• 분석과학
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• 제35권6호
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• pp.256-266
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• 2022

원자력 이용시설에서 발생하는 방사성 폐기물의 처분을 위해서 ¹²⁹I 와 같이 긴 반감기를 지니는 핵종의 농도를 결정하는 것은 매우 중요하다. 특히, 토양과 콘크리트와 같은 고체 시료내의 방사성 핵종들을 분석하기 위해서는 시료 중의 관심 핵종만을 효과적으로 분리하고 정제하는 과정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온 연소로를 이용하여 고체 시료 중 ¹²⁹I를 분석하는 절차를 확립하였다. 시료에서 휘발된 ¹²⁹I은 환원제(NaHSO₃)를 첨가한 0.01 M HNO₃으로 포집 되어 ICP-MS로 신속하게 측정할 수 있었다. 이때, 시료에 첨가한 ¹²⁹I의 회수율을 높이고자 연소온도, 이동상 가스의 종류, 촉매 그리고 포집용액과 같은 연소로 분석 조건들을 최적화하였다. 또한, 본 연구에서 확립된 ¹²⁹I의 분석조건을 다른 휘발성 핵종(³H, ¹⁴C)의 동시분석에 적용할 수 있도록 최적화하였다. 최종적으로 고온 연소로를 사용하여 휘발성 핵종들을 분리한 후, 이들을 LSC (³H, ¹⁴C)와 ICP-MS (¹²⁹I)로 각각 측정하는 분석 절차의 유효성을 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.879-884
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• 1995

The results of performance assessment analyses have shown that the long-lived radionuclides such as I-129 control the potential individual dose impact to the public. I-129 is difficult-to-measure(DTM) in low-level waste because it is non-gamma emitting radionuclides and exists at extremely low concentrations in radioactive waste generated by nuclear reactors. In this study, computer modeling technique to predict release rate of I-129 is developed to provide another tools far performance assessment of land disposal facilities and characteristics of radwaste. Model suggested in this study will give conservative values of I-129 release rate far determination of radwaste characteristics. More detailed approach is implemented to account for release conditions of fuel source-nuclides. 1-131 concentration measured from reactor coolant and released fraction from tramp fuel have dominant roles in calculating release rate of I-129 with fuel defect conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.61-66
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• 2013

Among the radioactive wastes generated from the nuclear power plant, a radioactive nuclide such as $^{129}I$ is classified as a difficult-to-measure (DTM) nuclide, owing to its low specific activity. Therefore, the establishment of an analytical procedure, including a chemical separation for $^{129}I$ as a representative DTM, becomes essential. In this report, the adsorption and recovery rate were measured by adding $^{125}I$ as a radio-isotopic tracer ($t_{1/2}$ = 60.14 d) to the simulation sample, in order to measure the activity concentration of $^{129}I$ in a pressurized-water reactor primary coolant. The optimum condition for the maximum recovery yield of iodine on the anion exchange resins (AG1 x2, 50-100 mesh, $Cl^-$ form) was found to be at pH 7. In this report, the effect of the boron content in a pressurized-water reactor primary coolant on the separation process of $^{129}I$ was examined, as was the effect of $^3H$ on the measurement of the activity of iodine. As a result, no influence of the boron content and of the simultaneous $^3H$ presence was found with activity concentrations of $^3H$ lower than 50 Bq/mL, and with a boron concentration of less than 2,000 ${\mu}g/mL$.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.49-56
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• 2005

원전에서 발생되고 있는 방사성폐기물 중 $^{129}$I의 정량을 위하여 시료의 특성에 맞는 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 1291를 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 $\mu$g/mL 이하의 붕소는 $^{129}$I의 분리 및 정량에 영향을 주지 않았다. 원전 내 현장시료인 폐수지 중 $^{129}$I 회수율을 칼럼용리방법으로 분리 후 측정한 결과 $87.2\%$(RSD, $1.2\%$)를 나타내었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2010년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.88-89
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• 2010

