수소이온 교환막(PEM; Proton Exchange Membrane)은 연료전지 막-전극 복합체(MEA; Membrane-electrode Assembly)를 구성하는 핵심 소재 중 하나로서, 촉매와 함께 연료전지 성능을 결정하는 중요한 역할을 한다. 이러한 수소이온교환막의 성능은 내부에 존재하는 수소이온 전달 통로인 수화 채널의 구조에 큰 영향을 받는 것으로 알려져 있다. 분자 동역학(MD; Molecular Dynamics) 전산모사 기술은 이러한 소재 내부의 분자 및 원자구조를 파악하기 위한 유용한 도구로서, 수소이온 교환막의 구조 및 특성에 관한 많은 관련 연구가 진행되고 있다. 본 총설에서는 분자동역학 전산모사 관련 연구에 대한 동향을 정리하고, 이를 통해 어떤 구조적 특징들을 분석할 수 있는지 제시하여, 수소이온 교환막 연구자들과 분리막 연구자들에게 분자동역학 전산모사 기술의 유용성에 대하여 소개하고자 한다.
본 연구에서는 디젤대체 연료와 LPG 혼합용 및 도시 가스의 발열량을 높이기 위한 첨가제로 사용할 수 있는 DME 분리공정에 대한 올바른 열역학 모델식의 선정에 대한 해석을 시도하였다. 물과 메탄올 용매 사이의 액상에서의 비이상성을 해석하기 위해서 NRTL 액체 활동도계수 모델식을 사용하였으며, 기상에서 이상기체의 비이상성을 해석하기 위해서 Peng-Robinson 상태방정식을 사용하였다. 한편, Methanol absorber에서 메탄올 수용액 중의 $H_2$, CO, $CO_2$, $H_2$, $CH_4$과 $N_2$ 등과 같은 비응축성 기체의 용해도를 추산하기 위해서 온도와 압력의 함수로 나타낸 Henry parameter를 사용하였다. 사례 연구를 통해서 원료에 대한 용매의 몰 유량비가 3.40일 때 최적이 됨을 알 수 있었다.
국제핵융합실험로(ITER)가 2019년까지 7개국의 공동개발사업으로 건설될 예정이다. ITER의 핵융합연료주기는 핵융합진공용기, 삼중수소 플랜트, 연료공급부로 구성되어 있다. 이중에서 삼중수소 플랜트는 핵융합연료주기를 위한 중 수소와 삼중수소의 저장, 공급, 분리, 제거, 회수 등의 기능을 제공한다. 삼중수소 플랜트는 외부에서 중수소와 삼중수소를 공급받아 저장 공급하는 SDS, 토카막배출처리의 TEP, 수소동위원소 분리의 ISS, 삼중수소수 및 대기 처리의 WDS ADS, 정성 정량분석의 ANS 등으로 구성된다. 이 논문에서는 삼중수소 플랜트를 구성하는 주요 공정에 대한 기능 및 설계요건을 기술하였다. 한국은 SDS 개발에 참여하고 있으며 월성원전 삼중수소 제거설비(WTRF) 건설 및 운전경험을 통해 WDS 대한 기술을 일부 확보하였다. 향후 ISS 및 TEP에 대한 기술확보를 위한 여러 분야에서의 참여 확대를 기대하고 있다.
가압 경수로 사용후핵연료의 화학특성을 규명하기 위하여 극미량 함유되어 있는 삼중수소 ($^3H$)의 정량기술을 확립하였다. 분석과정에서 발생하는 방사성 폐액의 양을 줄이고 분석자의 방사선 피폭을 줄이기 위하여 하나의 시료로부터 $^{14}C$과 $^3H$를 순차적으로 회수할 수 있도록 분리조건을 최적화하였다. 사용후핵연료를 질산으로 용해하는 과정에서 $^{14}CO_2$와 함께 휘발하는 $^{129}I_2$는 $AgNO_3$가 침윤되어 있는 흡착제로 제거하였다. $^{14}CO_2$는 1.5 M NaOH에 포집시키고 $^3H_2O$는 증류시켜 회수하였다. $^3H$의 평균 회수율은 97.9%, 상대표준편차는 0.9% (n = 3) 이었으며, 37,000 MWd/MtU 연소도의 사용후핵연료를 대상으로 $^3H$를 분석하고 표준물첨가법으로 분석신뢰도를 평가하였다.
