대덕지역 환경방사선에 대한 감마선 분광분석연구

전재식,오희필,오헌진,윤주용 충남대학교 자연과학연구소 1983 忠南科學硏究誌 Vol.10 No.1

For an assessment of local environmental radiation characteristics, a series of in-situ spectrometry was carried out at four different points in open field of Daedeok area and inside a laboratory of CNU usiing 3″×3″cylindrical NaI(T1) scintillation detector and 400 channel pulse height analyzer. The exposure rate was evaluated from the measured gamma-ray spectrum by means of direct spectrum-exposure rate conversion operation. Thus evaluated exposure rate was compared with that observed by a pressurized ionization chamber at the same pont and time, and the comparison showed good agreement within statistical uncertainty. The exposure rate, corrected for the contribution of cosmic ray photon below 3 Mev, self-contamination of ^(40)K, and directional response of the detector, was found to range from 9.77 to 10.72 μR/hr in open field, while it was 12.46 μR/hr inside the laboratory. Analysis of the gamma-ray spectra revealed that the majority of the environmental radiation in this area consists of the gamma-rays from ^(238)U and ^(232)Th decay series plus those from ^(40)K.

HPGe 검출기에 의한 지각방사선의 핵분광학적 연구

전재식,채하석,진응국,이철영,조혁,하정우 충남대학교 기초과학연구소 1992 연구논문집 Vol.12 No.-

고순도 Ge(HPGe) 검출장치를 사용한 현장측정을 통하여 지각방사선에 대한 핵분광학적 연구를 수행하였는바 지각방사선장의 핵분광학적 특성차이를 규명하기 위하여 지면의 자연방사성 핵종분포가 대표적 전형인 충남대학교 캠퍼스내 미경작 개활지 잔디밭과, 우라늄 함량이 높은 곳으로 알려진 괴산군 덕평리 지역 등 특이한 두 지역을 측정지점으로 선택하였다. 환산선량의 비교확인을 위하여 HPGe 분광측정은 3″ø×3″원통형 NaI(T1) 섬광검출기에 의한 분광측정과 동시에 수행하였으며 본 연구에 사용된 HPGe 검출기에 대한 스펙트럼-선량율 환산인자 G(E)는 감마선속이 검출기 축에 수직 입사하는 것으로 가정하고 Monte Carlo 방법으로 씨뮬레이션한 감응스펙트럼들을 사용하여 산출하였다. 이 G(E)를 사용하여 산출된 선량율(D˙_Ge)은, 이미 기준기급 전리함과의 비교 교정을 통하여 스펙트럼-선량 환산체계가 확립된 바 있는 NaI(T1) 검출기로 구한 선량율(D˙_NaI)과 만족스러운 일치를 보였으며 D˙_Ge와 D˙_NaI 사이의 상관계수는 +0.9988, 회귀 방정식의 기울기는 1.001을 나타내었다. 측정한 스펙트럼에서는 미미한 크기의 ^137Cs 감마선 피크가 확인되었으나 1960년대에 수행되었던 대기권 핵실험의 영향이나 Chernobyl 원전사고의 영향은 관측되지 않았다. Study of terrestrial gamma-rays was carried out by means of in-situ spectrometry using high purity germanium (HPGe) detector system. Two distinguishable fields of measurements, namely, uncultivated flat lawns in CNU campus where the distribution of natural radionuclides in the ground in known to be quite typical and well-known uranium rich area of Dukpyung-ri in Gwoesan-kun were selected in order to specify the difference in spectrometric characteristics of the fields. In-situ HPGe spectromety was accompanied by scintillation spectrometry with 3″ø×3″cylindrical NaI(T1) detector for comparative confirmation of derived dose rates from the spectra measured. Spectrum-dose rate conversion operator, G(E), of our particular HPGe detector was calculated using response spectra simulated by Monte Carlo method with an assumption of gamma-ray beams incident vertically to the detector axis. Resultant dose rates (D˙_Ge) showed satisfactory agreement with those obtained by NaI(T1) spectrometry and corresponding G(E) operation (D˙_NaI) of which system has been well-established through intercalibration with a reference ion chamber. Correlation coefficient and the slope of regression equation between D˙_Ge and D˙_NaI came out to be +0.9988 and 1.001, respectively. Though traceable height of ^137Cs gamma-ray peak was identified on the field spectrum, ground contamination of fission products released from atmospheric nuclear test performed in 1960s and possibly from Chernobyl accident was not observed as of today.

