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(A) study of a bismuth-based adsorbent and a precursor for immobilization to manage radioiodine waste = 방사성 아이오딘 폐기물 관리를 위한 비스무트 기반의 흡착제 및 고정화 전구체 연구
서명 / 저자 (A) study of a bismuth-based adsorbent and a precursor for immobilization to manage radioiodine waste = 방사성 아이오딘 폐기물 관리를 위한 비스무트 기반의 흡착제 및 고정화 전구체 연구 / Young-Eun Jung.
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 2022].
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8038512

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학술문화관(도서관)2층 학위논문

DNQE 22001

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Radioiodine released from nuclear facilities has the same chemical behavior as non-radioactive iodine. Internal exposure occurs when radioiodine accumulates in the thyroid gland. As a gaseous emission, radioiodine is typically captured by a solid adsorbent prior to release. Various isotopes of iodine are released depending on whether it originates from a reprocessing facility during normal operation or a nuclear power plant during an accident. Should a severe accident occur at a nuclear power plant, the major iodine isotope released is iodine-131. To adequately capture iodine in the accident environment, an adsorbent has to maintain its adsorption capacity in high temperatures. In fuel reprocessing plants, iodine-129 is the major iodine isotope released. This release occurs through an off-gas system that can control the temperature of the off-gas. Since iodine-129 is a long-lived isotope (half-life: 1.57×10$^7$ years), it should be isolated from the biosphere for a long time after immobilization has assured its physical and chemical stability. In this study, a bismuth-based metal-organic framework (Bi-MOF) is proposed as a reasonable alternative to the commercially used silver-based adsorbent for the following reasons: (1) the raw material (bismuth) is inexpensive and non-toxic, (2) the high iodine adsorption capacity is maintained at high temperatures, (3) the bismuth compound is stable after iodine capture, and (4) the integration from capture to immobilization for disposal occurs in a continuous process.

원자력 시설에서 방출되는 방사성 아이오딘은 비방사성 아이오딘과 화학적 거동이 동일하여 갑상선에 축적되어 내부피폭을 일으키는 유해 핵종이다. 원자력 시설에서 아이오딘은 주로 흡착을 통해 포획한다. 원자력 발전소 사고 시 누출 위험이 있는 아이오딘의 방사성동위원소는 주로 아이오딘-131이다. 사고 환경에서 적절히 아이오딘을 포획하기 위해서는 흡착제가 고온에서도 흡착능을 유지할 수 있어야 한다. 재처리공정에서 배기가스 시스템을 통해 유출되는 아이오딘은 주로 아이오딘-129이다. 배기가스 온도는 시스템의 적절한 설계를 통해 통제할 수 있으나, 아이오딘-129는 장반감기 (1.57×10$^7$ 년) 핵종이므로, 고정화 및 처분을 통해 생물권으로부터 오랫동안 격리해야 한다. 이를 위해서 아이오딘 포획 후의 흡착제는 물리적, 화학적으로 안정해야 한다. 본 연구에서는 비스무트 기반의 금속유기골격체를 다음과 같은 이유로 기존에 사용되어온 은 기반 흡착제의 합리적 대체재로 제시하였다: 1) 원자재의 저비용과 무독성, 2) 고온에서 안정적으로 유지되는 아이오딘 흡착능, 3) 아이오딘 포획 시 형성되는 비스무트 화합물의 안정성, 4) 아이오딘 포획 후 고정화 전구체로의 전환 공정 통합 용이성.

서지기타정보

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청구기호 {DNQE 22001
형태사항 v, 84 p. : 삽화 ; 30 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 정영은
지도교수의 영문표기 : Man-Sung Yim
지도교수의 한글표기 : 임만성
Including appendix
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력및양자공학과,
서지주기 References : p. 76-80
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