• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권4호
• /
• pp.213-218
• /
• 2009

전해제련 공정은 악티늄족 원소를 동시에 회수하는 공정으로써, Pyroprocessing의 핵확산 저항성을 보장하는 중요한 공정이다. 공학규모의 전해제련 장치를 설계하기 위한 기본 도구를 개발하기 위해서 실험실 규모의 장치에 대한 열전달 해석을 수행하였다. 열전달 해석을 수치 해석적으로 계산하기 위해 ANSYS CXF 상용 코드를 사용하였다. 열전달 해석 결과, 가열부의 길이가 수직으로 용융염의 높이보다 약3배 이상이 되었을 때, 용융염의 온도를 일정하게 유지할 수 있었으며, 냉각부의 길이는 그 영향이 미비하였다. 전해조 덮개 아래의 아르곤 가스의 온도는 냉각 판의 개수에 따라 감소하였으며, 5개 이상 설치 할 경우 $250^{\circ}C$ 이하로 유지할 수 있음을 보였다. 이러한 계산 결과는 실제 실험 장치에서 측정된 장치 내부 온도 분포와 경향성이 일치하는 것을 볼 수 있었다. 본 연구에서 해석 된 전해제련 장치의 열 분포 특성은 공학규모 장치의 설계를 위해 중요한 자료로 사용 될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제38권2호
• /
• pp.163-174
• /
• 2006

The $Ph{\acute{e}}bus$ FP project is an international reactor safety project. Its main objective is to study the release, transport and retention of fission products in a severe accident of a light water reactor (LWR). The FPT4 test was performed with a fuel debris bed geometry, to look at late phase core degradation and the releases of low volatile fission products and actinides. Post Test Analyses results indicate that releases of noble gases (Xe, Kr) and high-volatile fission products (Cs, I) were nearly complete and comparable to those obtained during $Ph{\acute{e}}bus$ tests performed with a fuel bundle geometry (FPT1, FPT2). Volatile fission products such as Mo, Te, Rb, Sb were released significantly as in previous tests. Ba integral release was greater than that observed during FPT1. Release of Ru was comparable to that observed during FPT1 and FPT2. As in other $Ph{\acute{e}}bus$ tests, the Ru distribution suggests Ru volatilization followed by fast redeposition in the fuelled section. The similar release fraction for all lanthanides and fuel elements suggests the released fuel particles deposited onto the plenum surfaces. A blockage by molten material induced a steam by-pass which may explain some of the low releases. The revaporisation testing under different atmospheres (pure steam, $H_2/N_2$ and steam /$H_2$) and up to $1000^{\circ}C$ was performed on samples from the first upper plenum. These showed high releases of Cs for all the atmospheres tested. However, different kinetics of revaporisation were observed depending on the gas composition and temperature. Besides Cs, significant revaporisations of other elements were observed: e.g. Ag under reducing conditions, Cd and Sn in steam-containing atmospheres. Revaporisation of small amounts of fuel was also observed in pure steam atmosphere.

• 공업화학
• /
• 제8권6호
• /
• pp.1006-1013
• /
• 1997

방사성 폐액에 존재하는 악티늄족과 란탄족의 대표원소로 Am과 Eu을 각각 선정하여 Zr을 함유한 di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid 추출제를 사용하여 회분식으로 이들 원소의 상호분리에 대한 분리특성을 고찰하였다. 0.5M $HNO_3$에서 Zr을 함유한 1M DEHPA/n-dodecane(Zr 농도:$8.7g/{\ell}$)에 의한 Am 및 Eu의 추출율은 각각 92.3%와 99.1%이었으며, 추출제 1M DEHPA/n-dodecane에 함유된 Zr 농도에 비례하여 Am과 Eu의 추출율이 증가하는 상승효과를 보였다. 그리고 pH가 3.0으로 조정된 0.05M DTPA와 1M lactic acid의 혼합용액에 의한 제 1단계 역추출에서는 유기상으로 추출된 Am과 Eu의 38.1% 및 3%가 각각 역추출되었으며, 이때 Am 과 Eu의 분배계수로부터 구한 상호 분리 계수는 14.2였다. 또한 6M $HNO_3$용액에 의한 제2단계 역추출에서는 제1단계 역추출에서 역추출되지 않고 유기상에 남아 있는 Eu의 94.4%가 역추출되었다.