Cellulose Nitrate 固體飛跡檢出器의 腐蝕條件

田載植,明東範 대한방사선 방어학회 1987 방사선방어학회지 Vol.12 No.1

알파입자 검출을 위한 고체 비적 검출기인 CA 8-15와 LR 115-1은 그 부식조건이 검출기 제조회사에서 이미 주어지고는 있으나 이들 검출기에 대한 최적부식에 관한 실험적 검토를 다시 행하였는바 최적부식시간에 현저한 차이가 있음을 발견하였다. 검출기의 방사선 조사는 이미 설정된 기하학적 배치조건하에서 0.1μCi수준의 ?? 알파선원으로 수행하였다. 부식시간과 용액 농도의 함수로서의 비적크기에 대한 분석과 검출기에 검출된 단위면적당 비적의 이론적 기대치에 대한 비교 조사를 행하였으며, 입사 알파입자의 유효 에너지에 대한 검출효율의 변화에 대해서도 연구하였다. An experimental study for an optimum etching of commercialized cellulose nitrate SSNTD, CA 80-15 and LR 115-1 for detecting alpha particles, was carried out. Although ordinary etching condition of the detectors has been recommended by the producer, a remarkable discrepancy in etching time was found. The detectors were irradiated with a 0.1μCi ?? alpha source under a known geometrical arrangement. Analysis on the track size as functions of etching time and etchant concentration and comparative examination of theoretically predicted number of tracks per unit area with that recorded on the detectors were made, including a study on the variation of detection efficiency with the effective energy of the incident alpha particles.

HPGe 검출기에 의한 지표우주선 전리성분의 핵분광학적 연구

전재식,이철영,조혁,하정우 충남대학교 기초과학연구소 1992 연구논문집 Vol.12 No.-

고순도 Ge(HPGe) 검출기를 이용하여 지표우주선 전리성분에 대한 일련의 핵분광학적 연구를 수행하였는바 본 연구의 목적은 전리함으로 측정되는 우주선 전리성분의 선량율과 그에 대응되는 HPGe 스펙트로메터의 3∼100 MeV 구간의 분광학적 계수율을 연결하는 실험식을 구하는데 있다. 3 MeV 이하 영역에서 검출되는 감마선의 선량과 그 보다 높은 에너지 영역에서 검출되는 우주선 전리성분을 구분판별하기 위하여 14l 구형 전리함과 3″ø 구형 NaI(T1) 및 GAMMA-X HPGe 검출기들을 사용하였다. 연구결과, 실험식 Y=30.25X_G+1.42를 얻었는데 여기서 Y는 nGy·h^-1로 표시되는 우주선 전기성분의 선량율이고 X_G는 3∼100 MeV 영역에서 HPGe 검출기로 계측된 cps 단위의 계수율이다. 지수감쇄모형에 의하면 우주선 전리성분의 전체적인 감쇄곡선이 둥가두께 1600㎏·m^-2를 기점으로 두가지 상이한 기울기를 가지며, 위도가 같은 대전 지역과 일본 이바라키현에서의 우주선 전리성분의 선량율이 오차범위 안에서 일치 함을 보였다.

