Determination of 241Am and 244Cm in Radwaste Samples

서지정보

ㆍ발행기관 : 한국방사성폐기물학회 ㆍ수록지정보 : 방사성폐기물학회지 / 3권 / 1호
ㆍ저자명 : Kihsoo Joe, Tae-Hyun Kim, Young-Shin Jeon, Kwang Youg Jee, Won-Ho Kim

목차

Abstract 요약 I. 서론 II. 실험 가. 기기 및 시약 나. ²⁴¹Am 및 ²⁴⁴Cm의 분리 및 정량 III. 결과 및 고찰 가. 음이온교환수지 및 추출크로마토그래피에의한 ²⁴¹Am 과 ²⁴⁴Cm 의 분리 나. Alpha spectrometry 에 의한 ²⁴¹Am 및 ²⁴⁴Cm 정량 다. 방사성폐기물 시료 중 ²⁴¹Am 과 ²⁴⁴Cm 정량 IV. 결론 감사의 글 참고문헌

한국어 초록

방사성폐기물 시료 중 Am 과 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 Am 및 Cm 을 측정한 결과 각각 85.2 및 86.3 의 회수율을 나타내었다. 본 방법을 방사성 농축폐액 시료에 적용하여 Am 과 Cm 을 정량한 결과 각각 1.5-1.9 Bq/g 및 -1.7 Bq/g 의 방사능 값을 나타내었다.

영어 초록

Anion exchange chromatography and HDEHP extraction chromatography using DTPA-lactic acid as an eluent were applied in series for the separation of Am and 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 Am and Cm were 85.2, 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.

참고 자료

없음