• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권12호
• /
• pp.4114-4121
• /
• 2021

The Rooppur Nuclear Power Plant (RNPP), the first nuclear power plant in Bangladesh with a capacity of 2.4 GWe, is under construction on the bank of the river Padma, at Rooppur in Bangladesh. Measurement of background radioactivity in the natural environment adjacent to RNPP finds great importance for future perspectives. Soil and sediment samples collected from upstream and downstream positions of the Padma River (adjacent to RNPP) were collected and analyzed by HPGe gamma-ray spectrometry for primordial radionuclides. The average activity concentrations (in Bqkg^-1) of ²²⁶Ra, ²³²Th and ⁴⁰K radionuclides in soil samples were found to be 44.99 ± 3.89, 66.28 ± 6.55 and 553 ± 82.17 respectively. Respective values in sediment samples were found to be 44.59 ± 4.58, 67.64 ± 7.93, 782 ± 108. Relevant radiation hazard indices and dosimetric parameters were calculated and compared with the world average data recommended by US-EPA. Analytical results show non-negligible radiation hazards to the surrounding populace. Measured data will be useful to monitor any change of background radioactivity in the surrounding environment of RNPP following its operation for the generation of nuclear energy.

• 한국방사선학회논문지
• /
• 제8권7호
• /
• pp.443-447
• /
• 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
• /
• 제17권1호
• /
• pp.1-7
• /
• 1985

원자력 발전소의 조사후 핵연료 저장풀에시 조사후 핵연료 집합체에 대한 감마선 분광분석 실험을 비파괴적인 방법으로 수행하였다. 조사후 핵연료 집합체가 갖는 연소분포를 알기 위해서 1차핵분열 생성물과 2차핵분열 생성물간의 감마선 강도비인 $^{134}$ Cs$^{137}$Cs을 사용했으며 그 결과는 이들 집합체가 노심내에서 연소시에 가졌든 중성자 분포의 기대치와 상응하였다. 이로부터 감마선 강도비 $^{134}$ Cs$^{137}$Cs은 연소도 해석을 위한 좋은 인디케이터임을 확인하였다. 핵물질의 안전관리면에서 중요시되고 있는 조사후 핵연료의 냉각시간을 감마선 강도비 $^{144}$ Ce$^{137}$Cs을 사용하여 구했으며 이를 핵연료 관리기록에 의한 냉각시간과 비교해 본 결과 각각 2%, 10%이내의 차이를 나타내었다. 이로부터 본 실험에서 냉각시간을 하기 위해서 유도한 방정식을 단일 주기로 연소된 핵연료에 대해서 사용할 수 있음을 실증하였다.

• 분석과학
• /
• 제22권4호
• /
• pp.302-306
• /
• 2009

철강 중의 미량 붕소는 소재의 기계적, 물리적 특성에 중요한 영향을 준다. 즉발감마선 방사화 분석법에 의해 저합금강 시료 중의 미량 붕소를 측정하였다. 시료는 한국표준과학연구원에서 제조한 저합금강 표준물질KRISS 101-01-C21~C26을 이용하였으며, 측정방법의 유효성 확인을 위해 NIST SRM 362, 364, 1761, 1762를 정확도관리용 시료로 사용하였다. NIST SRM 362를 제외하고는 측정 농도가 인증값의 불확도 범위내에서 잘 일치하였다. 불확도는 ISO guideline에 따라 평가하였으며, 포함인자 2를 적용하여 확장불확도를 산출하였다. 붕소 농도 mg/kg수준에서 상대확장불확도는 3%에서 7% 사이였다. 그 결과를 용매추출-유도결합플라스마 방출분광분석결과와 비교하여 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제19권2호
• /
• pp.121-132
• /
• 1994

본 연구는 대구지역의 지각 ${\gamma}$-선에 의한 조사선량율을 측정하고 그에 따른 성분별 공간선량율 및 지역적 분포 등의 환경방사선 특성을 조사하였다. ${\gamma}$-선 스펙트럼의 측정에는 $4^{'}{\phi}{\times}4^{'}$ NaI(T1) 계측기와 휴대용 다중파고분석장치를 이용하여 이 지역내의 28개 지점에서 in-situ spectrometry를 수행하였으며, 측정된 스펙트럼으로부터 조사선량율을 환산하여 지각 ${\gamma}$-선의 총선량율과 일반적으로 자연방사능의 주종이 되는 $^{40}K,\;^{238}U$ 계열 및 $^{232}Th$계열의 성분별 조사 선량율을 구하였다. 조사결과 대구지역의 지각 ${\gamma}$-선에 의한 평균조사선량율은 $9.4{\mu}R/h$였으며 지점별 분포는 $7.6{\sim}11.0{\mu}R/h$ 범위로 다소 차이를 보였다. 측정시에 수반되는 기후나 우주선 등에 따른 일 변화폭을 고려한다면 지점간의 차이는 주로 표토층의 자연방사성핵종인 $^{40}K,\;^{238}U$계열 및 $^{232}Th$ 계열의 핵종에 기인함을 알 수 있었으며, 성분별 선량율은 $^{40}K\;2.9{\sim}4.6{\mu}R/h,\;^{238}U$ 계열 $1.2{\sim}3,\;1{\mu}R/h,\;^{232}Th$ 계열 $2.5{\sim}5.0{\mu}R/h$의 분포를 나타냈다.

