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- 저자 : 서범경 (검색결과 197 건)
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표면오염 측정용 무기섬광 함침 필름의 제조 및 성능평가
서범경,이근우,한명진,임난주,박진호 한국에너지학회 2004 에너지공학 Vol.13 No.2
간접법을 이용한 표면오염도 측정 시 시료채취와 동시에 방사선 검출이 가능한 스메어 매체를 제조하고 성능을 평가하였다. 스메어 매체는 무기섬광체를 고분자 막에 함침시킨 것으로서, 용매로는 디메틸포름아마이드(DMF)와 메틸렌클로라이드(MC) 그리고 고분자 소재로서 폴리설폰(PSF)을 사용하였고, 무기섬광체는 CAYS(cerium activated yttrium silicate)를 사용하였다. 함침막은 단일 및 이중구조로 제조하였고, 물, 메타놀 등 비용매성 욕조에 침지하거나 용매 증발을 통하여 고형화하여 특성을 비교하였다. 방사선과의 상호작용에 의하여 무기섬광물질 함침막으로부터 방출되는 광자의 계측은 광전증배관과 고전압원, 증폭기, 계수기로 구성된 원형계수기를 사용하였다. 14C 표면오염에 대해 무기섬광 함침막을 이용해 얻은 계수율을 통상의 저준위 알파/베타 계수기로 얻은 결과와 비교할 때 상대 감도가 약 50%로 나타났다. 또한, 계수효율이 상대적으로 낮았지만 저에너지 베타선 방출핵종인 3H 표면오염도 측정이 가능하다는 것을 확인하였다.
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부산지역 토양의 ^(226,228)Ra, ^(137)Cs 및 ^(40)K 방사능 분포
서범경,성정욱,김현덕,이대원 대한방사선 방어학회 2001 방사선방어학회지 Vol.26 No.4
In this work, we investigated distribution of the natural and artificial radioactive nuclides and level of the regional background in soil in Busan. For 45 points, the environmental radioactivity concentration of Busan surface soil is 14.38 ∼ 57.03 (mean : 33.95) Bq·kg^-1 for ^226Ra, 22.41 ∼ 86.58 (mean : 51.08) Bq·kg^-1 for ^228Ra, 223.64 ∼ 1332.30 (mean : 668.61) Bq·kg^-1 for ^40K and <0.33 ∼ 33.37 (mean : 13.74) Bq·kg^-1 for ^137Cs. Also, in order to investigate vertical distribution for radioactivity, we examined radioactive concentration with mountain height. But there was no correlation between radiaoactivity distribution and mountain height. The ^226Ra/^228Ra and ^228Ra and ^226Ra/^40K concentration ratios were 0.68 ± 19% and 0.06 ± 34%, respectively.
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감마선 분광법을 이용한 지하수 중의 <sup>226</sup>Ra 분석
서범경,이길용,윤윤열,이근우,Seo, Bum-Kyoung,Lee, Kil-Yong,Yoon, Yoon-Yeol,Lee, Kune-Woo 한국분석과학회 2003 분석과학 Vol.16 No.1
시료 전처리가 필요 없는 감마선 분광분석법을 이용하여 지하수 중의 라듐 ($^{226}Ra$) 분석을 위한 측정법을 확립하였다. 방사평형된 딸핵종을 이용한 라듐의 분석 시 가장 문제가 되는 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 바탕계수는 측정함 내부로 질소가스를 흘려주므로써 해결하였고, 라듐과 그 딸핵종들 사이의 방사평형 과정에서 생성된 라돈가스의 용기 외부로의 누출은 밀폐된 알루미늄 용기를 사용함으로써 방지할 수 있었다. 또한 측정용기 내부의 공기층에 의한 방사능 변화정도를 조사하기 위하여 임의로 공기층을 만들어 측정한 결과, 물 속에 녹은 라돈의 공기층으로의 발산에 의한 방사능 변화정도는 통상적인 측정오차인 5% 범위 이내였다. 측정 시 검출기 주위로 질소가스를 흘려줌으로서 대기 중 라돈 딸핵종에 의한 간섭을 제거하였고, 검출하한값을 0.02 Bq/L로 낮출 수 있었다. 이는 최근 US Environmental Protection Agency (EPA)에 의하여 제안된 지하수 중의$^{226}Ra$ Maximum Contaminant Level (MCL)인 0.74 Bq/L보다 충분히 작은 값으로서 감마선 분광법을 이용하여 지하수 중의 라듐을 방사능 농도를 정확히 결정할 수 있다는 것을 확인하였다. The measurement of radium ($^{226}Ra$) in the groundwater was established using ${\gamma}$-ray spectroscopy without sample preparation. The background interference by air borne radon daughter nuclides was reduced by $N_2$ gas flow into the counting chamber. Leakage of radon gas produced in the radioactive equilibrium with radium and its daughter nuclides was prevented by use of the air-tighted aluminium container. We investigated the effect of air layer in the counting container. Radioactivity variation due to emanation of radon into the air layer was within the counting error range 5%. When the nitrogen gas was flowed around the detector, peak counts of ${\gamma}$-rays from the daughters of airborne radon was decreased and detection limit was decreased to 0.02 Bq/L. The detection limit of detector was lower than 0.74 Bq/L, the $^{226}Ra$ Maximum Contaminant Level (MCL) in the groundwater proposed by US Environmental Protection Agency (EPA). It was confirmed that $^{226}Ra$ radioactivity in the groundwater could be determined by the ${\gamma}$-ray spectroscopy.
