것이다.
시료중의 방사능 분포를 영상으로 획득할 수 있는 2차원 디지털 방사선 검출기인 Imaging Plate(IP) 검출기는 주로 산업용 라디오그라피, 의료진단, X-선 회절실험 등에서도 광범위하게 사용되고 있다. 본 연구에서는 IP 검출기의 여러 종류의 방사선에 대한 높은 감도 우수한 공간 분해능, 넓은 선형범위와 스크린의 높은 균질성을 이용하여 시료중의 방사능을 측정할 수 있는 가능성에 대해 조사하였다. 먼저 IP 검출기를 이용하여 면적선원의 표면균질도 측정에 적용하였다. 상용 기준 면적선원$(^{241}Am)$의 방사능 분포에 대한 영상을 얻어서 표면 균질도를 비 파괴적이고 신속하게 측정하였다. 다음으로 IP 검출기를 극저준위 방사능 측정에 적용하여 방사능 측정가능성에 대해 연구하였다. 이를 위해 IP 검출기의 스크린 균질도, 배경방사선 차폐효과, 선형범위 조사, fading 시간을 조사하였다. 극저준위 방사능 측정을 위해 감자 바나나 무 당근에 포함되어 있는 $^{40}K$ 자연방사능을 선택하여 측정하였다. 기준선원을 사용하여 IP 효율교정을 수행하였다.
광주과학기술원 에너지환경연구센터에서는 2000년 한해 동안 원자력발전소 주변 환경방사선 조사계획에 의거하여 영광원자력발전소 부지외부 및 비교지점에서 토양, 하천토 및 해저토 등 환경방사능 시료에 대한 감마선 방출핵종 분석을 수행하였다. 분석결과 토양과 하천토 및 해저토에서 인공핵종인 Cs-137이 검출되었으나 지난 3년간(1997-99)의 측정치인 평상범위 이내의 값이었고, 원전과 관계없는 일반지역에서 검출되는 수준과도 동일하며, 반감기가 짧은 Cs-134는 전혀 검출되지 않은 것으로 보아 원전가동에 의한 영향이 아님을 알 수 있다. 환경시료 측정에 대한 품질관리를 위해 임의로 선정된 가마미인근에서 해저토 시료를 각각 5지점에서 중복시료로 채취하석 상대 검출효율이 각각 30%, 45%인 2대의 HPGe Gamma-ray Spectroscope로 동시에 분석하여 환경방사선 측정자료와 분석의 신뢰도를 향상시키기 위한 지구통계학적인 연구를 수행하였다. 이를 위해서 두 가지 요인을 설정하여 시료분석방법과 채취지점의 차이를 이원배치 분산분석을 수행하였다. Two-way ANOVA 결과 Cs-137 및 K-40의 경우 시료채취 지점의 차이에 의한 분산만이 유효하며, 시료채취 및 분석과정에서의 생기는 오차는 무시할 만하여 지금까지 수행되어진 시료채취 및 분석방법은 신뢰할 만하다고 할 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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