방사성폐기물 중 129I 측정을 위한 시료의 전처리

• 영문명: Sample pre-treatment for measurement of 129I in radwastes
• 발행기관: 한국방사성폐기물학회
• 저자명: 최계천 한선호 지광용 최기섭
• 간행물 정보: 『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.3 No.1, 341~348쪽, 전체 8쪽
• 주제분류: 공학 > 공학일반
• 파일형태: PDF
• 발행일자: 2005.03.31

국문 초록

원전에서 발생되고 있는 방서선폐기물 중 129I의 정량을 위하여 시료의 특성에 맞게 최적의 시료 전처리 및 회수방법을 고찰하였다. 난용성시료 중 모의 잡고체와 수지에 함유된 요오드를 산침출법과 알칼리 용융방법으로 분리하여 회수율을 측정한 결과 74.3%(RSD, 2.2%), 87.7%(RSD, 0.9%)의 회수율을 각각 나타내었다. 모의 농축폐액 중 129I를 pH 7의 음이온 수지에 흡착시켜 선택적으로 분리한 후 회수율을 측정한 결과 92.5%의 회수율을 나타내었다. 폐액 중 함유되어있는 고 농도의 붕소가 요오드 회수율에 미치는 영향을 조사한 결과 1,200 ㎍/mL 이하의 붕소는 129I의 분리 및 정량에 영향을 주지 않았다. 원전 내 현장시료인 폐수지 중 129I 회수율을 칼럼용리방법으로 분리 후 측정한 결과 87.2%(RSD, 1.2%)를 나타내었다.

영문 초록

Many different kinds of radwastes are discharged from the nuclear power plants, and 129I is included in these radwastes. Recovery test of 129I was evaluated for different radwastes(dry active waste, sludge, spent resin and simulated evaporator bottom). Recovery of 129I for dry active waste by acid leaching with 1.8% NaClO was 74.3%(RSD,2.2%) and 129I for spent rein by alkali fusion method with KOH as a flux agent was 87.7%(RSD,0.9%), respectively. Iodide in simulated evaporator bottom containing a high concentration of borate was adsorbed with anion exchange resin at pH 7 phosphate buffer solution. Recovery of 129I for anion exchange resin was 92.5% and not affected up to 1,200 ㎍/mL H3BO3(as a Boron). Recovery of 129I for the spent resin from nuclear power plant was 87.2% (RSD,1.2%).

키워드

시료전처리 129I 방사성폐기물 회수율 sample pre-treatment 129I radwastes recovery