자연 방사선량 중 우주선 기여 성분 정량 연구

전재식,오희필,하정우,오헌진,강인선 대한방사선 방어학회 1988 방사선방어학회지 Vol.13 No.2

자연 방사선 피폭선량 중 우주선 전리 성분의 기여를 정량하기 위하여 LiF TLD를 이용하여 약 1년반에 걸쳐 3개월 간격의 주기적 측정을 수행하였다. TLD는 세가지를 사용하였는데 그것은 칩과 PTFE원판형으로 된 두 가지의 ?LiF와 중성자 성분의 기여를 가려내기 위한 원판형의 ?LiF였다. 선량측정은 뱃지에 넣은 TLD를 충남대학교 대덕 캠퍼스의 한4층콘크리트 건물내 3층의 한 연구실에 설치한 10-15㎝ 두꼐의 납차폐 상자에 넣어서 90일 간격으로 다섯 주기 동안 수행하였다. 비교 연구를 위하여 3"Φ×3" 원통형NaI(T1) 섬광 검출기와 1024채널 MCA를 이용하여 3MeV 이상의 우주선 경성분에 대한 분광분석을 병행하였는데 그 결과 옥내 차폐체를 이용한 TLD측정치는 옥외 우주선 전리 성분의 약 75%를 측정하고 있음이 밝혀졌다. 이와 같은 차폐 손실을 보정한 TLD측정 결과에 의하면 충남대 대덕 캠퍼스 옥외에서 우주선 전리 성분의 기여는 34.3±1.1nGy-h¹로 나타났는데 이것은 이 측정 지점에서 예측할 수 있었던 선량 값과 매우 잘 일치하는 것이다. In order to quantify the contribution of cosmic-ray ionizing component to the dose given by natural background radiation, a series of measurement has been carried out using LiF TLDs for about one and a half years on quaterly basis. Three different types of LiF TLDs namely, chips and PTFE based disks of ?LiF, and the same disks of ?LiF for identifying possible contribution of neutron component were used. Measurements were made by placing badge-incased TLDs in a lead castle of 10 to 15㎝ thick installed in a room n the third floor of a four-story building in CNU Daedeok campus for 5 cycles of 90 days. For comparison a series of spectrometric study was also performed for the energy region over 3 MeV using a 3"Φ×3"NaI(T1) scintillation detector in association with an MCA of 1024 channels, and it was found that the data obtained by the TLDs placed in the lead castle indicate 75% of the dose given by outdoor cosmicray component. The results obtained by the TLDs through correction for shielding loss show that the outdoor dose contribution of ionizing component of cosmic rays at this campus is 34.3±1.1nGy/h which satisfactorily agrees with that expected for our particular location of measurement.

Cellulose Nitrate의 알파粒子飛跡特性

田載植,黃善泰,都珍悅 대한방사선 방어학회 1984 방사선방어학회지 Vol.9 No.2

Cellulose nitrate의 α粒子飛跡特性, 特히 化學腐蝕條件에 따른 α 粒子의 飛跡直徑을 中心으로 硏究하였다. Cellulose nitrate의 KOH 溶液腐蝕때에는 同一한 腐蝕條件下에서 NaOH 경우보다 α 飛跡直徑이 約 3倍 크게 나타났다. 그밖에 腐蝕時間 및 粒子의 에너지에 따른 腐蝕直徑의 데이타를 얻었고, α 粒子의 照射條件이 같을 때 훌루언스率(fluence rate)이 腐蝕時間에 無關함을 알았다. A study on the characteristics of α-particle track on cellulose nitrate film was carried out with a particular emphasis on the dependence of track diameter upon chemical etching condition. The track diameters etched in KOH solution appeared to be, on average, three times larger than those etched in NaOH under the same etching condition. The relationship between the track diameters and both etching time and the energy of incident α-particles was also investigated. It is shown that the particle fluence rate is fairly independent of etching time as far as the condition of irradiation remains unchanged.

