Abstract
The determination of uranium and its isotopes in spent nuclear fuels by isotope dilution mass spectrometry (IDMS) has been studied. The spent fuel samples were dissolved in 8 M $HNO_3$ or its mixture with 14 M $HNO_3-0.05M$ HF. The dissolved solutions were filterred on membrane filter with $1.2{\mu}m$ pore size. The uraniums in the spiked and unspiked sample solutions were quantitatively adsorbed by anion exchange resin, AG 1X8 and eluted with 0.1 M HCl. The contents of uranium and its isotopes ($^{234}U$, $^{235}U$, $^{236}U$ 및 $^{238}U$) in the spent fuel samples were determined by isotope dilution mass spectrometric method using $^{233}U$ as spike. The spike reference solution was standarized by reverse isotope dilution mass spectrometry (R-IDMS) using natural and depleted uranium. The results from IDMS were in average relative difference of 0.34% when compared with those by the potentiometric titration method.
사용후핵연료 내 U 및 동위원소 정량분석을 동위원소 희석 질량분석법 (isotope dilution mass spectrometry, IDMS)으로 수행하였다. 시료는 산화우라늄 사용후핵연료 시료를 $HNO_3$(1+1) 또는 이 용액과 14 M $HNO_3-0.05M$ HF 혼합용액으로 용해한 후 막 거르게 ($1.2{\mu}m$)로 여과하여 준비하였다. 시료 및 스파이크를 첨가한 시료 중의 U은 AG lX8 음이온교환 수지관에서 0.1 M HCl 용액으로 용리하였다. 시료 중의 총 U 량과 성분 동위원소 ($^{234}U$, $^{235}U$, $^{236}U$ 및 $^{238}U$)의 조성은 $^{233}U$을 스파이크로 이용하는 동위원소 희석 질량분석법으로 정량하였다. 제조한 U-233 스파이크 용액은 천연 및 감손 U을 이용한 역동위원소 희석 질량분석법 (reverse isotope dilution mass spectrometry, R-IDMS)으로 표정하였다. 동위원소 희석 질량분석법에 의한 핵연료시료 중의 총 U 량 측정결과를 전위차 적정으로 측정한 결과와 비교하였을 때 0.34% 평균 상대오차 범위에서 일치하였다.
