Effects of casting Processes and lubricant addition were studied to improve remanence of 31RE-68TM-lB based sintered magnet by using axial pressing process. Strip casting was effective to get the fine and homogeneous microstructure without ${\alpha}$-Fe segregation. The strip cast flake resulted in narrower particle size distribution after jet milling with respect to the conventional cast ingot. During pressing step with a magnetic field, the particle alignment was increased by appropriate addition of liquid lubricant. In this study, it was revealed that narrow particle size distribution and appropriate addition of liquid lubricant were essential to improve the grain alignment and thus the remanence of Nd-Fe-B sintered magnet.
Acidic metavolcanic rocks distributed around the Chungju iron deposit show significantly high abundances of rare earth elements and high field strength elements. Relatively high ${\epsilon}_{Nd}$(0) values and lack of negative Nb anomaly suggest that assimilation of crustal material is not involved in their generation. They are plotted within the within-plate environment according the tectonic discrimination diagrams. Such geochemical characteristics are very similar to the acidic metavolcanic rocks of Munjuri Formation. They also show geochemical characteristics of Al-type magma of Eby (1992). All such diagnostic characters indicate differentiation of mantle-derived magma produced from the rift environment, related to the breakup of continent. In contrast to the alkali granites and the rare metal deposit both having age of c. 330 Ma, Sm-Nd isotopic data of the acidic metavolcanic rocks do not form well defined isochron. However, the alkali granites reveal low ${\epsilon}_{Nd}$(0) values, while the acidic metavolcanic rocks and the rare metal deposit both have significantly higher ${\epsilon}_{Nd}$(0) values. Considering such differences, we propose following generation hypothesis: The acidic metavolcanic rocks around Chungju iron deposit was erupted at 750 Ma as rest of the acidic metavolcanic rocks of Gyemyeongsan and Munjuri Formations. About 330 Ma ago, partial melting of existing Al-type igneous materials and some old crustal materials produced alkali granite. The rare metal deposit was also produced by redistribution of related materials within the acidic volcanics due to hydrothermal activities occurred at the same time. Sm-Nd isotopic systematics of the acidic metavolcanic rocks were disturbed during the regional metamorphic event at ca. 280 Ma.
Proceedings of the Korea Association of Crystal Growth Conference
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1996.06b
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pp.55-85
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1996
지르코니아 분말은 ZrO2 결정상이 온도변화에 따라 부피변화를 수반하는 상전이변태를 나타낸다. 단사정 ZrO2가 110$0^{\circ}C$에서는 정방정으로, 2$700^{\circ}C$ 내외에서는 입방정으로 결정구조가 가역적으로 변한다. 이 ZrO2에 금속산화물을 고용시키면 형석 (CaF2:Florite)형의 입방정 결정구조가 실온에서도 안정하게 존재하게 된다. 안정화제 산화물은 caO, MgO등 2가 산화물외에 3가 또는 4가의 금속산화물로서 Sc2O3, Y2O3, Sm2O3, Nd2O3, Gd2O3, Y2O3, CeO2 등이며 이들은 금속이온의 원자가가 변하기 쉬운 희토류 산화물이다. 안정화 지르코니아는 형석형 결정구조이며 결정화학적으로 보면 금속양이온이 산소이온에 대해서 정육면체형의 8배위를 하고 있다. 이때 이온반경비(양이온/음이온)에 따라 Zr+4자리와 O-2자리의 격자위치와 모양이 형성되므로 비틀어진 정육면체구조이건 이상적인 정육면체 형석구조를 이룬다. 이는 지르코니아의 결정상의 2상-3상인 부분안정화 지르코니아다결정체(PSZ : partially stabilized zirconia)이거나 단일상-2상인 정방정 지르코니아다결정체(TZP : tetragonal zirconia polycrystal)의 결정구조를 가지는데 기인한다. PSZ는 주로 MgO, CaO를 안정화제로 고용시켜 입방정 영역에서 소결하고 이를 다시 입방정과 정방정의 상 영역에서 열처리하여 입방정 입자내부에 정방정을 석출 형성시킨 것이며 TZP는 Y2O3 및 CeO2를 고용시켜 PSZ와 다르게 일반적인 상압소결한 정방정 결정상의 미립자이다. 산화지르코늄 분말은 지르콘사에서 열분해시킨 지르코늄소결.융해괴(caustic fusion clinker)를 산처리하여얻어진 지르코늄산용액(zirconyl acid solution : cloride, sulfide, nitride 등)으로부터 제조된다. 고순도 산화지르코늄은 용액 결정석출법에 의해 ZrOCl2.8H2O, 5ZrO2.3SO3.15H2O, ZrO(NO3)2.xH2O 등의 지르코늄 수화물만을 재결정화시킨 것으로부터 얻을 수 있으며 이 지르코늄염 수용액으로부터 입자미세구조를 효과적으로 제어하여 산화지르코늄 및 안정화 지르코니아 분말제조가 가능하다. 안정화 지르코니아 분말은 ZrO2와 안정화산화물의 고용을위하여 가열처리를 필요로 하며 일정온도에서 최적상태로 숙성하므로서 2가지 상(phase) 이상의 고용체를 가지게 된다. 안정화 지르코니아 분말은 고용처리온도를 낮추고 효과적으로 생성시키기 위해서는 지르코늄 및 안정화제염을 혼합하고 습식 직접합성하여 저온에서 고용체의 합해진상 영역을 생성시키는 것이다. 이는 지르코니아 원료분말의 미세구조를 제어하므로서 가능하며 이때 화학성분조성과 크기형태가 균일하게 분포된 입자분말을 얻을 수 있다.
