• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.347-357
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• 2018

이온성 액체를 이용하여 질산 용액으로부터 Am(III)과 Eu(III)의 추출 거동을 조사하고 이온성 액체의 활용가능성을 살펴보았다. 이온성 액체로는 1-alkyl-3- methylimidazolium bis(trifluoromethylsulfonyl)imide ([$C_nmim$][$Tf_2N$])을 사용하였고, n-octyl(phenyl) N,N-diisobutyl carbamoylmethyl phosphine oxide (CMPO)와 tri-n-butylphosphate (TBP)를 추출제로 사용하여, Am(III)과 Eu(III)의 추출 분배계수를 질산농도, CMPO, TBP와 같은 변수들의 함수로서 측정하였다. 이온성 액체를 사용함으로써 기존의 n-doodecane (n-DD)과 비교하여 추출 효율이 현저히 증가하였다. 질산 용액의 농도가 높을수록 Am(III)과 Eu(III)의 추출률은 감소하였으며, Eu(III)의 추출률은 Am(III)보다 전반적으로 작았다. 이온성 액체를 이용한 Am(III)과 Eu(III)의 추출 메카니즘은 n-DD와 같은 분자성 유기용매를 사용하는 경우와는 달리 양이온 교환 메카니즘에 의해 일어나는 것으로 판명되었다. 사용한 모든 이온성 액체에 대하여 Am(III)과 Eu(III)의 추출 분배계수는 CMPO의 농도가 높을수록 증가하고, CMPO 농도에 대한 추출 데이터의 직선 기울기 값은 약 3.0으로 이온성 액체를 이용한 Am(III)과 Eu(III)의 추출반응에서 3분자의 CMPO가 복합착물을 형성하는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.559-564
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• 1996

다작용기 유기인산 추출제인 octyl(phenyl)-N, N-diisobutyl carbamoylmethylphosphine oxide(CMPO)의 Am(III)에 대한 추출특성을 조사하였다. 0.2M CMPO-1.4M TBP/n-dodecane 추출제, 추출온도 30 $^{\circ}C$, 수용액의 질산농도 2M인 조건에서 Am(III)은 95.8%가 추출되었다. CMPO 추출제에 첨가되는 TBP 농도가 0.5M 까지는 Am(III)의 추출율이 감소시키는 영향을 나타냈으나, 0.5M 이상인 영역에서는 Am(III) 추출율에 미치는 영향이 작게 나타났다. 그리고 Am(III) 추출에 미치는 옥살산농도의 영향은 옥살산농도가 증가할수록 Am(III)의 추출율이 감소하였으며 추출온도가 높을수록 Am(III) 추출율이 감소하는 실험결과를 얻었다. CMPO 추출제는 제 3상을 매우 잘 형성하여 특징을 나타냈으며 이를 방지할 수 있는 조건을 규명하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.371-382
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• 2022

Carbonates are inorganic ligands that are abundant in natural groundwater. They strongly influence radionuclide mobility by forming strong complexes, thereby increasing solubility and reducing soil absorption rates. We characterized the spectroscopic properties of Am(III)-carbonate species using UV-Vis absorption and time-resolved laser-induced fluorescence spectroscopy. The deconvoluted absorption spectra of aqueous Am(CO₃)₂^- and Am(CO₃)₃^3- species were identified at red-shifted positions with lower molar absorption coefficients compared to the absorption spectrum of aqua Am³⁺. The luminescence spectrum of Am(CO₃)₃^3- was red-shifted from 688 nm for Am³⁺ to 695 nm with enhanced intensity and an extended lifetime. Colloidal Am(III)-carbonate compounds exhibited absorption at approximately 506 nm but had non-luminescent properties. Slow formation of colloidal particles was monitored based on the absorption spectral changes over the sample aging time. The experimental results showed that the solubility of Am(III) in carbonate solutions was higher than the predicted values from the thermodynamic constants in OECD-NEA reviews. These results emphasize the importance of kinetic parameters as well as thermodynamic constants to predict radionuclide migration. The identified spectroscopic properties of Am(III)-carbonate species enable monitoring time-dependent species evolution in addition to determining the thermodynamics of Am(III) in carbonate systems.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.397-410
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• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.841-846
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• 1995

대전지역 토양에서 추출한 흄산(TJHA)과 Am(III), Eu(III)의 착물형성에 대한 안정도상수를 추출용매 di-2-ethylhexyl phosphoric acid와 희석제 toluene을 사용하여 용매추출법으로 구하였다. 이온강도가 0.1M NaCIO$_4$에서 TJHA의 총 carboxylate capacity를 직접 전위차적정법으로 분석한 결과 3.757 meq/g이고, apparent pKa는 5.15 이었다. TJHA와 Am(III) 및 Eu(III)의 조건부 안정도상수의 log$\beta$1 값과 log$\beta$2 값을 흄산의 이온화도 함수로 구한 결과, Eu-TJHA은 0.1M NaClO$_4$일때 log $\beta$1=5.948$\alpha$ + (6.83 $\pm$ 0.3) 및 log $\beta$2 = 5.687$\alpha$ + (10.44 $\pm$ 0.4)이며, Am-TJHA은 log$\beta$$_1$= 4.004 $\alpha$ + (6.96 $\pm$ 0.2) 및 log$\beta$$_2$= 3.719 $\alpha$ + (11.71 $\pm$ 0.2)이었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.245-256
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• 2004