• 지구물리와물리탐사
• /
• 제18권3호
• /
• pp.97-104
• /
• 2015

한국지질자원연구원은 1982년부터 전국토를 대상으로 하는 장기 프로젝트인 항공 방사능 탐사 연구를 통하여 Total, K, U, Th 등의 4가지 방사능도를 지속적으로 작성, 발간하고 있으며, 머지않아 전국토에 대한 방사능 원소 이상도를 작성, 완료할 수 있을 것이다. 그러나 탐사 기간이 너무 길고, 탐사 조건이 일정하지 않아서 자료들이 물리적 의미에서 일관성이 부족하며, 더욱이 방사성 원소 K, U, Th들의 함량이 아니라 기계값인 count/sec로 표현되어 있어 자료들을 하나로 취합할 수 없으며, 국제 표준을 충족하지 못하므로 자료의 신뢰성이 낮고 유용성과 활용성이 제한적이다. 이러한 문제를 해결하기 위하여 인접한 두 도폭인 진천과 음성 지역에서 자료 맞춤(leveling)을 위한 baseline 시험탐사를 하였다. baseline 탐사에 의한 맞춤으로 조정된 방사능 원소 함량도는 절대적 의미를 갖는 단위의 방사능도이며, International Atomic Energy Agency (IAEA)의 국제 표준에 부합하는 자료로 변환되었기 때문에 표준적 자료로서 신뢰성이 높아졌다. 이 연구 과제를 통하여 마련된 자료 맞추기의 방법과 절차는 보유하고 있는 모든 방사능 자료를 표준화하고, 국제 기준에 부합시킴으로써 자료의 질과 신뢰성을 높이고 자료의 유용성과 활용성을 크게 향상시킬 것이며, 한국의 방사능 함량도를 취합, 발간할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제15권1호
• /
• pp.35-44
• /
• 2017

감마분광분석 시스템 상에서는 $^{226}Ra$(186.2 keV)과 $^{235}U$(185.7 keV)가 방출하는 감마선 에너지의 피크 중첩이 발생한다. $^{226}Ra$의 직접분석을 위해서는 중첩된 피크로부터 $^{235}U$의 기여를 제거해주거나 보정상수를 이용하여 실제 $^{226}Ra$의 방사능 값으로 보정 해주어야 한다. $^{235}U$가 방출하는 다른 감마선 피크를 참조하여 $^{235}U$의 기여를 제거할 경우 복잡한 수계산이 필요하며, 참조피크에서 기인하는 큰 불확도로 인해 높은 정량한계를 갖는다. 반면에 보정상수를 이용하여 $^{226}Ra$을 평가할 경우 간단한 계산으로 평가가 가능하며, 간접측정시 요구되는 $^{222}Rn$의 용기건전성과 방사평형 복구기간이 필요하지 않아 $^{226}Ra$의 신속 측정시 유용한 방법이다. 따라서 해당 방법을 통해 원료물질 3종과 공정부산물 3종, 총 93여개 시료에 대해서 보정상수로 산출된 $^{226}Ra$의 방사능 농도와 방사평형 된 $^{214}Bi$의 방사능 농도의 비교를 통해 유효성을 확인하였다. 대부분 ${\pm}20%$ 내에서 유효하였지만 인산석고의 경우 약 50%의 오차를 보였다. 이는 보정상수를 유도하기 위한 가정 중 $^{238}U$과 $^{226}Ra$의 방사평형 관계가 달라진 것으로 판단된다. 특이성을 반영한 보정상수를 적용하여 $^{226}Ra$의 방사능 농도에 대한 유효성을 평가한 결과 약 ${\pm}10%$로 좀 더 정밀한 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구에서 산출된 보정상수를 통한 $^{226}Ra$의 방사능 농도 평가 방법은 복잡한 수계산이 필요하지 않고 용기선택으로부터 자유로우며 방사평형 복구를 위한 기간이 필요하지 않아 원료물질 및 공정부산물의 $^{226}Ra$의 신속한 농도 분포 평가시 유효한 방법이다.

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

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제47권7호
• /
• pp.924-933
• /
• 2015

The correlation of the isotopic composition of uranium, plutonium, neodymium, and cesium with the burnup for high burnup pressurized water reactor fuels irradiated in nuclear power reactors has been experimentally investigated. The total burnup was determined by Nd-148 and the fractional $^{235}U$ burnup was determined by U and Pu mass spectrometric methods. The isotopic compositions of U, Pu, Nd, and Cs after their separation from the irradiated fuel samples were measured using thermal ionization mass spectrometry. The contents of these elements in the irradiated fuel were determined through an isotope dilution mass spectrometric method using $^{233}U$, $^{242}Pu$, $^{150}Nd$, and $^{133}Cs$ as spikes. The activity ratios of Cs isotopes in the fuel samples were determined using gamma-ray spectrometry. The content of each element and its isotopic compositions in the irradiated fuel were expressed by their correlation with the total and fractional burnup, burnup parameters, and the isotopic compositions of different elements. The results obtained from the experimental methods were compared with those calculated using the ORIGEN-S code.

• The Korean Journal of Ceramics
• /
• 제2권3호
• /
• pp.162-166
• /
• 1996

The effects of NiO addition on the microstructure and microwave dielectric properties of ($Zr_{08}Sn_{02}$)$TiO_4$ (ZST) were investigated. With the NiO addition, a higher density of ZST ceramics than 95% of the theoretical values has been obtained in the sintering temperature range of 1400 to 150$0^{\circ}C$. Energy dispersive X-ray spectrometry (EDS) analysis of sintered specimen shows the presence of second phase at grain boundaries, which is considered to be $NiTiO_3$. Dielectric constant of the specimen is found to increase linearly with density. Q-values and TC$_r$ decrease with increasing NiO content. The variation of dielectric properties with NiO content is discussed in terms of the second phase. The ZST ceramics with 0.25 wt% NiO showed ${\varepsilon}_{\gamma}$=38, Q=7000 at GHz and TC$\gamma$=-0.5 ppm/$^{\circ}C$, comparable with the values obtained by the previous investigations.