Determination of $^{241}$Am and $^{241}$Cm in Radwaste Samples

방사성폐기물 시료 중 $\^{241}$Am과 $\^{244}$Cm의 정량

Anion exchange chromatography and HDEHP extraction chromatography using DTPA-lactic acid as an eluent were applied in series for the separation of $^{241}$Am and $^{244}$Cm in radwaste samples. The separated elements were determined by electrodeposition at the sodium hydrogen sulfate-sodium sulfate buffer solution followed by alpha-spectrometry. The recovery yields of $^{241}$Am and $^{244}$Cm were 85.2$\pm$$15.3\%$, respectively, from the synthetic solution of spent nuclear fuel sample. The amounts of 241Am and 2440m determined in radwaste sample solutions of condensate bottoms were at the range of 1.5-1.9 Bq/g and -1.7 Bq/g, respectively.

방사성폐기물 시료 중 $^{241}$Am 과 $^{244}$Cm 을 정량하기 위하여 음이온교환수지 및 DTPA-lactic acid 용리액을 사용하는 HDEHP 추출크로마토그래피로 이들 핵종을 분리하였다 분리된 핵종은 황산염 매질에서 전착한 다음 알파분광분석법으로 각 핵종의 방사능을 측정하였다. 모의 시료용액 중 $^{241}$Am 및 $^{244}$Cm 을 측정한 결과 각각 85.2$\pm$ $17\% 및 86.3$\pm$ $15.3\%$ 의 회수율을 나타내었다. 본 방법을 방사성 농축폐액 시료에 적용하여 $^{241}$Am 과 $^{244}$Cm 을 정량한 결과 각각 1.5-1.9 Bq/g 및 -1.7 Bq/g 의 방사능 값을 나타내었다.