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규제해제 대상 방사성 금속 폐기물 최종잔류방사능 측정법
서범경,지영용,홍상범,이근우,문제권,Seo, Bumkyoung,Ji, Youngyong,Hong, Sangbum,Lee, Keunwoo,Moon, Jeikwon 대한방사선방어학회 2013 방사선방어학회지 Vol.38 No.4
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. It has been continuously generated the requirement for the replacement of the main components such as a steam generator due to the deterioration of the nuclear power plant all around the world. Also, a large amount of radioactive metal was generated during the decommissioning in a short period. It is required to make an accurate measurement of the residual radioactivity for recycling the metal waste for releasing from regulatory control. In planning the measurement procedures, the influence of geometry, self-absorption, density and other relevant factors on the representativeness of the measurements should be considered for the decommissioning metal waste. In this study, the method for measurement procedures, the source term evaluation, the ways to secure representative samples, the measurement device for wide area and the self-absorption correction factors for different density were evaluated. The metal samples for measurement were prepared for securing the simple geometry and representative by melting process. The developed correction method for measuring the radioactivity a variety density of metal waste could improve the reliability of the evaluation results for clearance.
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환경시료의 방사능 분석에서 Monte Carlo 방법을 이용한 자체흡수 효과 보정
서범경,이대원,이길용,윤윤일,양태건 대한방사선 방어학회 2001 방사선방어학회지 Vol.26 No.2
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 1000keV이하의 에너지 영역에 대해 자체 흡수 효과의 보정치 필요하다는 것을 알았다. 또한 계산의 타당성을 검증하기 위하여 NIST SRM 4353 표준물질을 이용하여 계산값과 인증값을 상호비교한 결과 오차범위 이내로 잘 맞는다는 것을 확인하였다. In the low level radioactivity measurement, such as environmental radioactivity, there were used commonly cylindrical and Marinelli type beakers by means of measurement container. If there are differences in the matrix density or sample height between standard source and sample, it must be determined full energy peak efficiency considering self absorption effect. In this paper, we compared measured efficiency calculated full energy peak efficiencies in the HPGe detector using the Monte Carlo method. For cylindrical container, we calculated the variation of the efficiency with sample height. Also, we calculated the variation of the detection efficiency with apparent density in the cylindrical and Marinelli container. It was seen that it need to be corrected for self absorption in the energy range of below 1000keV. Also, in order to verify the validity of calculation, we compared the calculated value with reference value using NIST SRM 4353 reference soil.
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중성자 방사화법을 이용한 감마선원 제조 및 HPGe 검출기 효율 결정
서범경,이길용,이근우,윤윤열 대한방사선방어학회 2004 방사선방어학회지 Vol.29 No.1
HPGe 검출기를 이용한 방사능 분석 시 효율교정을 위하여 통상적으로 사용하는 상용의 감마선 표준선원을 구입하는데 따르는 금전적인 문제와 장기간의 소요시간 등의 문제를 해결하기 위하여 본 연구에서는 표준선원을 직접 제작하였다. 측정하고자 하는 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종이 포함된 시약을 원자로에서 조사시켜, 방사화된 시약을 수용액 상태로 만들어 표준선원을 제조하였다. 제조한 방사선원을 상용의 표준선원과 비교하였으며, 효율교정용 선원으로 사용할 수 있다는 것을 확인하였다. 또한 일상적인 방사능 분석과정에서 발생할 수 있는 표준선원과 측정 시료의 부피 차이에 따른 측정 효율의 변화정도를 조사하기 위하여, 방사능 분석에서 사용되고 있는 다양한 측정용기에 대하여 표준선원의 부피 변화에 따른 효율의 변화 정도를 조사하였다.
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