Radioiodine $(^{129}I)$ generated by nuclear fission reaction is volatilized as gaseous forms when spent nuclear fuel is reprocessed. The very long half-life $(1.57 × 10^7 y)$ and high environmental mobility have made the man-agement of $^{129}I$ a challenging issue. Currently, silver-exchanged zeolites (AgX or AgZ) are widely used to capture $^{129}I_2$ (g). However, iodine physisorption within zeolite poses a serious problem related to long-term disposal of $^{129}I$. Furthermore, silver-based sorbents cannot be the ultimate solution given that high price and toxicity of silver.
In chapter 3, new adsorbents based on bismuth were investigated for the capture of $^{129}I$ in off-gas produced from spent fuel reprocessing. Porous bulky materials were synthesized with polyvinyl alcohol (PVA) as a sacrificial template. Major findings showed that the iodine trapping capacity of as-synthesized samples could reach 1.9-fold that of commercial silver-exchanged zeolite (AgX). The thermodynamic stability of the reaction products explains the high removal efficiency of iodine. It was also found that the pore volume of each sample was closely related to the ratio of the reaction products.
In chapter 4, bismuth-embedded SBA-15 mesoporous silica was firstly applied for iodine capture and stor-age. SBA-15 was functionalized with thiol (-SH) groups, followed by bismuth adsorption with Bi-S bonding, which was thermally treated to form Bi2S3 within SBA-15. The bismuth-embedded SBA-15s demonstrated high iodine loading capacities (up to 540 mg-I/g-sorbent), which benefitted from high surface area and porosity of SBA-15 as well as the formation of thermodynamically stable BiI3 compound. Iodine physisorption was effectively suppressed due to the large pores present in SBA-15, resulting in chemisorption as a main mechanism for iodine confinement. Furthermore, a chemically durable iodine-bearing material was made with a facile post-sorption process, during which the iodine-incorporated phase was changed from BiI3 to chemically durable $Bi_5O_7I$. Thus, the results showed that both efficient capture and stabilization of $^{129}I$ would be possible with the bismuth-embedded SBA-15, in contrast to other sorbents mainly focused on iodine capture.
In chapter 5, stabilization of bismuth-embedded SBA-15 that captured iodine gas was studied by fabrica-tion of monolithic waste forms.
The iodine containing waste was mixed with $Bi_2O_3$ (a stabilizing additive), and low-temperature sintering glass, followed by pelletizing and sintering process to produce glass composite materials. Iodine volatility during sintering process was significantly affected by the ratio of $Bi_2O_3$ and the glass composition. It was confirmed that $BiI_3$, the main iodine phase within bismuth-embedded SBA-15, was effectively transformed to the mixed phases of $Bi_5O_7I$ and BiOI. The initial leaching rates of iodine from the glass composite waste forms ranged $10^{-3}-10^{-2} g/m^2$ day, showing stability of the iodine phases encapsulated by glassy networks. It was also observed that common groundwater anions (e.g., chloride, carbonate, sulfite, and fluoride) elevate iodine leaching rate by anion exchange reactions. The results of this dissertation suggest that glass composite waste form of bismuth-embedded SBA-15 could be a candidate material for stable storage of $^{129}I$.
핵분열반응으로 생성되는 방사성 요오드 ($^129I$)는 사용후핵연료를 재처리하는 과정에서 기체 상태로 휘발한다. 방사성 요오드는 1.57 × $10^$ 7년의 매우 긴 반감기를 가지며 지하수를 따라 용이하게 움직일 수 있는 특성 때문에 엄격한 관리를 필요로 한다. 사용후핵연료에서 휘발하는 방사성 요오드 기체를 흡착하기 위해 많은 연구가 이루어져 왔으며, 현재 은 교환된 제올라이트 (AgX 혹은 AgZ)가 널리 사용되고 있다. 그러나 $^129I$ 의 장기간 처분을 고려할 때 제올라이트 기공 속에 물리적으로 붙잡힌 요오드는 심각한 문제가 될 수 있다. 또한 은의 비싼 가격과 높은 독성으로 인해 은을 기반으로 한 흡착제는 궁극적인 해답이 될 수 없다.