The sorption and desorption properties of U(VI), Th(IV), Zr(IV), Cu(II), Pb(II), Ni(II), Zn(II), Cd(II) and Mn(II) ions on XAD-16-[4-(2-thiazolylazo)orcinol] (TAO) chelating resin were studied by elution method. The effect was examined with respect to overall capacity of each metal ion, separation of mixed metal ions, flow rate and concentration of buffer solution for optimum condition of sorption. The overall capacities of some metal ions on this chelating resin were 0.35nmol U(VI)/g resin, 0.49nmol Th(IV)/g resin, 0.41nmol Cu(II)/g resin, and 0.31nmol Zr(IV)/g resin, respectively. The elution order of metal ions obtained from breakthrough capacity and overall capacity at pH 5.0 was Th(IV)>Cu(II)>U(VI)>Zr(IV)>Pb(II)>Ni(II)>Zn(II)>Mn(II)>Cd(II). The group separation of mixed metal ions was possible by increasing pH in pH range 2~5 at a flow rate of 0.28mL/min. Characteristics of desorption were investigated with desorption agents such as $HNO_3$, HCl, $HClO_4$, $H_2SO_4$, and $Na_2CO_3$. It was found that 2M $HNO_3$ showed high desorption efficiency to most of metal ions except Zr(IV) ion. Also, desorption and recovery of Zr(IV) ion were successfully performed with 1M $H_2SO_4$. Recovery of trace amount of U(VI) ion from artificial sea water was over 94%. The chelating resin, XAD-16-TAO was successfully applied to group separation of rare earth metal ions from U(VI) by using 2M $HNO_3$ as an eluent.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.8
no.1
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pp.1-7
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2010
In the present work, an electrowinning process in the LiCl-KCl/Cd system is considered to model and analyze the electrotransport of the actinide and rare-earth elements. A simple dynamic modeling of this process was performed by taking into account the material balances and diffusion-controlled electrochemical reactions in a diffusion boundary layer at an electrode interface between the molten salt electrolyte and liquid cadmium cathode. The proposed modeling approach was based on the half-cell reduction reactions of metal chloride occurring on the cathode. This model demonstrated a capability for the prediction of the concentration behaviors, a faradic current of each element and an electrochemical potential as function of the time up to the corresponding electrotransport satisfying a given applied current based on a galvanostatic electrolysis. The results of selected case studies including five elements (U, Pu, Am, La, Nd) system are shown, and a preliminary simulation is carried out to show how the model can be used to understand the electrochemical characteristics and provide better information for developing an advanced electrowinner.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.8
no.1
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pp.65-70
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2010
The distillation rate on LiCl-KCl eutectic salt under different vacuums from 0.5-50 mmHg was first investigated by using both a non-isothermal and a isothermal thermogravimetric (TG) analysis. Based on the non-isothermal TG data, distillation rate equations as a function of the temperature could be derived. Calculated flux by these model flux equations was in agreement with the distillation rate obtained from isothermal TG analysis. A distillation rate of $10^{-4}-10^{-5}$ mole $cm^{-2}sec^{-1}$ is obtainable at temperatures less than 1300K and vacuums of 0.5-50 mmHg. About a 99% salt distillation efficiency was obtained after an hour at a temperature above 1150 K under 50 mmHg in a small scale distillation test system. An increase in the vaporizing surface area is relatively effective for removing residual salt in the remaining particles, when compared to that for the vaporizing time. Over 99.95% of total distillation efficiency was obtained for a 1-h distillation operation by increasing the inner surface area from $4.52cm^2$ to $12.56cm^2$.