地表空氣中의 α放射能測定 및 解析

田載植,明東範 대한방사선 방어학회 1986 방사선방어학회지 Vol.11 No.2

CA 80-15 및 LR 115-1 cellulose nitrate비적검출기를 사용하여 지표공기층의 α방사능을 측정해석하였는바 이 검출기의 검출효율은 0.1mCi의 ²⁴¹Am α선을 사용하여 결정하였다. 지표에서 방출되는 라돈과 그 자핵종들에 의한 α방사능을 검출하기 위하여 두가지의 라돈컵을 사용하였으며 이들을 각각 지름이 15㎝, 깊이가 45㎝인 이웃한 두개의 땅구덩이를 만들어 그 안에 설치하여 일정기간 α방사능에 노출하였다. 두 라돈컵중 하나는 구덩이 지표면에 거꾸로 밀착시켜 밀폐공간이 되게 하고 다른 하나는 바닥에서 일정한 거리를 띄우고 컵 윗면에 구멍을 뚫어 공기의 소통이 가능하도록 하여 그 검출결과를 비교 검토하였다. α입자에 피폭된 비적검출기는 부식처리한 후 현미경으로 판독하고 통계분석 하였으며 그 결과를 지표공기 단위부피당 α방사능농도로 환산 평가하였다. A study on the measurement of alpha activity in ground air has been carried out using CA 80-15 and LR 115-1 cellulose nitrate nuclear track detectors. The detection efficiency of the detectors were determined by making use of an ²⁴¹Am alpha source of 0.1mCi in activity under a known geometrical arrangement. For the field measurement of alpha activity of emanated radon and its progeny in ground air two different radon cups were installed for a certain period of time in two neighbouring ground holes of about 15㎝ in diameter and 45㎝ in depth. Of the two radon cups one kept closed space during the detecting period, while the other kept open space with a hole enabling the air to ventilate. The etched tracks were read out by a microscope and the results obtained through statistical analysis were evaluated in terms of alpha activity per unit volume of air.

자연방사선량중 ^222 Rn 기여성분 정량해석

전재식,오희필,채하식,이병영,김도성 충남대학교 기초과학연구소 1989 연구논문집 Vol.9 No.-

옥외 라돈이 호흡기관에 주는 선량을 측정·평가할 목적으로 CR-39 비적검출기를 내장한 라돈 컵을 사용하여 대기중 라돈농도를 측정하였다. 직접형 검출기 및 개방 컵과 필터 컵의 구조를 갖는 CR-39 비적검출기에 대한 라돈검출인자는 공기중의 농도가 잘 알려진 표준라돈 조사시설에서 이들 검출기와 라돈컵을 일정기간 조사하여 결정하였다. CR-39를 70℃, 30% NaOH용액으로 220분간 화학부식하였을 때 직접형 검출기와 개방 컵, 필터 컵에 대한 라돈검출인자는 각각 0.273, 0.0813, 0.0371 tr㎜^-2/(37Bqm^-3·d)였다. 또한 1988년 5월에서 1989년 3월까지 대전(충남대학교)에서 측정한 대기중의 라돈농도는 개방 컵에 의한 결과는 2.74-18.87Bq/㎥(0.07-0.5pCi/ℓ)로서 연평균 8.25Bq/㎥(0.22pCi/ℓ)이었으며, 필터 컵에 의한 결과는 1.67-19.76Bq/㎥(0.05-0.54pCi/ℓ)로 연평균 8.18q/㎥(0.22pCi/ℓ)이었다. 그리고 대기중의 라돈농도에서 ^(220)Rn의 기여성분은 무시할 수 있을 정도인 것으로 판단되었다. 측정한 옥외 대기중의 라돈농도와 부위별 폐선량모형으로부터 ICRP 표준인의 호흡기관에 대한 유효선량당량률은 약 60nSv/h(0.5mSv/y)로 평가되었다. A study for the assesssment of dose given by outdoor radon to respiratory system has been carried out by making use of radon-cups containing CR-39 plastic track detectors. Detection efficiencies were determined by irradiation of the radon-cups in a standard radon chamber of known concentration. Thus determined detection factors of CR-39 plastic track detedtor in bare, open cup and filtered cup geometry are found to be 0.273, 0.0813 and 0.0371tr㎜^-2/(37Bqm^-3·d) respectively, which are chemically etched in 70℃, 30% NaOH for 220 minutes. The outdoor radon concentrations measured at Taejeon(Chungnam National University) from May 1988 to March 1989 are in the range of 2.74-18.8Bq/㎥(0.07-0.51pCi/l) by open cup and 1.67-19.76Bq/㎥(0.05-0.54pCi/l.) by filtered cup. The annual averaged value of the measured outdoor radon concentration is 8.2Bq/㎥(0.22pCi/l). Corresponding effective dose equivalent rate to respiratory system of ICRP standard man is assessed to be 60nSv/h or 0.5mSv/y.