• 자원환경지질
• /
• 제35권2호
• /
• pp.97-102
• /
• 2002

Ce-파이로클로어(Ce-pyrochlore; CaCe $Ti_2 $O_7)는 장주기 방사성 폐기물인 악티나이드 원소들을 고정화시킬 수 있는 새로운 물질이므로 Ce-파이로클로어를 합성하여 강평형 관계 및 특성을 연구하였다. 혼합된 시료는 상온에서 200-400kg/$\textrm{cm}^2$의 압력으로 성형한 후, 1000-150$0^{\circ}C$ 범위에서 소결온도 및 분위기를 변화시키면서 소성하였다. 합성된 시료는 XRD, SEM/EDS를 사용하여 상분석과 정량분석을 실시하였다. 실험결과, Ce-파이로클로어이 최적 합성조건은 산소분위기 하에서, 130$0^{\circ}C$로 소결하였을 때였으며, 이때의 화학조성은 $Ca_{1-x}Ti_{2-y}O_{7-x-2y}$ (x=0.03-0.05, y=0.02~0.04) 으로써 비화학양론적인 특성을 보였다. Ce-파이로클로어는 1300~140$0^{\circ}C$에서 빠른 비조화 분해현상을 나타내었으며, 140$0^{\circ}C$ 이상에서는 페로브스카이트(perovskite)와 로파라이트(loparite; $Ce_{0.66}TiO_{3}$)사이의 부분 고용체인 Ce(III)페로브스카이트가 주요상으로써 관찰되었다.

• 해양환경안전학회지
• /
• 제18권2호
• /
• pp.67-83
• /
• 2012

양식활동이 활발한 반폐쇄적인 내만에서 퇴적물의 지화학적 특성을 파악하기 위하여 2010년 4월 가막만 전역의 19개 정점에서 표층 퇴적물을 채취하여 퇴적물 중의 금속(V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zn, Ag, Cd, Hg, Pb, As), 비금속(P, Se) 및 악티늄족 중 U원소의 분포특성을 파악하였다. 또한, 퇴적물기준 및 농축계수를 이용하여 금속원소의 오염도를 평가하였다. V, Cr, Fe, Co 및 Ni 등은 석영희석 효과, Cd 및 U은 유기물 희석효과, Mn, Ag, As 및 Se는 만의 북부 및 남부해역 정점들에서 표층퇴적물의 강한 환원환경경하에서 이산화망간 및 황산염이 유기물 분해의 산화제로 이용되면서 화학적 재분배에 의해 농도분포가 결정되어지는 것으로 보여진다. 미국 퇴적물 오염 기준(SQGs)에 의한 오염평가는 As의 경우 만의 중앙부를 제외한 대부분의 정점, Ni은 전 조사정점에서 ERL을 초과하였다. 농축계수(EF)를 이용한 평가는 Ni, Ag, Cd 및 As가 평균 EF가 1을 약간 초과하는 단계를 보였으며, 이외의 성분은 1과 유사하거나 혹은 그 이하 양호한 수준을 나타내었다.

• 대한화학회지
• /
• 제27권4호
• /
• pp.279-286
• /
• 1983

몇가지의 알파입자를 방출하는 핵종, 즉 악티늄족 원소들, $^{207}Bi$ and $^{210}Po$을 전해석출하는 장치를 만들었다. 스텐레스 원판으로된 환원전극에 이 동위원소들을 석출했으며(석출부분 직경=18mm), 산화전극으로는 백금선을 썼다. 전해질로 염화암모늄을 쓰고, 초기 pH=4, 염소이온농도=0.6M이하, 용액부피=15ml로 하여 1.5암페어(전류밀도=0.59A/$cm^2$)의 전류를 100분간 흘려주어 98.3%의 석출 회수율과 ${\pm}$0.7%의 재현도를 얻었다. 석출된 시료의 알파스펙트럼을 측정한 결과 에너지 분리도로서 $^{210}Po=18.3keV, ^{234}U=21.8keV$ 및 $^{239}Pu=36.0keV$인 반치전폭(full width at half maximum)을 얻었다. 국산 천연우라늄(충북·괴산) 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{234}U\;=\;:\;6.1{\times}10^{-5}$을 얻었으며 $1.8{\sim}10^{13} neutrons/cm^2{\cdot}sec$인 중성자속으로 144일 동안 쪼여준 238U 시료를 전해석출하여 그의 알파스펙트럼을 구한 결과 $^{238}U\;:\;^{239}Pu\;:\;241Am\;=\;100\;:\;0.0263\;:\;5.20{\times}10^{-5}$을 얻었다. 조사시료중의 $^{238}U$에 대한 본실험의 정량결과는 고체형광측정법 및 질량 스펙트럼법에 의한 결과들과 상대오차 1.6% 이내에서 일치하였으며, $^{239}Pu$의 경우는 음이온교환분리-알파스펙트럼 측정 및 삼불화테노일아세톤(thenoyltrifluoroacetone)을 쓴 용매추출-알파스펙트럼 측정에 의한 정량결과들과 상대오차 ${\pm}$4.0%이내에서 일치하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권4호
• /
• pp.397-410
• /
• 2018

