• 한국방사선학회논문지
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• 제7권3호
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• pp.213-219
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• 2013

현재 국내에서 가동 중인 싸이클로트론센터는 약 35개소에 이르며, 대부분의 싸이클로트론 센터는 주로 핵의학검사용 악성종양 추적자인 $^{18}FDG$ 등과 같은 방사성의약품을 생산하고 있다. 18F을 생산하기 위한 타겟으로서 산소동위원소비($^{18}O/O$)가 98%정도인 고농축 $H_2{^{18}}O$를 사용하고 있다. 고농축 $H_2{^{18}}O$는 1 gram당 가격이 약 60~70 USD 정도로 매우 고가이나 100% 수입에 의존하고 있는 상황이다. 양성자 빔 조사 전의 타겟(고농축 $H_2{^{18}}O$)은 비방사성이다. 하지만, "사용후 $H_2{^{18}}O$"는 불순물들의 방사화에 의해 방사능을 띄게 되므로 방사선안전 법규에 따라 적절한 관리가 이루어져야 한다. 최근의 핵의학검사 건수의 증가에 따라 사용 후 O-18의 발생량이 증가하고 있음에도 불구하고 국내에서는 현재까지 이에 대한 방사화분석이 이루어지지 않았다. 따라서, 본 연구에서는 $^{18}F$생산을 위해 양성자조사를 하고 난 타겟, 이른바 "사용후 O-18 water"의 방사화 분석을 실시하여 핵종별 방사능농도(Bq/g)를 확인하고자 하였다. 세 곳의 서로 다른 싸이클로트론 센터에서 보관 중인 "used $H_2{^{18}}O$" 중 20g 씩을 채취한 3개의 시료에 대해 방사화분석을 실시하였으며, 분석결과 사용후 O-18 water는 감마선 방출 방사성핵종인 $^{56}Co$, $^{57}Co$, $^{58}Co$, $^{54}Mn$ 등과 베타선 방출핵종인 $^3H$을 상당량 포함하고 있음을 확인할 수 있었다. 또한, 모든 시료에서 3H은 규제면제 농도 이하인 반면, 한 개 시료는 핵종별 규제면제농도 이상의 감마선 방출핵종을 포함하고 있음을 확인하였다. 시료에 포함된 감마선 방출핵종의 방사능 농도(Bq/g)는 조사 후 보관기간의 차이에 따라 달랐으며, 향후의 추가적인 연구가 더 필요하다고 판단되지만, 본 연구의 결과는 "사용후 O-18 water"의 합리적인 관리방안 수립을 위한 근거 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.179-186
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• 2006

원자력을 이용하는 시설 및 그와 관련한 연구개발실험실로부터 각종 화학폐수가 다량으로 발생되고 있으며 이들 폐수를 화학폐수 전용처리시설로 처리하고 있으나 최종 건조 케이크내에 함유된 우라늄의 농도가 규제면제농도인 10 Bq/g을 약간 초과하므로서 방사성폐기물로 분류하여 별도로 저장하고 있다. 화학폐수 처리후 침전된 슬러지내의 우라늄 농도를 분석한 결과 우라늄이 용액상이 아닌 침전물상에 존재함을 알았으며, 이들 우라늄을 침전물로부터 용액상으로 용해하기 위하여 강질산으로 용해시켰다. 그 결과 대부분의 우라늄이 슬러지의 침전물로부터 용액상으로 용출되었으며, 용해후 얻어진 슬러지 산용해액에 대해 IRN-77과 비드형으로 새로 제조한 다이포실 수지를 실 폐액처리에 적용하기 위한 흡착실험을 수행하였다. IRN-77과 다이포실 비드를 단독, 혼합 또는 단계적으로 사용한 결과, 80%이상의 우라늄 흡착효율을 얻기 위해서는 산용해액과 동등량 또는 그 이상의 다량의 수지가 소요되었다. 한편 침전 슬러지를 압착하여 부피가 더욱 축소된 탈수케이크를 산용해한 결과, 탈수케이크 대 질산의 비율이 3:2에서 우라늄의 함량을 최대 11 mg/L을 얻었으며 슬러지 용해시보다 적은 양으로 산용해가 가능하였다. 탈수 케이크 산용해액의 방사능 농도는 6.97E-01 Bq/ml 로서 기존의 자연증발처리시설에서 처리가 가능한 수준이었으며, 건조케이크의 비방사능은 11.2 Bq/g로서 최종 폐기물로 발생될 폐증발천의 비방사능이 4.3 Bq/g으로 평가되어 우라늄 동위원소의 규제면제치인 10 Bq/g 미만이므로 자체처분이 가능한 수준이었다. 결론적으로 화학폐수를 처리한 후 부피가 최소화된 탈수케이크에서 우라늄을 산용해시키고 최종 산용해액은 기존의 자연증발시설로 증발처리하면 방사성 건조케이크의 발생 없이 또한 자연증발천도 자체처분이 가능한 최적의 방안을 도출하였다.