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PWR 사용후 핵연료중 탄소-14 및 트리튬 정량
Determination of carbon-14 and tritium in a Pwr spent nucleat fuel
분석과학 / Analytical Science and Technology, (P)1225-0163; (E)2288-8985
2005, v.18 no.4, pp.298-308
(한국원자력연구소)
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(한국원자력연구소)
(한국원자력연구소)
김정석,
박순달,
이창헌,
송병철,
&
지과용.
(2005). PWR 사용후 핵연료중 탄소-14 및 트리튬 정량. 분석과학, 18(4), 298-308.
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초록
사용후핵연료시료 중에 함유된 탄소-l4와 트리튬을 회수 및 정량하였다. <TEX>$CO_2$</TEX> 운반체(<TEX>$CaCO_3$</TEX>)를 포함한 사용후핵연료시료를 <TEX>$90^{\circ}C$</TEX>에서 8M <TEX>$HNO_3$</TEX> 용액으로 용해하면서 휘발된 <TEX>$^{14}CO_2$</TEX>를 1.5 M NaOH 용액을 포함한 포집관에 수집하였다. 용해 중 휘발되는 방사성 요오드는 Ag-silica gel 흡착체를 담은 포집 관으로 사전제거하였다. 핵연료 용해용액 중에 남아있는 트리튬(HTO)를 정량하기 위하여 양이온과 음이온 교환수지 혼합물 및 무기이온교환체를 이용한 뱃치 및 분리관법으로 용해용액을 탈이온화시켜 간섭이온을 제거하였다. 포집용액 중의 탄소-14와 탈이온화수 중의 트리튬을 액체섬광계수법으로 정량하였다.
- keywords
- carbon-14, tritium, spent nuclear fuel, liquid scintillation counting
Abstract
The methods for determining C-14 and tritium contents in the spent nuclear fuel sample were developed. The carbon-14(<TEX>$^{14}CO_2$</TEX>) released during the dissolution of the spent fuel sample and <TEX>$CaCO_3$</TEX> (<TEX>$CO_2$</TEX> carrier) with 8 M <TEX>$HNO_3$</TEX> at <TEX>$90^{\circ}C$</TEX> was collected in trap containing 1.5 M NaOH. The volatile radioactive iodine evolved when the spent fuel was dissolved, was trapped on to Ag-silicagel (Ag-impregnated silicagel) adsorbent in column which is connected to two NaOH traps. The solutions which contain tritium as HTO after fuel dissolution were decontaminated by deionization with a mixture of cation and anion exchange resins and inorganic ionexchangers. The amount of C-14 in the trap solutions and the HTO concentration in the resulting deionization water were then determined by liquid scintillation counting.
- keywords
- carbon-14, tritium, spent nuclear fuel, liquid scintillation counting
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