• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.295-300
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• 2015

HPGe 검출기를 이용하여 밀도가 다양한 환경시료에 대한 정밀 분석시 정확한 분석을 위해서는 밀도보정인자가 필요하다. 밀도에 대한 보정인자를 구하기 위해서 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNPX 코드를 사용하여 크리스털의 높이, 지름 및 코어의 크기와 같은 특성이 다른 세 대의 p-type HPGe 검출기를 모사하고 밀도 $1g/m^3$의 교정용 표준시료를 이용하여 모델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, $1.5g/m^3$ 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시뮬레이션하고 밀도보정인자를 도출하였다. 도출된 각 검출기에 대한 밀도보정인자를 비교하였을 때 전 에너지 범위에서 그 차이가 거의 없음을 확인하였으며 이는 검출기의 크리스털과 같은 주요 특성에 대해 밀도보정인자가 독립적임을 의미한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.47-52
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• 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
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• 제17권4호
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• pp.531-539
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• 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.

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

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.337-343
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• 2021

In this work, self-absorption correction factor related to the variation of the composition and the density of soil samples were evaluated using the p-type HPGe detector. The validated MCNP5 simulation model of this detector was used to evaluate its Full Energy Peak Efficiency (FEPE) under the variation of the composition and the density of the analysed samples. The results indicates that FEPE calculation of low gamma ray is affected by the composition and the density of soil samples. The self-absorption correction factors for different gamma-ray energies which was fitted as a function of FEPEs via density and energy and fitting parameters as polynomial function for the logarithm neper of gamma ray energy help to calculate quickly the detection efficiency of detector. Factor Analysis for the influence of the element composition in analysed samples on the FEPE indicates the FEPE distribution changes from non-metal to metal groups when the gamma ray energy increases from 92 keV to 238 keV. At energies above 238 keV, the FEPE primarily depends only on the metal elements and is significantly affected by aluminium and silicon composition in soil samples.

• 분석과학
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• 제7권4호
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• pp.427-434
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• 1994

GFAAS(graphite furnace atomic absorption spectrophotometer)를 이용하여 혈액 중 납을 분석할 때, 납은 비교적 휘발성 원소인 관계로 바탕선이 높아지므로 희화 온도를 일정 온도 이상으로 높일 수 없었다. 그래서 종래에는 매트릭스 변형제를 사용하여 희화 온도를 $700^{\circ}C$까지 올려서 희화시켜야 바탕선이 안정되었다. 본 연구에서는 광온도 및 전류 제어 장치가 부착된 기기(Shimadzu, AA-6501S)를 사용하여 온도조절을 단시간에 정확히 함으로써 매트릭스 변형제를 사용하지 않고 Triton X-100으로만 희석하여 분석해도 희화 온도 $550^{\circ}C$ 부근에서 바탕선이 안정됨을 알았다. 또한 자동 바탕 보정 장치인 $D_2$ arc형과 SR(self reversal)법을 비교해 본 결과, 같은 농도에서의 흡광도는 $D_2$ arc형이 높았으나 BGC(background correction)값은 SR법이 높음을 알았다.

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

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

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