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.380.1-380.1
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• 2004

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.141-148
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• 2011

방사성폐기물이 처분장에 인도 될 때 주요 방사성 핵종의 방사능 농도를 규명 하도록 방사성폐기물 인도 규정에 명시되어 있다. 저준위 방사성폐기물 시료의 경우 측정된 방사능 농도가 최소검출 방사능 농도(MDA: Minimum dectable activity) 이하의 값을 나타낼 경우가 많으며, MDA는 시료의 양, 바탕 값, 계측시간 및 계측효율 등에 따라서 달라지므로 MDA를 낮추기 위하여 가능한 많은 양의 시료를 취할 필요가 있다. 모의 잡고체 시료에 첨가된 요오드의 회수율을 결정하기 위한 방법으로서 모의 시료 중 비 방사성 요오드를 비휘발성 산으로 침출시킨 후 침출액을 직접 증발시키는 방법과 음이온 교환수지를 이용하I-를 흡착하여 분리하는 칼럼용리방법으로 측정하여 회수율을 비교한 결과, 증류법과 칼럼용리방법의 회수율은 각각 $86.5{\pm}0.9%$, $87.3{\pm}2.7%$로 나타났다. 증류법에 의한 모의 방사성 시료 중 $^{129}I$ 요오드의 회수율 및 MDA는 $84.6{\pm}1.6%$, $1.2{\times}10^{-4}Bq/g$로 각각 나타났으며, 분리공정을 단순화하고 많은 양의 시료를 취함으로써, 칼럼용리 방법의 단점을 보완하고 10배 이상 MDA를 낮출 수 있는 결과를 얻을 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.205-224
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• 2023

The emission of off-gas streams from used fuel recycling is a concern in nuclear energy usage as they contain radioactive compounds, such as, ³H, ¹⁴C, ⁸⁵Kr, ¹³¹I, and ¹²⁹I that can be harmful to human health and environment. Radioactive iodine, ¹²⁹I, is particularly troublesome as it has a half-life of more than 15 million years and is prone to accumulate in human thyroid glands. Organic iodides are hazardous even at very low concentrations, and hence the capture of ¹²⁹I is extremely important. Dynamic adsorption experiments were conducted to determine the efficiency of sodium mordenite, partially exchanged silver mordenite, and fully exchanged silver mordenite for the removal of methyl iodide present at parts per billion concentrations in a simulated off-gas stream. Kinetic analysis of the system was conducted incorporating the effects of diffusion and mass transfer. The possible reaction mechanism is postulated and the order of the reaction and the values of the rate constants were determined from the experimental data. Adsorbent characterization is performed to investigate the nature of the adsorbent before and after iodine loading. This paper will offer a comprehensive understanding of the methyl iodide behavior when in contact with the mordenites.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.117-118
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• 2008

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.195-202
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• 2018

원칙적으로, 지층 처분은 고준위 방사성 폐기물의 최종 처분을 위한 안전한 방법으로 간주된다. 그러나 사용후핵연료에 함유된 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$와 같은 일부 장수명 핵분열 생성물은 지하 환경에서 흡수성이 적은 음이온 핵종으로 이동성이 매우 크며 수백 keV 범위의 베타선 방출로 생태계에 피폭선량을 야기시킬 수 있다. 따라서 이 두 핵종을 효율적으로 분리하여 방사능으로 유해하지 않은 핵종으로 전환할 수 있다면 처분 안정성에 긍정적인 영향을 줄 수 있다. 이를 위한 하나의 방법은 이 두 가지 핵종을 원자로에서 수명이 짧은 핵종 또는 안정적인 핵종으로 변환하는 것이다. 이를 위해 두 핵종을 태우는 데 어느 원자로 유형이 더 효율적인지 평가하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 경수로(PWR), 중수로(CANDU) 및 고속로(SFR, MET-1000)의 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$의 핵 변환 시뮬레이션 결과를 비교하고 고찰하였다.