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이 논문의 연구 히스토리 (9)
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사용후핵연료시료 중에 함유된 탄소-l4와 트리튬을 회수 및 정량하였다. CO₂ 운반체(CaCO₃)를 포함한 사용후핵연료시료를 90℃에서 8M HNO₃ 용액으로 용해하면서 휘발된 ¹⁴CO₂를 1.5 M NaOH 용액을 포함한 포집관에 수집하였다. 용해 중 휘발되는 방사성 요오드는 Ag-silica gel 흡착체를 담은 포집 관으로 사전제거하였다. 핵연료 용해용액 중에 남아있는 트리튬(HTO)를 정량하기 위하여 양이온과 음이온 교환수지 혼합물 및 무기이온교환체를 이용한 뱃치 및 분리관법으로 용해용액을 탈이온화시켜 간섭이온을 제거하였다. 포집용액 중의 탄소-14와 탈이온화수 중의 트리튬을 액체섬광계수법으로 정량하였다.
목차
요 약
Abstract
1. 서 론
2. 실 험
3. 결과 및 고찰
4. 결 론
참고문헌
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