지표면 침적 방사성핵종에 대한 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 MDA 비교 평가 MDA Assessment of NaI(Tl), LaBr3(Ce), and CeBr3 Detectors for Freshly Deposited Radionuclides on the Soil원문보기
본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.
본 연구에서는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 지표면에 침적될 수 있는 감마선방출 핵종의 방사능을 신속하게 평가하기 위해 이용될 수 있는 NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) 및 $CeBr_3$ 섬광검출기의 성능을 비교 평가하였다. 검출성능은 최소검출가능방사능(MDA, Minimum Detectable Activity)을 통해 평가하였으며, 각 검출기의 지표면 침적 감마선방출 핵종에 대한 검출효율은 수학적 모델링과 점선원을 이용하여 반실험적으로 산출하였다. MDA 평가를 위한 백그라운드 감마선에너지스펙트럼은 비교적 넓고 평탄한 초지에서 측정되었으며, 원자력 사고 시 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 각 검출기의 MDA를 산출하였다. 그 결과 일반 환경방사능 준위에서 지표면 침적 감마핵종에 대한 각 검출기의 MDA 크기는 대체로"NaI(Tl)> $LaBr_3$(Ce)> $CeBr_3$"로 평가되었으며, 백그라운드 준위가 유사한 에너지 영역에서는 분해능이 가장 우수한 $LaBr_3$(Ce)에서 최소 값을 보였다. 이는 관심 핵종의 감마선에너지 영역에 대한 각 검출기의 자체 및 측정 환경 백그라운드, 측정 효율, 그리고 에너지 분해능 특성을 바탕으로 비교 분석되었다.
The detection performances of the NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) and $CeBr_3$ scintillation detectors, which can be used to rapidly evaluate the major artificial radionuclides deposited on the soil surface in a nuclear accident or radiological emergency, were compared. Detection perform...
The detection performances of the NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) and $CeBr_3$ scintillation detectors, which can be used to rapidly evaluate the major artificial radionuclides deposited on the soil surface in a nuclear accident or radiological emergency, were compared. Detection performance was assessed by calculating the minimum detectable activity (MDA). The detection efficiency of each detector for artificial radionuclides was semi-empirically determined using mathematical modelling and point-like sources having certified radioactivity. The background gamma-ray energy spectrum for MDA evaluation was obtained from relatively wide and flat grassland, and the MDA values of each detector for the major artificial radionuclides that could be released in nuclear accidents were calculated. As a result, the relative MDA values of each detector regarding surface deposition distribution at normal environmental radiation level were evaluated as high in the order of the NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce), and $CeBr_3$ detectors. These results were compared based on each detector's intrinsic and measurement environment background, detection efficiency, and energy resolution for the gamma-ray energy region of the radionuclide of interest.
The detection performances of the NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce) and $CeBr_3$ scintillation detectors, which can be used to rapidly evaluate the major artificial radionuclides deposited on the soil surface in a nuclear accident or radiological emergency, were compared. Detection performance was assessed by calculating the minimum detectable activity (MDA). The detection efficiency of each detector for artificial radionuclides was semi-empirically determined using mathematical modelling and point-like sources having certified radioactivity. The background gamma-ray energy spectrum for MDA evaluation was obtained from relatively wide and flat grassland, and the MDA values of each detector for the major artificial radionuclides that could be released in nuclear accidents were calculated. As a result, the relative MDA values of each detector regarding surface deposition distribution at normal environmental radiation level were evaluated as high in the order of the NaI(Tl), $LaBr_3$(Ce), and $CeBr_3$ detectors. These results were compared based on each detector's intrinsic and measurement environment background, detection efficiency, and energy resolution for the gamma-ray energy region of the radionuclide of interest.
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문제 정의
이를 위해 동일한 크기의 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기에 대해 지표면에 침적된 인공방사성핵종을 가정하여 원자력 사고 시 초기에 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 MDA를 평가하고, MDA 차이에 대하여 각 검출기의 측정 효율, 에너지 분해능 및 백그라운드 요인을 바탕으로 비교·분석하였다. 본 논문에서는 각 검출기의 자체 백그라운드, 에너지 분해능 및 측정 효율 특성 평가 방법과 현장 백그라운드 에너지 스펙트럼 측정 및 MDA 평가 결과를 소개하고, MDA에 미치는 요인에 대하여 논의한다.
본 연구의 목적은 방사선 비상 시 현장 감마선분광분석에 주로 활용되고 있는 섬광검출기의 검출 가능 수준을 비교 분석하여 측정 현장 및 목적에 맞는 검출기 선정에 필요한 데이터를 제공하는 것에 있다.
제안 방법
Fig. 3은 측정 현장에 설치된 검출기를 보여주며, 각 검출기는 삼각대를 이용하여 지표면으로부터 1 m 높이에 위치시킨 후 3,600초 동안 감마선에너지스펙트럼을 측정하였다.