제 3장에서는 사용후핵연료 재처리 과정에서 발생하는 방사성 요오드를 흡착하기 위해 본 학위논문 연구를 통해 새롭게 개발한 비스무스 기반의 흡착제에 대해 다루었다. 이 흡착제는 폴리비닐알코올 (PVA)를 주형으로 하여 제조한 다공성 물질이다. 이 다공성 흡착제를 사용하여 요오드를 흡착시킨 결과, 상용 제품으로 판매되는 은 교환 제올라이트 (AgX)에 비해 1.9배 정도 높은 요오드 흡착 성능이 나타남을 확인하였다. 이는 요오드가 포집된 후 비스무스와 반응하여 생성되는 화합물이 열역학적으로 안정하기 때문이다. 또한 시료의 내부 기공 부피가 반응 생성물의 화학적 형태와 밀접한 연관이 있음을 확인하였다.
제4장에서는 SBA-15 메조기공 실리카를 지지체로 이용한 비스무스를 담지한 메조기공 실리카의 개발 및 이를 이용한 요오드 기체의 포집과 저장에 관한 연구를 수록하였다. SBA-15 표면에 비스무스가 잘 달라붙을 수 있도록 SBA-15의 표면을 띠올 (-SH)기를 이용하여 개질하였고, 개질된 표면에 비스무스를 흡착시켰다. 비스무스는 Bi-S 결합을 형성하며 SBA-15 표면에 흡착되었고, 열처리를 하게 되면 $Bi_2S_3$ 의 형태로 바뀌는 것을 알 수 있었다. 비스무스를 담지한 SBA-15를 이용하여 요오드를 흡착시킨 결과, 흡착제 단위 질량당 540 mg의 요오드가 흡착되는 우수한 흡착성능을 확인할 수 있었다. 이는 요오드가 비스무스와 반응하여 열역학적으로 안정한 $BiI_3$ 를 형성할 뿐 아니라 지지체로 사용한 SBA-1의 표면적 및 기공도가 매우 높기 때문이다. 게다가 AgX에 비해 SBA-15의 상대적으로 큰 기공으로 인해 요오드의 물리 흡착을 효과적으로 배제시킨 채 화학흡착만으로 요오드를 흡착시킬 수 있었다. 다음 단계에서는 요오드를 흡착시킨 후 흡착된 요오드를 화학적으로 안정된 물질로 만들기 위해 후속 공정을 개발하였고, 후속 공정을 통해 흡착된 요오드의 상을 $BiI_3$ 로부터 화학적으로 안정된 $Bi_5O_7I$ 로 전환시킬 수 있었다. 이 결과를 볼 때 비스무스가 담지된 SBA-15를 이용하면 방사성 요오드를 효율적으로 흡착할 수 있을 뿐만 아니라 안정하게 저장하는 것도 가능할 것으로 판단된다.
제 5장에서는 비스무스를 담지한 SBA-15에 요오드를 흡착한 뒤 이를 안정한 형태로 저장하기 위한 고화체 제조와 관련된 연구를 다루었다. 요오드가 흡착된 흡착제에 고화매질로서 저온 소결유리와 안정화 물질로서 $Bi_2O_3$ 분말을 첨가한 뒤 성형과 소결 과정을 거쳐 glass composite 물질을 제조하였다. 소결과정에서 발생하는 요오드의 휘발 정도는 첨가된 $Bi_2O_3$ 의 비율 및 유리 조성에 따라 크게 영향을 받았다. 그리고 비스무스를 담지한 SBA-15에 포함된 주된 요오드 상인 BiI3는 고화체 내에서 $Bi_5O_7I$ 와 BiOI의 혼합상으로 존재하는 것을 확인하였다. Glass composite 물질에 대한 침출특성을 조사한 결과, 요오드의 초기 침출률은 $10^{-3}-10^{-2} g/m^2 \cdot$ day 정도로 양호하게 나타났는데 이는 안정화된 요오드 상이 유리 구조에 둘러싸여 요오드의 침출이 효과적으로 억제되었기 때문으로 판단되었다. 또한 지하수에 존재하는 음이온들 $(Cl-, CO_3^{2-}, SO_3^{2-}, F-)$ 이 요오드의 침출에 미치는 영향을 보고자 위의 음이온들이 첨가된 용액을 이용한 침출시험을 진행하였으며, 이 경우 요오드와 음이온과의 교환반응을 통해 요오드의 침출률이 증가한다는 것을 확인하였다. 이 학위논문의 연구결과는 비스무스를 담지한 SBA-15를 이용하여 요오드를 흡착한 뒤 이로부터 glass composite 고화체를 제조한다면 방사성 요오드를 안정적으로 저장할 가능성이 있음을 시사한다.