아메리슘(Am)은 사용후핵연료의 장기 방사성 독성에 크게 영향을 주기 때문에 고준위 방사성 폐기물 처분의 장기 안전성 평가에 필수적으로 고려되어야 할 원소이다. 분광학적 방법을 이용한 일부 악티나이드 원소의 화학반응 연구가 활발히 진행되고 있는 반면, 아메리슘에 대한 연구는 아직까지 미비한 상황이다. 이 연구에서는 고순도의 시료를 필요로 하는 화학반응 연구를 위하여 $^{241}Am$ 시료를 정제한 후, 액체섬광계수기와 감마선 및 알파선 스펙트럼을 이용하여 정량과 정성분석을 하였다. 액체 광도파 모세관 셀을 이용한 고감도의 UV-Vis 흡수 분광학과 시간분해 레이저 형광 분광학을 이용하여 Am(III) 가수분해물과 옥살레이트(oxalate, Ox) 착물반응을 조사하였다. 산성조건에서 $Am^{3+}$은 503 nm에서 최대 흡수봉우리를 보이며, 몰흡광계수는 $424{\pm}8cm^{-1}{\cdot}M^{-1}$임을 확인하였다. 중성 이상의 pH 조건에서 형성되는 $Am(OH)_3(s)$ 콜로이드 입자에서는 506-507 nm 파장에서 최대 흡수봉우리가 관측되었다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$ 착물은 $Am^{3+}$에 비교하여 흡수 및 발광스펙트럼이 각각 4와 5 nm정도 장파장으로 이동하였고 몰흡광계수와 발광세기도 크게 증가하였다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$의 발광수명은 23에서 56ns으로 증가하였고 이는 Am(III)의 내부권에 결합하고 있던 약 여섯 개의 물분자가 옥살레이트의 카르복실기로 치환되었음을 의미한다. 이 결과로부터 ${Am(Ox)_3}^{3-}$은 각 옥살레이트 리간드가 두 자리 결합(bidentate)을 하고 있다는 것을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권6호
• /
• pp.2174-2181
• /
• 2024

In this work, Sr_0.5Zr₂(PO₄)₃-SmPO₄ dual-phase ceramics were prepared via in-situ synthesis process, which is a potential novel nuclear waste form for immobilizing the fission product ⁹⁰Sr and the trivalent actinide radionuclides in high-level waste (HLW). And the preparation technology, microstructure and chemical durability of Sr_0.5Zr₂(PO₄)₃-SmPO₄ dual-phase ceramics were systematically investigated. It was confirmed that the optimum microwave-sintering temperature (1050 ℃) and heat preservation time (1.5 h) is estimated by Archimedes method. Besides, the as-prepared samples that were consisted of strontium zirconium phosphate (SrZP) and monazite showed the remarkable densification, in which the two crystalline phases were intermixed well with each other. Meanwhile, the formation and evolution of microstructure was also consistent with the variational rule of Sr_0.5Zr₂(PO₄)₃/SmPO₄, indicating that there was not mutual reaction during the in-situ synthesis process. The PCT and MCC-1 experimental results demonstrated that the elemental normalized leaching rates of tested samples are all at a low level (LR_Sr ~10^-4 g·m^-2·d^-1, LR_Zr ~10^-8-10^-6 g·m^-2·d^-1, LR_Sm ~10^-7-10^-5 g·m^-2·d^-1 and LR_P ~10^-4 g·m^-2·d^-1). It is indicated that Sr_0.5Zr₂(PO₄)₃-SmPO₄ dual-phase ceramics possesses excellent chemical durability for HLW disposal.

