• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.285-286
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• 2018

• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• 제29권6호
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• pp.1162-1166
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• 2008

In this paper, several parameters affecting the sensitivity and determining the minimum detectable activity (MDA) for the measurement of the Pu isotopes were investigated. Among the parameters affecting the determination of the MDA values for the Pu isotopes in the environmental samples, amounts of the samples appeared to be crucial factors in decreasing the MDA values. The MDA for the Pu isotopes in the environmental samples were calculated by varying the counting time of the samples and background. The results obtained in this study can be used for an environmental radiation monitoring program regarding the level of concern for a radionuclide beyond which some action may need to be taken.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.333-338
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• 2016

Background: In case of radiation emergencies, internal exposure monitoring for the members of public will be required to confirm internal contamination of each individual. In-vivo monitoring technique using portable gamma spectrometer can be easily applied for internal exposure monitoring in the vicinity of the on-site area. Materials and Methods: In this study, minimum detectable doses (MDDs) for $^{134}Cs$, $^{137}Cs$, and $^{131}I$ were calculated adjusting minimum detectable activities (MDAs) from 50 to 1,000 Bq to find out the optimal in-vivo counting condition. DCAL software was used to derive retention fraction of Cs and I isotopes in the whole body and thyroid, respectively. A minimum detect-able level was determined to set committed effective dose of 0.1 mSv for emergency response. Results and Discussion: We found that MDDs at each MDA increased along with the elapsed time. 1,000 Bq for $^{134}Cs$ and $^{137}Cs$, and 100 Bq for $^{131}I$ were suggested as optimal MDAs to provide in-vivo monitoring service in case of radiation emergencies. Conclusion: In-vivo monitoring program for emergency response should be designed to achieve the optimal MDA suggested from the present work. We expect that a reduction of counting time compared with routine monitoring program can achieve the high throughput system in case of radiation emergencies.

• Environmental Engineering Research
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• 제13권2호
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• pp.73-78
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• 2008

For a given soil-contaminated site, a level of soil contamination is characterized and decisions on risk may be made from the risk assessment. The study evaluated critical design factors for the determination of sample size in the sampling design plan and the assessment of soil contaminant- leaching to groundwater. Two variables, the minimum relative detectable difference (T) and coefficient of variation (CV) were evaluated for the sample size determination. The minimum number of samples can be appropriately determined by CV under a T value greater than or equal to 0.2. Soil-contaminant leaching to groundwater was evaluated by using the Soil Screening Level equation of U.S. Environmental Protection Agency and the Risk Based Screening Level equation of American Society for Testing and Materials, with the same input parameters. The groundwater concentrations estimated from soil contaminant concentrations were significantly affected by the Darcy velocity of groundwater and the organic content of soil.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.171-184
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• 1999

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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권3호
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• pp.367-386
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• 2021

The overestimation and underestimation of the radioactivity concentration of difficult-to-measure radionuclides can occur during the implementation of the scaling factor (SF) method because of the uncertainties associated with sampling, radiochemical analysis, and application of SFs. Strict regulations ensure that the SF method as an indirect method does not underestimate the radioactivity of nuclear wastes; however, there are no clear regulatory guidelines regarding the overestimation. This has been leading to the misuse of the SF methodology by stakeholders such as waste disposal licensees and regulatory bodies. Previous studies have reported instances of overestimation in statistical implementation of the SF methodology. The analysis of the two most popular linear models of the SF methodology showed that severe overestimation may occur and radioactivity concentration data must be dealt with care. Since one major source of overestimation is the use of minimum detectable activity (MDA) values as true activity values, a comparative study of instrumental techniques that could reduce the MDAs was also conducted. Thermal ionization mass spectrometry was recommended as a suitable candidate for the trace level analysis of long-lived beta-emitters such as iodine-129. Additionally, the current status of the United States and Korea was reviewed from the perspective of overestimation.

