본 연구는 AgX (Ag-함침 X zeolite)에 의해 고방사성해수폐액 (HSW)의 발생초기에 함유되어 있는 고방사성 요오드(131I)의 흡착, 제거를 목표로 수행하였다. AgX에 의한 I의 흡착 (AgX-I 흡착)은 AgX 내 Ag-함침농도가 증가할수록 증가하며, 함침농 도 30wt% 정도가 적당하였다. AgX (Ag-함침 약 30~35wt%)로부터 Ag의 침출농도는 해수폐액에 함유되어 있는 chloride 이 온에 의한 AgCl 침전 등으로 증류수보다 덜 침출 (<1 mg/L) 되었다. AgX-I 흡착은 초기 I 농도 0.01~10 mg/L의 경우 m/V (흡착제량/용액부피의 비)=2.5 g/L에서 99% 이상 흡착제거 되어 I의 효율적 제거가 가능함을 알 수 있다. AgX-I 흡착제거 는 해수폐액 보다는 증류수에서 수행하는 것이 효과적이고, 온도의 영향은 미미한 것 같으며, 흡착평형등온선은 Languir 보 다는 Freundlich 등온선으로 표현하는 것이 양호하였다. 한편 AgX-I 흡착속도는 유사 2차 속도식을 만족하고 있으며, 속도 상수 (k2)는 Ci 증가에 따라 감소하고 있지만, m/V 비 및 온도 증가에 따라서는 증가하고 있다. 이때 흡착 활성화에너지는 약 6.3 kJ/mol 로 AgX-I 흡착은 약한 결합형태의 물리적흡착이 지배적일 것으로 보인다. 그리고 열역학적 매개변수를 평가 (음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 양수 값의 엔탈피)에 의해 AgX-I 흡착이 자발반응(정반응)의 흡열반응이며, 고온에서 반응 이 양호함을 나타내었다.

An air cleaning unit(ACU) in a nuclear power plant plays a role on cooling the safety-related components whose function is involved in the reactor shutdown, and maintains the suitable temperature and humidity for work in the rooms where an operator is working on. To guarantee the performance of the unit the design of ACU should be subject to credible codes and standards, such as ASME, ANSI and ASHRAE, etc. On top of them, the desorption of the carbon adsorber is addressed in ASME N509 which causes the adsorber no longer to capture the iodine isotopes produced by the severe accident. In this study, the equations of the heat source were derived from the radioactive decay heat of each iodine isotopes. From the resultant equation, the maximum temperature below 300oF for the desorption was calculated under a proposed condition and analysed with the reference results.

경주 방사성 폐기물 처분장 주변 논에 대한 방사성 요오드 및 테크네튬의 토양-쌀알 전이계수를 조사하 기 위하여 온실 내에서 포트재배로 방사성 추적자 실험을 2 년에 걸쳐 수행하였다. 모내기 전에 상부 약 20 cm 깊이의 흙을 125I(2007 년) 및 99Tc(2008 년)와 고르게 혼합한 다음 포트에 관개하여 물이 찬 논같 이 만들었다. 전이계수는 토양 중 방사성 핵종 농도에 대한 쌀알(현미) 내 농도의 비로 나타내었다. 쌀알 의 방사성 요오드 및 테크네튬 전이계수는 토양에 따라 각각 1.1×10-3∼6.4×10-3(세 토양) 및 5.4×10-4∼2.5×10-3(네 토양)의 범위였다. 이러한 변이에 대해서는 토양 간 점토 함량의 차이가 유기물 함량이나 pH의 차이보다 중요한 역할을 한 것으로 보였다. 쌀알의 방사성 요오드 및 테크네튬 전이계수의 대표치 로서 각각 2.9×10-3 및 1.1×10-3이 제안되었다. 앞으로 보다 대표성이 높은 값을 얻기 위하여 관심 부지 들을 대상으로 조사가 지속적으로 수행될 필요가 있다.

RI 폐기물 내에 있는 낮은 방사능의 요오드의 함량을 결정하기 위해 산분해법과 BPGe 감마 선분광계를 이용하는 방법이 개발되었다. 분석에 앞서 모의시료인 제염지 내에 이 일정량 첨가되었으며, 100 mL의 0.4 N 와 100 mL의 9 M , 10 mL의 30% , 1 mL의 를 넣고 산분해과정을 거치면서 증류된 용액을 응축하여 포집하였다. 의 용매추출에 의한 화학 분리과정을 거친 후 를 첨가해서 얻은 AgI 침전물을 여과하고 건조하여 측정하였다. 산분해 과정, 화학 분리과정, 여과 및 침전과정 등 세 단계로 나눠 회수율을 측정한 결과, 각각 94% 이상의 회수율을 나타냈으며, 본 연구의 측정조건에서 최소검출방사능은 0.6 Bq/g이었다.

고용량 131I 치료는 분화갑상선암으로 인한 갑상선전절제술을 받은 환자에게 보편적으로 시행되어 왔다. 고용량 131I 치료를 하는 경우 환자로부터 일반인이 받게 되는 피폭선량을 선량한도 이내로 제한하기 위해 환자를 일정 기간 동안 격리하여야 한다. 유효반감기는 환자로부터 가족들이 얼마나 피폭되는지 계산하거 나 격리기간을 결정하는데 중요한 값이다. 이에 본 연구에서는 NM670 SPECT/CT를 이용해 고용량 131I 치 료환자의 유효붕괴상수, 유효반감기, 격리기간을 도출하였다. 본 연구를 통해 고용량 131I 치료환자의 유효반감기를 도출하였고, 체내에 잔류 방사능량이 퇴원기준인 1. 2 GBq 에 도달하는 시간을 확인하였다. 또한 치료선량별 유효반감기를 비교하였을 때 유의한 차이가 없 었으나, 격리기간은 치료선량이 커질수록 격리기간이 길어지는 것을 확인할 수 있었다. 전처치 유형별 유 효반감기를 비교하였을 때 rhTSH 환자군과 THW 환자군의 유효반감기가 유의한 차이를 보이지 않았으나, 격리기간은 rhTSH 환자군이 THW 환자군 보다 짧게 나타났다. 이는 치료선량의 차이로 인해 격리기간이 짧아진 것으로 판단된다. 따라서 현행 의료보험체계(rhTSH 사용 시 3.7 GBq 이하에서 보험적용)가 유지된다면, 전처치 유형별로 구분하여 현행 격리기간(2박 3일)보다 더 이른 시간에 환자를 퇴원시킬 수 있을 것이다.