• 제목/요약/키워드: neutral salt electrolyte

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Electrochemical Decontamination of Metallic Wastes Contaminated with Uranium Compounds in a Neutral Salt Electrolyte

  • Park, W. K.;Y. M. Yang;C. H. Jung;H. J. Won;W. Z. Oh;Park, J. H.
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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    • pp.689-695
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    • 2003
  • Electrochemical decontamination process has been applied for recycle or self disposal with authorization of large amount of metallic wastes contaminated with uranium compounds such as $UO_2$, ammonium uranyl carbonate (AUC), ammonium di-uranate (ADU), and uranyl nitrate(UN) with tributylphosphate(TBP) and dodecane, which are generated by dismantling the contaminated system components and equipment of a retired uranium conversion plant in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Electrochemical decontamination for metallic wastes contaminated with uranium compounds was evaluated through the experiments on the electrolytic dissolution of stainless steel as the material of the system components in neutral salt electrolytes. The effects of type of neutral salt as the electrolyte, current density, and concentration of electrolyte on the dissolution of the materials were evaluated. Decontamination performance tests using the specimens taken from a uranium conversion plant were quite successful with the application electrochemical decontamination conditions obtained through the basic studies on the electrolytic dissolution of structural material of the system components.

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중성염 용액 내에서 우라늄으로 오염된 금속성 해체폐기물의 전해제염 (Electrolytic Decontamination of the Dismantled Metallic Wastes Contaminated with Uanium Compounds in Neutral Salt Solutions)

  • 최왕규;이성렬;김계남;원휘준;정종헌;오원진
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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    • pp.72-80
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    • 2004
  • 국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 다량의 우라늄으로 오염되어 있는 금속성 폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 중성염 전해액을 사용하는 전해제염 공정의 적용성을 평가하기 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 및 Inconel-600에 대한 전기화학적 용해거동 연구를 수행하였다. 이를 위하여 중성염 전해질의 형태, 전해질의 농도, 전류밀도, 처리시간과 같은 전해제염 조건들이 금속 재료의 용해에 미치는 영향을 평가하였다. 모의 시편을 사용한 비방사성 전해용해 실험 결과를 근거로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출한 $UO_2$, AUC (ammonium uranyl carbonate) 및 ADU (ammonium diuranate) 오염시편에 대해 $Na_2SO_4$$NaNO_3$ 중성염 용액에서 전해 제염실험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염 준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

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Corrosion Protection Properties of Cobalt Salt for Water-Based Epoxy Coatings on 2024-T3 Aluminum Alloy

  • Thai, Thu Thuy;Trinh, Anh Truc;Pham, Gia Vu;Pham, Thi Thanh Tam;Xuan, Hoan Nguyen
    • Corrosion Science and Technology
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    • 제19권1호
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    • pp.8-15
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    • 2020
  • In this paper, the efficiency and the inhibition mechanisms of cobalt salts (cobalt nitrate and cobalt-exchange silica Co/Si) for the corrosion protection of AA2024 were investigated in a neutral aqueous solution by using the electrochemical impedance spectroscopy (EIS) and polarization curves. The experimental measurements suggest that cobalt cation plays a role as a cathodic inhibitor. The efficiency of cobalt cation was important at the concentration range from 0.001 to 0.01 M. The formation of precipitates of oxides/hydroxides of cobalt on the surface at low inhibitor concentration was confirmed by the Scanning Electron Microscopy/Energy Dispersive X-Ray Spectroscopy (SEM/EDS) analysis. EIS measurements were also conducted for the AA2024 surface covered by water-based epoxy coating comprising Co/Si salt. The results obtained from exposure in the electrolyte demonstrated the improvement of the barrier and inhibition properties of the coating exposed in the electrolyte solution for a lengthy time. The SEM/EDS analysis in artificial scribes of the coating after salt spray testing revealed the release of cobalt cations in the coating defect to induce the barrier layer on the exposed AA2024 substrate.