각 검출기의 자체 백그라운드를 평가하기 위해 Fig. 2와 같이 검출기 외부 백그라운드를 줄이기 위해 총 150 mm 두께의 납과 4 mm 두께의 무산소 고전도 구리(OFHC, Oxygen Free High Conductivity Copper)로 구성된 차폐체 내부에 각 검출기를 위치 시킨 후 3,600초 동안 백그라운드를 측정하였다.
본 연구에서는 동일한 조건에서 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 검출가능 수준을 비교하기 위해 모든 검출기의 크기를 2˝Ø × 2˝로 정하였으며, NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 에너지 분해능, 상대효율(3˝Ø × 3˝ NaI(Tl) 검출기에 대한 절대효율 비) 및 현장 감마선분광분석을 위한 교정인자 산출을 위해 약 370 kBq의 방사능을 갖는 152Eu (121.8 keV), 226Ra (214Pb, 351.9 keV), 137Cs (661.6 keV), 54Mn (834.8 keV) 및 60Co (1173.2 및 1332.5 keV)의 단일동위원소 점선원(point-like source, Eckert & Ziegler series)을 이용하였다.
본 연구에서는 원자력 사고 및 방사선 비상 시 현장 감마선분광분석에 활용될 수 있는 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 검출 가능 수준을 MDA를 이용하여 비교 평가하였다. 그 결과 지표면 침적 분포의 인공방사성핵종에 대한 MDA는 자체백그라운드 기여분이 상대적으로 큰 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종에 대해서는 CeBr3가 가장 낮은 값을 보였으며, 자체백그라운드가 무시될 수 있는 에너지 영역에서는 비교적 에너지 분해능이 우수한 LaBr3(Ce)에서 가장 낮은 값을 보였다.
이를 위해 동일한 크기의 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기에 대해 지표면에 침적된 인공방사성핵종을 가정하여 원자력 사고 시 초기에 방출될 수 있는 주요 핵종에 대한 MDA를 평가하고, MDA 차이에 대하여 각 검출기의 측정 효율, 에너지 분해능 및 백그라운드 요인을 바탕으로 비교·분석하였다.
측정된 감마선에너지스펙트럼을 이용하여, 비상 시 각 검출기의 검출 가능 수준을 비교하기 위해 원자력 사고 시 방출 될 수 있는 주요 감마핵종인 131I (364.5 keV), 103Ru (497.1 keV), 140Ba (537.3 keV), 134Cs (604.7 keV), 137Cs (661.6 keV) 및 95Zr (756.7 keV)에 대한 MDA를 평가하였다[9]. MDA는 Currie가 제시한 방법을 이용하여 산출하였으며 관계 식은 아래와 같다[10].
대상 데이터
In-situ measurement setup of 2˝Ø × 2˝ NaI(Tl), LaBr3(Ce) and CeBr3 detectors.
In-situ measurement spectra of 2˝Ø × 2˝ NaI(Tl), LaBr3(Ce) and CeBr3 detectors.
검출하한치 평가를 위한 환경 백그라운드 감마선을 측정하기 위해 검출기 위치를 기준으로 반경 50 m 이상의 면적을 갖는 비교적 평탄한 초지를 선정하였다. Fig.
이론/모형
7 keV)에 대한 MDA를 평가하였다[9]. MDA는 Currie가 제시한 방법을 이용하여 산출하였으며 관계 식은 아래와 같다[10].
현장감마선분광분석을 이용하여 토양 중 방사성핵종의 방사능을 평가하기 위해 측정 계수를 방사능으로 환산하기 위한 교정인자 산출을 위해 ICRU 53 report에서 제시한 반실험적 교정방법을 적용하였으며, 이 교정인자 #는 다음과 같이 산출될 수 있다[7].
성능/효과
검출기의 검출 가능 수준을 MDA를 이용하여 비교 평가하였다. 그 결과 지표면 침적 분포의 인공방사성핵종에 대한 MDA는 자체백그라운드 기여분이 상대적으로 큰 에너지 영역의 감마선을 방출하는 핵종에 대해서는 CeBr3가 가장 낮은 값을 보였으며, 자체백그라운드가 무시될 수 있는 에너지 영역에서는 비교적 에너지 분해능이 우수한 LaBr3(Ce)에서 가장 낮은 값을 보였다. 또한, NaI(Tl)은 가장 낮은 자체백그라운드를 보이지만 낮은 검출 효율 및 에너지 분해능으로 인해 LaBr3(Ce) 및 CeBr3에 비해 검출 가능 수준이 낮게 평가된다.
본 연구에서 사용된 각 검출기의 상대효율은 60Co 선원으로부터 250 mm 거리에서 1332.5 keV의 전에너지 피이크 계수율을 측정하고 동일한 측정 조건에서 측정된 3˝Ø × 3˝ NaI(Tl) 검출기에 대한 전에너지 피이크 계수율에 대한 상대 비로서 계산되었으며, Table 1에서 보여주는 것과 같이 동일한 크기 조건에서 LaBr3(Ce)와 CeBr3 검출기의 상대효율은 유사하지만 NaI(Tl) 보다는 약 1.4배 높은 값을 보인다.