沃化水銀 單結晶의 成長과 그 物理的 特性에 關한 硏究

田載植,張忠根,吳熙弼 충남대학교 기초과학연구소 1984 연구논문집 Vol.5 No.-

Investigation on the physical properties of mercuric iodide single crystals grown by both means of liquid and vapour growth was performed. In addition to the measurement of band gap energy and hardness of the crystals grown, studies on the relations between nucleation, supersaturation and transport rate as a function of source temperature in the process of vapour growth as well as solvent evaporation rate, crystal density and crystal size as a function of growing time in liquid growth were also carried out. As a result of the analysis, it is shown that the total number of crystallites, Ns, in vapour growth is given by In N_s = -4.47 × 10 exp (-2)G + 0.012T were G=1/ln^2 (1+r) and r is supersaturation, and T is source temperature in K, whereas the mass transport rate, J, is expressed by J = -0.96 × 10 exp (3)T^-1 + 2.52. In liquid growth, the solvent evaporation rate was found to be the most important factor that affects the pattern of the crystal grown. Density and band gap energy measured were, on average, 6.3g/㎤ and 2.1 eV, respectively.

감마線分光分析 및 熱螢光檢出法에 의한 自然放射線의 線量測定硏究

田載植,吳熙弼,崔哲圭,吳憲鎭,河正雨 대한방사선 방어학회 1985 방사선방어학회지 Vol.10 No.2

감마선분광분석 및 열형광선량측정법에 의한 자연환경방사선의 선량해석에 관한 연구를 1984년 10월부터 약 1년간에 걸쳐 충남대학교 대덕캠퍼스내의 1만㎡규모의 평면개활지에서 수행하였다. 이 연구에서 사용한 검출기는 3"ø×3" NaI(Tl) ,閃光計數器와 plastic에 밀봉하여 금속판에 압착 처리한 chip과 Teflon-disk로된 2종의 LiF TLD였다. 실측실험으로는 3회에 걸친 24시간 cycle의 in-situ spectrometry와 2회의 3개월 cycle과 1회의 1개월 cycle에 걸친 TLD field dosimetry를 수행하였다. 측정한 모든 spectrum은 G(E)연산자법에 의하여 照射線量率로 환산하였고 그 결과로부터 환경 방사선의 地殼成分을 산출하였다. 結果에 의하면 spectrometry로 구한 조사선량율이 평균(10.54±2.96)μR/hr, TLD chip으로 측정해석한 값은 (12.0±3.4)μR/hr, disk에서 얻은 값이 (11.0±3.6)μR/hr로 오차범위 안에서 매우 좋은 일치를 보이고 있다. 그러나 감마선분광분석에 의한 자연방사선의 에는 가끔 심한동요가 관측되었다. 정확한 환경방사선량해석을 위하여 감마선분광분석과 TLD의 적절한 동시 배합사용이 바람직 하며, 보다 고감도의 TLD에 관한 연구와 국제비교등을 통한 선량평가의 精度向上을 위한 보다 깊이 있는 연구가 필요하다는 結論에 도달하였다. A study for the assessment of natural environmental radiation exposure at a flat and open field of about 10, 000m2 in area in CNU Daeduk campus has been carried out by means Oi gamma-ray scintillation spectrometry and thermoluminescence dosimetry for one year period of time from October 1984. The detectors used were 3"ø×3" NaI(Tl) and two different types of LiP TLD, namely, chip sealed in plastic sheet which tightly pressed on two open holes of a metal plate and Teflon disk. Three 24-hour cycles of in-situ spectrometry, and two 3-month and one 1-month cycles of field TL dosimetry were performed. All the spectra measured were converted into exposure rate by means of G (E) opertaion, and therefrom exposure rate due to terrestrial component of environmental radiation was figured out. Exposure rate determined by the spectrometry was, on average, (10.54±2.96)μR/hr, and the rates of (12.0±3.4)μR/hr and (11.±3.6)μR/hr were obtained from chip and disk TLD, respectively. Fluctuations in diurnal variation of the exposure rate measured by the spectrometry were noticeable sometime even in a single cycle of 24 hours. It is concluded that appropriately combined use of TLD with in-situ gamma-ray spectrometry system can give more accurate and precise measure of environmental radiation exposure, and further study for more adequate and sensitive TLD for environmental dosimetry, including improvement and elevation of accuracy in data assessment through inter-laboratory or international intercomparison is necessary.