우라늄화합물로 오염된 금속폐기물의 전해제염 (Electrochemical Decontamination of Metallic Wastes Contaminated with Uranium Compounds)

  • 양영미;최왕규;오원진;유승곤
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제1권1호
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    • pp.11-23
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    • 2003
  • 국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 $Na_2$SO$_4$가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 $Na_2$SO$_4$ 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO$_3$ 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO$_3$ 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 $UO_2$, AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/$\textrm{cm}^2$, IM NaNO$_3$ 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 $\alpha$$\beta$ 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.nely regimented hierarchical language. I try, in this paper, to develop the idea that hierarchical regimentation of Korean language uses is not humane. 1 of for the main argument for the thesis as what follows: How could one justify the hierarchical regimentation of a language like Korean\ulcorner Only if there is an essential structure in which the fine grades of differences of social positions of all the people are distinct; The essentialism here involved is not plausible. And I may add that language is to be used fur the purposes of communication, rationalization and expression. If true, language use is a genuine art of liberation or humanization. Any overt hierarchical language tends to damage those purposes and more to enforce those oppressive elements already existing in the community. Then, a hierarchical language is to defeat its own purpose.중 행정부가 북한에 대해 실시한 포용정책이 어떠한 성과를 거두고 어떠한 문제점을 간과하고 있는가에 대해 논의하고, 대북 정책의 새로운 지평을 논의하는 것을 목적으로 하고 있다. 1) 포용 정책은

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개선된 중성염 진해공정을 이용한 모의 방사성 금속폐기물의 제염 (Decontamination of simulated radioactive metal waste by modified electrolytic Process with neutral salt electrolytes)

  • 이지훈;육완이;양호연;하종현
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제27권2호
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    • pp.95-100
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    • 2002
  • 원자력발전소에서 주로 발생되는 금속폐기물인 탄소강을 중성염전해질인 1.7M의 황산나트륨($Na_2SO_4$)과 질산나트륨($NaNO_3$)을 이용하여 기존전해제염과 개선된 전해제염공정의 비교실험을 수행하였다. 양극은 인코넬, 음극은 티타늄으로 하여 상온에서 1시간동안 반응시켜 금속폐기물 모재의 weight loss, 두께변화. 전해질 내 침전물농도, SEM을 이용하여 제염전후의 금속폐기물 표면의 형상을 분석하였다. 실험결과 개선된 전해제염 적용시 전해질 종류별 전류밀도 변화에 따른 실험에서는 전류밀도가 $0.1{\sim}0.6A/cm^2$으로 증가함에 따라 1.7M의 황산나트륨 적용시 금속폐기물 모재의 두께변화는 $0.48{\pm}0.005{\sim}67.7{\pm}0.02{\mu}m$, 1.7M의 질산나트륨 적용시에는 $0.06{\pm}0.005{\sim}17.7{\pm}0.05{\mu}m$로 나타나 같은 전류밀도에서 황산나트륨 적용시 금속폐기물 모재의 표면 제염효율이 더욱 높은 양상을 보였다. 또한 전류밀도 $0.3A/cm^2$ 및 1.7M의 황산나트륨의 조건에서 개선된 전해제염 적용 시 $9.8{\pm}0.01{\mu}m$의 금속폐기물 두께변화를 보여 기존전해제염 적용시인 $3.7{\pm}0.03{\mu}m$의 금속폐기물 두께변화보다 2배 이상의 표면 제염효과를 보였다.

Chemical Treatment of Low-level Radioactive Liquid Wastes(II) (The Determination of Cation Exchange Capacity on various Clay Minerals)

  • Lee, Sang-Hoon;Sung, Nak-Jun
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제9권2호
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    • pp.75-81
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    • 1977
  • 원자력 발전소에서 나오는 방사성 핵종이 clay 속에 고정되는 반응기구를 분석하기 위해서 clay의 양이온 교환능을 Sawhney 방법으로 측정했다. Clinoptilolite, vermiculite 및 sodalite들의 PH dependent CEC를 측정한 결과 총 양이온 교환능의 약 70% 정도가 영구 고정되어진다고 생각되는 neutral salt CEC에 의해 일어나고 나머지는 가역과정인 clay 속의 유기물질과 다른 급속(Al, Mg)의 치환에 의해서 일어난다는 결론을 얻었으며, pH 9 이상에서 clay에 의한 방사성 핵종의 제거는 이온 교환 기구에 의한 고정보다 오히려 중금속 이온의 침전에 의해서 더 많이 일어난다는 것도 밝혀냈다. 그리고 연속 치환에 의해서 처리된 Na-clay는 방사성 핵종제거에 상당히 향상된 제거 효율을 나타내고 있다.

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