이와 같이 지표면 침적 인공방사성핵종에 대한 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 MDA는 검출기의 효율, 에너지 분해능 및 자체 백그라운드 특성과 방사성핵종의 방출 감마선 에너지에 따라 차이가 있음을 확인할 수 있다.
Table 2, 3 및 4는 방사선 비상 시 환경으로 방출될 수 있는 주요 핵종으로서 131I, 103Ru, 140Ba, 134Cs, 137Cs 및 95Zr에 대한 각 검출기의 검출효율, 자체 백그라운드 및 에너지 분해능에 따른 백그라운드 영역과 MDA를 평가한 결과를 보여준다. 전반적으로 각 핵종의 관심 에너지에 대한 ROI의 에너지당 백그라운드 계수율(B/keV)은 자체 백그라운드 계수율(Intrinsic B/keV)이 상대적으로 높은 LaBr3(Ce) 검출기에서 가장 높은 값을 보였다. 그러나 전반적인 MDA 크기는“NaI(Tl) > LaBr3(Ce) > CeBr3” 으로서 NaI(Tl)에서 가장 큰 값을 보였으며, 이는 상대적으로 낮은 검출 효율과 에너지 분해능으로 인해 보다 넓은 백그라운드 영역을 포함하기 때문이다.
후속연구
또한, 현재에는 LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기가 NaI(Tl)에 비해 가격이 높기 때문에 성능 대비 비용적 측면을 고려할 필요가 있다. 본 연구 결과를 통해 제시된 방사선 비상 시 주요 관심 핵종에 따른 각 검출기의 백그라운드특성에 따른 MDA 평가 자료는 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3검출기 선정에 유용한 자료로 활용될 수 있을 것이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
현장 감마선분광분석(in-situ gamma-ray spectrometry)은 무엇인가?
현장 감마선분광분석(in-situ gamma-ray spectrometry)은 현장에서 시료를 채취하지 않고 직접 감마핵종을 판별하고 방사능을 평가할 수 있는 방법으로서 신속한 현장 평가가 요구되는 원자력 사고 또는 방사선 비상 시 효과적으로 적용될 수 있다. 현장 감마선분광분석을 위한 검출기 중 최근 주로 활용되고 있는 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3와 같은 섬광검출기는 HPGe 검출기와 같은 반도체 검출기에 비해 낮은 에너지 분해능을 갖고 있지만 상온 및 저전력 조건에서 측정이 가능하므로 비상 시 이동형 검출기로서 용이하게 활용될 수 있다.
측정 환경 및 목적에 따른 적합한 검출기를 선택할 필요가 있는 이유는 무엇인가?
또한CeBr3의 에너지 분해능은 NaI(Tl)보다 높지만 LaBr3(Ce) 보다 낮으며, LaBr3(Ce)에 비해 비교적 낮은 자체 백그라운드를 가지고 있다[1-4]. 이와 같이 섬광검출기는 검출기 결정 구성에 따라 각기 다른 측정효율, 에너지 분해능 및 자체 백그라운드 특성을 보이며, 검출기 종류 및 감마선 에너지에 따라 검출 가능 수준이 다를 수 있다. 그러므로 측정 환경 및 목적에 따라 적합한 검출기를 선택해야 하며, 특히 비상 시 신속 대응을 위해서는 사전에 활용 가능한 검출기에 대한 검출가능 수준의 평가가 선행될 필요가 있다.
본 연구에서 검출가능 수준을 비교하기 위해 맞춘 조건은 무엇인가?
본 연구에서는 동일한 조건에서 NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 검출가능 수준을 비교하기 위해 모든 검출기의 크기를 2˝Ø × 2˝로 정하였으며, NaI(Tl), LaBr3(Ce) 및 CeBr3 검출기의 에너지 분해능, 상대효율(3˝Ø × 3˝ NaI(Tl) 검출기에 대한 절대효율 비) 및 현장 감마선분광분석을 위한 교정인자 산출을 위해 약 370 kBq의 방사능을 갖는 152Eu (121.8 keV), 226Ra (214Pb, 351.9 keV), 137Cs (661.6 keV), 54Mn (834.8 keV) 및 60Co (1173.2 및 1332.5 keV)의 단일동위원소 점선원(point-like source, Eckert & Ziegler series)을 이용하였다. 본 연구에서 사용된 각 검출기의 상대효율은 60Co 선원으로부터 250 mm 거리에서 1332.
참고문헌 (11)
G.F. Knoll, Radiation detection and measurement, John Wiley & Sons (2010)
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J.H. Lee, J.I. Byun, and D.M. Lee, "In-situ $CeBr_3$ gamma-ray spectrometry for radioactivity analysis of soil", J. Radioanal. Nucl. Chem., (2019). In press.
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L.A. Currie, "Limits for qualitative detection and quantitative determination. Application to radiochemistry", Anal. Chem., 40(3), 586-593 (1968).
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