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 1 g/cm3의 교정용 표준시료를 이용하여 모 델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, 1.5 g/cm3 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시 뮬레이션하고 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.

순수 베타 핵종인 90Sr 분석은 화학적 거동이 유사한 알칼리 토금속(Ca, Ba, Ra)등 방해 원소를 제거할 분리 공정이 필요하다. 본 연구는 Sr을 추출/정제하기 위해 추출크로마토그래피법을 이용한 최적의 절차를 마련하는 것을 목적으로 한다. Sr resin 1.5 mL BV(Bed Volume)의 최대 Sr 흡착량은 6 mg이었다. 유량 1 mL min-1과 Ca 200 mg 이하에서는 Sr resin 1.5 mL(BV) 의 Sr 회수는 정량적이었으나, 유량을 5 mL min-1으로 중가 시키면 Sr 회수율이 감소하였다. 같은 양(BV)의 Sr resin을 사용 할 경우, 컬럼의 단면적이 작을수록 Sr resin의 분리능이 향상되었다.

원자로의 해체 과정에서 발생되는 방사성 폐기물 내 존재하는 55Fe, 63Ni은 폐기물의 처리방법을 결정하는 데 있어 기초적인 지표로 활용되는 중요한 핵종이다. 하지만 두 핵종은 낮은 방사선량으로 인해 다른 핵종들과의 분리가 필수적이며 또한 시 료 매질에서 완전히 추출할 수 있는 전처리가 선행되어야 한다. 따라서 본 연구는 다양한 매질의 원자로 해체 폐기물에 대한 전처리방법의 적용성을 평가하기 위해 NIST SRM 5종 (1646a, 1944, 8704, 2709a, 1633c)에 대하여 왕수, 불산, 과염소산을 각각 이용하는 습식산화법과 alkali-fusion 전처리법에 따른 Iron와 Nickel의 회수율을 비교하였다. 실험 결과 alkali-fusion 방법은 다양한 매질의 인증표준물질에 대해 Iron 95.3~98.3%, Nickle 86.6~88.1%의 분석 정확도와 2% 이하의 정밀도를 나타냄으로서 해체폐기물 중 55Fe, 63Ni 분석에 가장 최적화된 전처리법으로 판단된다.

When a radiation detector is applied to the measurement of the radioactivity of high-level of radioactive materials or the rapid response to the nuclear accident, several collimators with the different inner radii should be prepared according to the level of dose rate. This makes the in-situ measurement impractical, because of the heavy weight of the collimator. In this study, an IRIS collimator was developed so as to have a function of controlling the inner radius, with the same method used in optical camera, to vary the attenuation ratio of radiation. The shutter was made to have the double tungsten layers with different phase angles to prevent the radiation from penetrating owing to the mechanical tolerance. The performance evaluation through the MCNP code was conducted by calculating the attenuation ratio according to the inner radius of the collimator. The attenuation ratio was marked on the outer scale ring of the collimator. It is expected that when a radiation detector with the IRIS collimator is used for the in-situ measurement, it can change the attenuation ratio of the incident photon to the detector without replacing the collimator.

HPGe 감마선 검출기를 이용하여 226Ra의 방사능을 직접 측정방법의 경우, 226Ra의 186.21 keV 감마선이 235U에서 방출되는 185.7 keV 감마선에 의한 간섭을 받기 때문에 피크면적의 계산에서 반드시 보정이 필요하다. 비록 분해능이 아주 우수한 HPGe 검출기를 사용한다 하더라도 그리고 분광시스템의 채널수를 최대로 늘린다고 할지라도 약 0.5 keV 차이의 두 감마선 피크를 분리해 내기란 현실적으로 어려운 일이다. 본 연구에서는 감마분광분석을 이용한 226Ra의 직접 측정방법에 대한 적용 성을 평가하기 위하여, 여러 가지 간섭피크 보정들을 이용한 직접 측정방법을 조사하였다. 이를 원료물질 및 공정부산물 시 료들에 적용함으로써 직접 측정방법들에서 그 측정 불확도, 직선성 및 적용범위 등을 평가하였다. 최종적으로 방사평형 관 계를 이용하여 226Ra의 방사능을 측정하는 간접 측정방법으로부터 얻은 214Pb 및 214Bi의 결과를 직접 측정방법의 결과와 비 교함으로써 최적의 측정방법을 유도하였다.