• 자원환경지질
• /
• 제38권2호
• /
• pp.187-196
• /
• 2005

석류석 구조에서, 양이온이 점할 수 있는 구조적 위치는 사면체, 팔면체 및 이들과 능을 공유하고 있는 배위다면체의 중심 등이다. 이들 중, 사면체의 자리를 차지하는 양이온의 크기는 석류석의 단위포의 크기와 밀접한 관계를 가진다. 따라서 4-배위 자리에 비교적 이온반경이 큰 철을 함유하고 있는 석류석은 방사성 폐기물 내에 함유된 비교적 이온반경이 큰 악티나이드 원소를 고정시키기 위한 유망한 매트릭스로써 고려될 수 있다. 따라서 본 연구에서는 $Ca_{1.5}GdCe_{0.5}ZrFeFe_3O_{12}$인 조성을 가진 석류석을 합성하여 이들의 상평형 관계 및 특성을 연구하였다. 혼합된 시료는 $200{\~}400{\cal}kg/{\cal}cm^2$의 압력으로 성형한 후, $1100{\~}1400^{\circ}C$ 범위에서 온도 및 분위기를 변화시키면서 소결하였으며, 합성된 시료는 XRD 및 SEM/EDS를 사용하여 상분석과 정량분석을 실시하였다. 실험결과, 석류석은 소결온도 $1300^{\circ}C$에서 최적의 합성상을 얻을 수 있었지만, 미량의 페로브스카이트 및 미지의 상이 공존하였다. 석류석과 페로브스카이트의 화학조성은 각각 $[Ca_{l.2-1.8}Gd_{0.9-1.4}Ce_{0.3-0.5}]^{VIII}[Zr_{0.8-1.3}Fe_{0.7-1.2}]^{VI}[Fe_{2.9-3.1}]^{IV}O_{12}$ 및 $Ca_{0.1-0.5}Gd_{0.0-0.8}Ce_{0.1-0.5}\;Zr_{0.0-0.2}Fe_{0.9-1.1}O_3$ 이었다. 특히 화학양론적 조성과 비교 시, 합성된 석류석의 8-배위 자리를 점하고 있는 Ca의 초과 및 Ce의 결핍된 양상을 보였다. 이는 6-배위 자리에서의 Zr 및 Fe의 화학조성과 밀접한 관계를 지닌다.

• 대한화학회지
• /
• 제34권2호
• /
• pp.143-158
• /
• 1990

본 연구에서는 동공의 크기가 다른 5종의 crown ether과 9종의 crownand계와 1종의 cryptand계 거대고리 리간드를 포함하는 우라늄(Ⅵ), 토륨(Ⅳ) 및 네오디뮴(Ⅲ), 사마륨(Ⅲ), 홀뮴(Ⅲ) 등의 희토류 금속착물을 합성 후, 고체착물의 조성식을 결정하고 적외선 스펙트럼에 의하여 구조를 확인한 다음 핵자기공명 분광법에 의하여 착물용액의 조성비와 분자내의 착물형성 site를 결정하고 착물들의 용매화 현상과 리간드 교환반응성을 핵자기공명 분광법으로 고찰하였다. crown ether 거대고리 리간드들은 실험에 사용한 모든 금속이온과 안정한 착물을 형성하므로 OCH2 메틸렌 양성자들은 모두 낮은 자기장 방향으로 화학적 이동을 나타냈으며 같은 금속이온에 대한 화학적 이동값은 12C4＜15C5＜18C6의 순으로 증가하였고 같은 리간드에 대한 희토류 착물의 화학적 이동값은 원자번호 크기에 반비례하였다. crownand 22는 우라늄(Ⅵ)과 산소 및 질소원자를 배위하는 안정한 착물을 형성하지만 희토류 금속과는 착물을 형성하지 않았다. 반면에 희토류 금속(Ⅲ)이온은 cryptand 221리간드와 모든 산소 및 질소원자를 배위자로 하는 안정한 착물을 형성할 수 있었다. 나머지 질소와 산소원자를 포함한 crownand 계열 거대고리 리간드는 우라늄(Ⅵ)과 역시 모든 산소 및 질소가 배위하는 착물을 형성하지만 희토류 금속(Ⅲ)과는 착물을 형성하지 않음을 확인할 수 가 있었다. 우라늄(Ⅵ)과 희토류(Ⅲ)금속이온은 모든 거대고리 리간드와 1:1착물을 각각 형성하며 토륨(Ⅳ)이온은 12C4와 1:2 나머지 리간드와는 1:1착물을 각각 형성함을 알 수 있었다. 이들 거대고리 리간드 착물들의 안정성은 착물의 양성자 이동결과에 잘 일치하였다. 그리고 18C6와 물을 리간드로 하는 희토류 금속(Ⅲ) 착물은 아세틸아세톤 용매내에서 리간드 교환반응이 일어나지만 우라늄(Ⅵ)착물의 경우에는 교환반응이 일어나지 않았다.