Teknetium-99-määritys ydinvoimalan jätehartsista

Abstract

Tämä opinnäytetyö tehtiin Säteilyturvakeskuksen Nuklidianalytiikan laboratoriolle (NAL). Työssä perehdyttiin radioaktiiviseen hajoamiseen ja radioaktiivisen hajoamisen tavallisimpiin muotoihin; α-, β- ja γ-hajoamiseen. Lisäksi käsiteltiin teoriaa nestetuikelaskennasta, gammaspektrometriasta, teknetiumista ja teknetium-99-määritysmenetelmistä. Työssä kehitettiin uusi radiokemiallinen analyysimenetelmä, muun muassa TEVA-hartsia ja nestetuikelaskentaa apuna käyttäen, beetamiinusaktiivisen teknetium-99-isotoopin, Tc-99, määrittämiseksi ydinvoimalan keskiaktiivisesta jätehartsista.

Työ pohjautui aiemmin Säteilyturvakeskuksen Nuklidianalytiikan laboratoriossa kehitettyyn menetelmään, joka kehitettiin pienten teknetium-99-pitoisuuksien määrittämiseksi Suomen rannikon meriympäristön rakkolevänäytteistä. Tästä aiemmin kehitetystä teknetium-99-määritysmenetelmästä saatiin runko, jota prosessoitiin tässä työssä edelleen niin, että se soveltui uudentyyppiselle jätehartsinäytematriisille.

Työn keskeiseksi teemaksi, ja ongelmaksi, muodostui ydinvoimalasta saapuneen jätehartsin sisältämien erilaisten Tc-99-beetaspektrissä häiritsevien radionuklidien poistaminen. Tässä häiritsevien radionuklidien poistamisessa ei yrityksistä huolimatta käytettävissä olleen ajan puitteissa täysin onnistuttu. Näin ollen toinen henkilö jatkaa omassa opinnäytetyössään Tc-99-määritysmenetelmän kehittämistä.

Tässä opinnäytetyössä kehitettyä teknetium-99-määritystä ydinvoimalan jätehartsista ei ole Suomessa aikaisemmin tehty. Näin ollen Säteilyturvakeskuksen Nuklidianalytiikan laboratorio saa analyysivalikoimaansa uuden teknetium-99-määritysmenetelmän analyysimenetelmän kehitystyön valmistuttua. On hyvä huomata, että muun muassa siksi, että Suomeen on rakenteilla viides ydinvoimala, teknetium-99-määrityksen kysyntä saattaa tulevina vuosina lisääntyä.

This final project was commissioned by the STUK Radionuclide Analytics Laboratory. This study examines the radioactive decay and the radioactive decay of the most common forms; alpha, beta and gamma decay. In addition, the theory of liquid scintillation counting, gamma spectrometry, technetium and technetium-99 determination methods was discussed. During the project a new method was developed for the radiochemical analysis, including using of TEVA resin and liquid scintillation counting, of the beta minus active technetium-99 isotope, Tc-99. Technetium-99 was determined from the medium active resin waste.

This study was based on a method, which was developed previously in the STUK Radionuclide Analytics Laboratory. This previously developed method was created for the determination of the small technetium-99 concentrations in the kelp samples in the Finnish coastal marine environment. The body for this final project was created from the past technetium-99 analytical method, which was processed further in this study, so that it is compatible with a new type of resin waste sample matrix.

The central theme in this final project, and the problem, consisted of the resin waste from a nuclear power plant, which contained various Tc-99 beta spectrum interfering radionuclides. The removal of these radionuclides was difficult and there was not enough time to conduct that fully successfully. Thus, another person will continue the work in her final project.

The technetium-99 determination from resin waste of a nuclear power plant, which was developed in this final project, has not been done before in Finland. Thus, the Radiation and Nuclear Safety Authority’s Radionuclide Analytics Laboratory may be offering a new technetium-99 analysis after the methodology for the analysis method development work has been completed. It is worth noting that, among other things, because Finland has a fifth nuclear power plant under construction, the demand of technetium-99 assay may increase in the coming years.