본 연구는 직접메탄을 연료전지(Direct Methanol Fuel Cell, DMFC)용 전해질 막으로 이용되는 양이온교환막의 개발에 관한 것이다. 투과증발공정에서 메탄을 Barrier로 잘 알려져 있는 Poly(vinyl alcohol)을 Base polymer로 사용하고 양이온 교환기가 포함되어 있는 Poly(acrylic acid)를 가교제로 사용하여 가교제의 함량변화에 따른 메탄을 투과도(Methanol permeability), 이온전도도(Ion conductivity), 이온교환용량(Ion exchange capacity), 함수율(Water content), 고정이온농도(Fixed ion concentration)를 통해 막 특성을 측정하였다. 메탄올 투과도와 이온전도도는 가교제인 PAA함량이 증가함에 따라 감소하다가 15%이상에서는 증가하는 경향을 보였다. 이것은 가교제의 함량증가로 인한 가교의 영향과 가교제에 포함되어 있는 친수성기의 도입으로 이와 같은 결과가 나타난다고 예상된다. 실험결과를 통해 DMFC에 적용가능성이 있는 막은 $25^{\circ}C,\; 50^{\circ}C$에서의 메탄을 투과도가 $6.49{\times}10^{-8}/cm^2/s,\; 2.85{\times}10^{-7}/cm^2/s$, $25^{\circ}C,\; 50^{\circ}C$에서의 이온전도도가 $2.66{\times}10^{-3}\;S/cm,\; 9.16{\times}10^{-3}\;S/cm,$ 이온교환용량이 1.32 meq/g membrane, 함수율이 0.25 g $H_2O$/g membrane, 고정이온농도가 5.25 meq/g $H_2O$인 PVA/PAA-$160^{\circ}C$ 15% 막으로 예측된다.
사용 후 핵연료의 화학특성 연구를 위하여 요오드의 분리와 정량에 관한 연구를 수행하였다. 사용 후 핵연료를 용해시키는 과정에서 핵연료 중에 CsI로 존재하는 요오드가 $I_2$로 산화되어 휘발되지 않도록 질산과 염산의 혼합산 (80:20 mol%)을 이용하여 비휘발성 ${IO_3}^-$로 안정화시켰다. 2.5 M $HNO_3$ 매질에서 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 이용하여 $I_2$로 환원시킨 후 사염화탄소로 추출하여 우라늄과 핵분열생성물로부터 분리, 회수하였다. 0.1 M $NaHSO_3$을 사용하여 요오드를 역추출하였으며 수용액층으로 회수된 요오드를 이온 크로마토그래피로 정량하였다. 방사성 물질 분석에 적합한 이온 크로마토그래피/차폐 시스템을 구성하였으며 42,000~44,000 MWd/MtU 의 연소도를 갖는 사용후핵연료를 대상으로 요오드를 분석한 결과 Origin 2 연소도 전산코드에 의한 계산결과인 $324.5{\sim}343.6{\mu}g/g$와는 -8.3~-0.5%의 편차를 나타내었다.
미세조류를 바이오 연료로 전환하여 이용하기 위해서는 미세조류의 배양, 응집 수거, 바이오 지질 추출, 에너지 전환 등 여러 공정을 거친다. 각 부분 공정 마다 필요한 비용이 발생하며 이러한 비용을 합산하여 미세조류의 에너지화로의 생산 단가가 만들어진다. 미세조류의 생산비용은 기존의 바이오 연료에 비하여 아직 높은 수준이다. 각 공정에서 생산 비용을 저감하는 것이 미세조류의 바이오 연료로서 가격 경쟁력을 높이는 것이다. 미세조류의 응집 수거는 미세조류가 물과 유사한 밀도로 물에서 분리하기가 어려운 물질이기 때문에 저비용으로 미세조류를 응집하고 수거하는 기술이 필요하다. 미세조류의 응집과 수거를 위해 초음파를 이용하는 공정은 기존 공정에 비하여 환경 위해 요소가 거의 없으며 저비용 고효율의 공정으로써 연구가 필요한 분야이다. 본 연구는 미세조류를 응집 수거하는 방법으로 초음파를 조사할 때 일어나는 유동과 미세조류 거동에 대한 메카니즘을 수치해석을 통해 규명하고자 수행 하였다. 이를 위해 미세조류가 포함된 유체를 배관에 흐를 때 초음파 압력장에서 미세조류가 응집이 일어나는 현상을 비정상상태 유동해석으로 시간 변화에 따라 속도, 압력, 미세조류의 농도 변화를 관찰하여 초음파를 이용한 미세조류 응집에 대한 최적 설계의 토대를 정립하는 것을 목적으로 수행하였다.
