방사성폐기물 중의 $^129I$ 정량을 위한 요오드의 분리 및 회수

최계천; 한선호; 지광용; 임석남; 박상규

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자료유형: 학술대회자료

저자정보: 최계천 (한국원자력연구소) 한선호 (한국원자력연구소) 지광용 (한국원자력연구소) 임석남 (한국수력원자력주식회사) 박상규 (&#12828)

저널정보: 한국방사성폐기물학회 한국방사성폐기물학회 학술대회 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집

발행연도: 2003.1

수록면: 632 - 635 (4page)

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연구결과

이 논문의 연구 히스토리 (5)

2012

증류방법에 의한 방사성동위원소 폐기물 중 I의 분리 및 정량

최계천 , 장인선 , 송병철 외 3명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2012.01 학술대회자료

2011

AgI-Zeolite 무기흡착체 내 방사성요오드의 분리 및 정량

최계천 , 김흥우 , 한선호 외 2명 한국분석과학회 학술대회 2011.05 학술대회자료

증류법을 이용한 모의 방사성폐기물 중 I 의 정량

최계천 , 송병철 , 한선호 외 2명 방사성폐기물학회지 2011.01 학술저널

2005

방사성폐기물 중 $^{129}$I 측정을 위한 시료의 전처리

최계천 , 한선호 , 지광용 외 1명 방사성폐기물학회지 2005.01 학술저널

2003

방사성폐기물 중의 $^129I$ 정량을 위한 요오드의 분리 및 회수

최계천 , 한선호 , 지광용 외 2명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2003.01 학술대회자료

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원자력 발전소에서 배출되고 있는 방사성 폐기물의 운반 및 처분과 관련하여 규제가 예상되는 대상 핵종을 선정하고, 특히 방사능 계측기로 직접 측정이 불가능한 드럼 내 방출핵종에${\alpha}{\cdot}{\beta}$ 대한 농도 예측과 검증방법에 관한 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 $\beta$방출 핵종이면서 반감기가 매우 긴 $^129I(t_{1/2}=1.57{\times}10^7)$의 정량을 위하여 모의 폐기물 중에 함유되어 있는 요오드의 분리 및 회수율을 측정하였다. 모의 폐기물중 가용성 및 난용성 시료의 전처리 방법으로 혼합산 분해법과 알칼리 용융방법을 각각 이용하였으며 두 방법에 대한 요오드의 회수율을 비교하였다. 요오드의 측정방법으로 이온 크로마토그라피를 이용하였으며 매질의 음이온성분에 의한 영향은 없었다. 두 방법의 전체 공정에서 혼합산분해에 의한 요오드의 회수율은 76.7 (RSD 1.7%)이고 알칼리용융에 의한 방법에서 모직물의 경우에는 74.3(RSD 2.2%)이고 Resin의 경우 56.5(5.6%)로 각각 나타났다.

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