• 천문학논총
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• 제11권1호
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• pp.231-242
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• 1996

We made 250 kHz filter bank based on FBS250 model designed by Millitech. It consists of 256 channels centered at 1391 MHz. The minimum detectable input level is -56 dBm/channel, and the maximum continuous integration time is about 1.3 seconds. This spectrometer can be operated in parallel or series mode with other spectrometers.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.419-424
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• 2004

방사성 폐기물 중에 함유된 핵종 및 방사능을 측정하기 위해서는 여러 가지 방사선 계측기가 이용되고 있다. 본 연구에서는 각각의 핵종에 대하여 측정 가능한 검출기를 선정하고 원전 방사성폐기물 중 방사능을 측정 하기위한 시스템을 구성하였다. 그리고 그 계측 시스템의 바탕 값 및 계측효율을 주기적으로 측정하고 품질관리를 위한 관리도를 작성하여 계측기의 안전성을 확보하고 분석결과에 대한 신뢰도를 향상시키고자 하였다. Gamma spectrometer의 바탕 값 평균은 1.59 cps이었으며 표준 시료에 대한 평균값은 45,248 dps로 거의 대부분의 측정값이 $2{\sigma}$ 이내에서 크게 벗어나지 않음을 나타냈다. Low background ${\alpha}/{\beta}$ counting 시스템의 알파 바탕 값 평균은 0.31 cpm이고 알파선 계측효율은 34.38% 이었으며, 베타 바탕 값은 1.3 cpm이고 베타선 계측효율 46.5% 이었다. 또한 액체섬광계수기는 3H 영역에서 바탕 값이 2.52 cpm, 계측효율 58.5% 이었으며, 14C 영역에서의 바탕 값은 3.31 cpm 이었고 계측효율은 95.6% 이었다. 본 연구에서는 바탕 값 및 계측효율로부터 최소검출방사능을 설정함으로써 시료의 측정 가능한 범위를 구하였다. 측정결과, gamma spectrometer의 최소검출방사능은 3.2 Bq/$m\ell$이었으며, ${\alpha}/{\beta}$counting 시스템의 경우는 알파 및 베타 영역에서 각각 20.5 Bq/$m\ell$, 23.0 Bq/$m\ell$이고 liquid scintillation counter의 경우는 3.8 Bq/$m\ell$로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.301-308
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• 2018

핵분열로 인해 생성되는 방사성 노블가스는 주변국의 핵활동을 감시할 수 있는 중요한 지표 핵종이다. 특히 제논은 생성량이 많고 반감기가 짧아 핵실험 탐지에 적합하며 크립톤은 핵연료 재처리 탐지의 추적자로 활용되고 있다. 방출된 방사성 노블가스는 막대한 대기에 희석되어 농도가 감소하고 일부는 시간에 따라 방사능이 감쇠하기 때문에 대기 중에는 매우 극미량으로 존재하게 된다. 따라서 측정을 통해 의미 있는 데이터를 얻기 위해서는 가능한 낮은 수준의 MDA를 설정하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 방사성 제논과 크립톤을 동시 포집 할 수 있는 장비인 BfS-IAR시스템을 활용하여 이론을 통해 MDA를 산출하였다. 또한 MDA 산출방식의 변화, 신뢰수준의 정도는 물론 계측 조건의 변화에 따른 영향을 확인하고 MDA를 저감하기 위한 방안들을 모색하였다. 그 결과 배경농도가 극미량인 제논의 경우 전처리과정의 효율화와 안정적인 계측 성능유지가 가장 중요한 요소로 판단되었으며, 크립톤의 경우 제논과 달리 시료의 방사능이 높기 때문에 MDA 재설정을 통한 분석조건이나 시스템 최적화를 통해 효율적인 분석을 수행할 수 있을 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.315-322
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• 2008

발전소 밸브는 장시간 동안 고온고압하의 기혹한 조건으로 운전됨에 따라 밸브 시트(seat)면의 이물질 삽입, 시트의 균열, 스템(stem) 패킹(parking) 또는 용접부위 결함 및 피로균열 둥에 의해 누설손상이 발생하고 있다. 이러한 밸브 내부누설 상태를 정밀하게 진단하고 평가하기 위해서는 음향방출기술의 적용이 필요하며, 본 논문은 현장적용이 가능한 연구를 수행하고 그 결과를 소개하고자 한다. 또한 실제 발전소에서 운전되는 다양한 밸브 조건을 토대로 실험실 실험에 의해 주변잡음, 밸브누설시의 음향레벨 및 스펙트럼 특성을 분석하고, 발전소 현장실험 결과와의 비교분석을 통하여, 밸브 누설상태에 따른 주변잡음, 음향신호 및 측정 가능한 최소 누설검출량 등의 평가방법에 대해 고찰하였다. 실험실 실험 및 현장적용 연구결과로부터 밸브누설 여부를 포함한 상태 평가와 최소 측정가능 누설검출량 평가가 가능하였으며, 향후 본 연구는 발전설비 안전운전과 밸브누설로 인한 에너지 손실 예방에 크게 기여할 것으로 기대된다.