중공사형 막은 지난 수십 년간 빠르게 성장하고 있는 새로운 기술의 하나이다. 또한, 고분자 소재를 이용한 분리막은 기체분리, 연료전지, 수처리, 폐수처리, 유기물 분리 등 여러 분야에서 주목 받고 있다. 그중에서도 액체분리용 역삼투(RO)와 한외여과(Ultrafiltration)막의 중간 특성을 갖는 나노여과(Nanofiltration)막은 상대적으로 역삼투 막에 비하여 낮은 투자비와 낮은 운전압력, 높은 투과 성능을 가지며 다가 음이온 염과 $200{\sim}1000gmol^{-1}$사이의 유기물에 대한 높은 제거율을 갖는 막이다. 본 논문에서는 NF 중공사 분리막의 소재, 제조 방법(상전이법과 계면중합법)에 따른 멤브레인의 구조 제어 및 다양한 특성 평가에 관한 연구동향을 살펴보고자 한다. 현재 대부분의 NF용 분리막은 평막형(plate and frame type)이나 나권형(spiral wound type)으로 제품화 되고 있는데, 중공사형(hollow-fiber type)의 제품화가 지연되고 있는 것은 기존 소재를 바탕으로 제조할 경우 강도면에서 안정적이지 못한 면이 있으므로 새로운 소재를 개발하거나 기존 소재의 개선이 필요할 것으로 보인다. 이러한 부분을 보완할 수 있을 만한 제조 기술이 확보된다면 중공사 형태의 나노여과막이 점차 나권형막을 대체하여 시장에서 높은 점유율을 나타낼 수 있을 것이다.
Butanol has an ability to improve the ignition quality due to its lower latent heat of vaporization; it has an advantage to reduce a volume of a fuel tank because its energy density is higher than that of ethanol. Also, butanol-diesel oil blending quality is good because butanol has an effect to prevent the phase-separation between two fuels. Even if the blended oil contains water, it can reduce the corrosion of the fuel line. Thus, it is possible to use butanol-diesel oil blended fuel in diesel engine without modification, and it may reduce the environment pollution due to NOx and particulate and the consumption of diesel oil. Therefore, some studies are being advanced whether butanol is adequate as an alternative fuel for diesel engines, and the results of the combustion and exhaust gas emission characteristics are being presented. Though the injection and spray characteristics of butanol are more important in diesel combustion, the has not yet dealt with the matter. In this study, the influence in which differences of physical properties between butanol and diesel oil may affect the injection and spray characteristics such as injection rate, penetration, spray cone angle, spray velocity and process of spray development were examined by using CRDI system, injection rate measuring device and spray visualization system. The results exhibited that the injection and macroscopic spray characteristics of two fuels were nearly the same.
Boyarintsev, Alexander V.;Stepanov, Sergei I.;Kostikova, Galina V.;Zhilov, Valeriy I.;Chekmarev, Alexander M.;Tsivadze, Aslan Yu.
Nuclear Engineering and Technology
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제51권7호
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pp.1799-1804
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2019
The concept of a new method, the CARBEX (CARBonate EXtraction) process, was proposed for reprocessing of spent uranium oxide fuel. The proposed process is based on use of water solutions of $Na_2CO_3$ or $(NH_4)_2CO_3$ and solvent extraction (SE) by the quaternary ammonium compounds for selective recovery and purification of U from the fission products (FPs). Applying of SE allows to reach high degree of purification of U from FPs. Carrying out the processes in poorly aggressive alkaline carbonate media leads to increasing safety of SNF's reprocessing and better selectivity of separation of lanthanides and actinides. Moreover carbonate reprocessing media allows to carry out a recycling and regeneration of reagents. We have been done laboratory scale experiments on the extraction components of simulated voloxidated spent fuel in the solutions of NaOH or $Na_2CO_3-H_2O_2$ and recovery of U from carbonate solutions by SE method using carbonate of methyltrioctylammonium in toluene. It was shown that the purification factors of U from impurities of simulated FPs reached values $10^3-10^5$. The received results support our opinion that CARBEX after the further development can become more safe, simple and profitable method of spent fuel reprocessing.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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