With the expansion of the automobile market, the demand for Nd as an essential rare earth material for automobile motors is rapidly increasing. Research on the calcio-thermic reduction process between Nd2O3 and calcium-based alloys has been extensively studied in order to manufacture Nd. In this study, Ca-Cu, as a reducing for Nd2O3, was prepared by electrolysis in CaCl2 molten salt. Cu wire and graphite were employed as a working electrode and a counter electrode for electrolysis reaction, respectively. The reference electrode was manufactured by putting Ag wire in a mixture of AgCl and CaCl2 at a ratio of 1:99 mol%. The cyclic voltammetry results showed that the deposition of Ca2+ on the surface of working electrode was observed from a potential of -1.8 V, and the reduction potential of Ca2+ decreased as the reaction temperature increased. The diffusion coefficient of Ca2+ calculated by the chronoamperometry experiment was found to be 5.4(±6.8)×10-6 cm2/s. In addition, Ca-Cu liquid alloy was prepared by applying a constant potential to Cu electrodes. The element ratio of Ca-Cu alloy formed by applying a potential of -2.0 V was found to Ca:Cu=1:4.
Non-aqueous processes have been developed for stable management and reuse of spent fuels. Nowadays, a plan for the management of spent fuel is being sought focusing on a non-aqueous process in Korea. Named as pyroprocessing, it includes an electrolytic reduction process using molten salt at high temperature for the spent fuels, which provides metallic product for a following electro-refining process. The electrolytic reduction process utilizes electrochemical reaction producing Li to convert oxides into metals in high temperature LiCl medium. Various kinds of elements in the spent fuels would be distributed in the system according to their respective reactivity with the reductant, Li, and the medium, LiCl. This study elucidates the reactions of the elements to understand the behavior of composite elements on the spent fuels by thermodynamic calculations. Uranium and transuranic are reduced into their metallic forms while rare-earth oxides, except for Eu, are stable against the reaction at a process temperature. This study also covers the tendency of reactions with respect to the temperature and, finally, estimates radioactivity and heat load on the distributed phases based on the reference spent fuel characteristics.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.5
no.2
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pp.123-132
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2007
This study was performed to evaluate the co- and mutual separation for Am, Cm and RE elements from the simulated multi-component solution equivalent to real HLW level by a Zr-DEHPA(di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid containing Zirconium)/$NDD(n-dodecane)-HNO_3$ extraction system. Zr-DEHPA was self-synthesized and the optimal condition of (15g/L Zr-1M DEHPA)/NDD-1M $HNO_3$ was selected taking into consideration of prevention of the third phase, and effects of concentration of DEHPA, nitric acid and impregnant amount of Zr on the co-extraction of Am, Cm and RE. In that condition, the extraction yields were 81% (Am), 85% (Cm), more than 80% (RE elements), 98% (Mo), 85% (Fe), 98% (U), 73% (Np), and less than 5% (other elements) so that the system developed for the co-extraction of Am-Cm/RE was proved to be available. For that, however, U, Np, Mo and Fe was elucidated to have to be removed in advance, and Zr inducing the third phase formation was found to be practically excluded. The co-extracted Am-Cm/RE were sequentially separated in an order of Am-Cm (stripping agent : 0.05 M DTPA-1M Lactic acid of pH 3.6)${\rightarrow}RE$ (stripping agent : 5M $HNO_3$), and then their separation factors were evaluated. At above conditions, Am of 65.4%, Cm of 63.9%, RE (except for Y) of more than 85% were stripped.
A method was developed for the separation of titanium, niobium and zirconium together in a group from the coexisting ions of various metals such as iron, cobalt, nickel, yttrium and rare earths by means of the cation exchange column using ${\alpha}$-hydroxyisobutyric acid as the eluent. In the course of the present investigation, it was found that the tailing phenomena of zirconium were attributable to the hydroxide precipitation which was made prior to the elution. For example, if zirconium was precipitated by sodium hydroxide, the tailing of zirconium became very serious in contrast to the results reported by others. This paper describes how these tailing phenomena of zirconium were prevented and how a practical procedure for the separation of these ions was, achieved using ion-exchange method. Using the present method the nuclides of $^{90m}Y$ and $^{90}Y$ were separated with radiochemical purity from the irradiated zirconium.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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