Radioactive contamination distribution in nuclear facilities is typically measured and analyzed using radiation sensors. Since generally used detection sensors have relatively high efficiency, it is difficult to apply them to a high radiation field. Therefore, shielding/collimators and small size detectors are typically used. Nevertheless, problems of pulse accumulation and dead time still remain. This can cause measurement errors and distort the energy spectrum. In this study, this problem was confirmed through experiments, and signal pile-up and dead time correction studies were performed. A detection system combining a GAGG sensor and SiPM with a size of 10 mm × 10 mm × 10 mm was used, and GAGG radiation characteristics were evaluated for each radiation dose (0.001~57 mSv/h). As a result, efficiency increased as the dose increased, but the energy spectrum tended to shift to the left. At a radiation dose intensity of 400 Ci (14.8 TBq), a collimator was additionally installed, but efficiency decreased and the spectrum was distorted. It was analyzed that signal loss occurred when more than 1 million particles were incident on the detector. In this high-radioactivity area, quantitative analysis is likely to be difficult due to spectral distortion, and this needs to be supplemented through a correction algorithm. In recent research cases, the development of correction algorithms using MCNP and AI is being actively carried out around the world, and more than 98% of the signals have been corrected and the spectrum has been restored. Nevertheless, the artificial intelligence (AI) results were based on only 2-3 overlapping pulse data and did not consider the effect of noise, so they did not solve realistic problems. Additional research is needed. In the future, we plan to conduct signal correction research using ≈10×10 mm small size detectors (GAGG, CZT etc.). Also, the performance evaluation of the measurement/analysis system is intended to be performed in an environment similar to the high radiation field of an actual nuclear facility.

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합 한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

방사능 오염도 측정에 사용하기 위한 이중구조 고분자막이 폴리설폰과 세륨활성화된 이트륨실리케이트(CAYS)를 이용하여 제조되었다. 제조된 막은 순수 고밀도 고분자 지지층과 이에 제막된 고분자 용액의 상전환 공정에 의해 고형화된 CAYS 함침 활성층의 이중구조로 구성된다. 제막공정에서 대기방치 공정이 생략되었을 때 CAYS를 포함하는 활성층은 전형적인 비대칭 구조를 지니며, CAYS 입자들이 고분자 구조 사이에 박혀있는 형상을 지닌다. 제막공정에서 대기에 방치하는 시간이 증가할수록 막의 형상은 스폰지 구조를 띠며 CAYS는 고분자 구조로부터 분리되어 막 내부에 셀 같은 공간에 밀집되어 존재함을 보였다. 한편, 두 충 사의 계면형상은 고분자 고형화 과정에서의 상전환 속도와 밀접한 관련되었으며, 대기방치 시간의 증가에 따라 계면의 구분이 뚜렷하게 나타나지 않았다. 방사능 탐지 특성에서 스폰지 구조를 지니는 막의 고분자 구조는 방사성핵종이 통과할 수 없는 밀집된 형상을 지니면서 탐지효율의 감소를 초래하는 것으로 나타났다.