The extraction of three kinds of amido podands, N,N,N'N'-tetrabutyl-3-oxa-pentanedi- amide (TBDGA), N,N,N'N'-tetra-isobutyl-3-oxa-pentanediamide(TiBDGA) and N,N,N'N'-tetra- butyl-3,6-dioxa-oct-anediam- ide(TBDOODA) on U(VI),Pu(IV), Am(III), Eu(III) and other metal ions is studied in nitric acid solutions. 40%octanol-kerosene is chosen as diluents to eliminate third phase and emulsion. TBDGA and TiBDGA show extraction selectivity to An(III) and Ln(III) much higher than to U(VI) and Pu(IV). Fe, Ru and Mo is poorly extracted by the three kinds of amid podands in 2~3mol/L $HNO_3$ solutions. Aiming to eliminate interface crude when using simulated HLLW solution in the system of 0.2mol/L TBDGA/Octanol＋kerosene, acetohydroxyamic acid was adapted. Distribution ratio of zirconium was decreased when adding acetohydroxyamic acid in aqueous solution, and interface crude disappeared as mixing extractant with HLLW. The counter-current extraction test is carried out in a set of miniature mixer-settler, with 0.2mol/L TBDGA/ 40% octanol-kerosene as extractant to separate U(VI), Pu(IV), Am(III) and Eu(III) from simulated high level liquid waste(HLLW) solution. In battery A, lanthanides and actinides are coextracted into organic phase with the recovery of 99.98% for U(Ⅵ), >99.99% for Pu(IV), and >99.99% for Am(III) and Eu(III) respectively. In battery R1, 99.99% U, 86.2% Pu and a part of Am or Eu are stripped into aqueous phase by 0.2mol/L acetohydroxyamic acid (AHA) in 0.01mol/L $HNO_3$ solution. In battery $R_2$, Am, Eu and remained Pu are completely back-extracted by 0.2mol/L AHA. This separation process contains no salt reagent, and it is not necessary to dilute HLLW feed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.533-538
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• 1998

추출제 Cyanex 301에 대한 NaN $O_3$ 매질에서 Am과 Eu의 추출 및 상호분리 거동에 대해 고찰하였다. Cyanex 301에 대한 Am과 Eu의 추출거동은 매우 유사하여 상호 분리할 수 없었으나 Cyanex 301을 8M NaOH로 비누화 처리하여 NaN $O_3$ 용액 매질에서 Eu에 대한 미량의 Am의 분배계수를 측정한 결과 Am에 대한 선택적 추출성이 높게 나타났다. Cyanex 301의 비누화을, 수용상의 pH 및 Eu 농도가 높아질수록 Am과 Eu의 상호 분리계수인 S $F_{AM}$Eu/는 930까지 증가되었으나 Cyanex 301에 옥탄올을 첨가할 경우에는 S $F_{Am}$ Eu/는 32.3까지 감소하였으며, Am과 Eu의 추출에 미치는 NaN $O_3$ 농도 영향은 없는 것으로 나타났다. Cyanex 301에 추출된 Am과 Eu은 pH가 4인 lM NaN $O_3$ 용액으로는 97.7% 그리고 0.05M DTPA/1.5M Lactic acid에 의해서 99% 이상 역추출되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.25-33
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• 2008

본 연구는 nPr-BTP/nitrobenzene 추출 계에 의한 악티나이드(III)의 선택적 분리로, 우선 자연친화적 CHN 형 의 nPr-BTP (2.6-Bis-(5.6-n-propyl-1.2.4-triazin-3-yl)-pyridine)를 합성하고, 이의 희석제에 대한 용해성 및 질산에 대한 안정성 등을 평가하였다. 악티나이드(III)의 대표원소로는 Am을 선정하였으며, 0.1M nPr-BTP/nitrobenzene-1M $HNO_3$, O/A=2의 조건에서 Am은 약 85%, RE 원소는 Eu가 8%, 기타 Nd, Ce, Y 등은 3% 이하가 추출되어 (이때 Am/Eu의 상호분리 계수 약 60정도) 악티나이드(III)의 선택적 추출에는 별 문제가 없을 것으로 판단되었다. 그러나 Am의 역추출의 경우 0.05M 질산용액으로 O/A=1 에서 약43%가 역추출 되었으며, O/A=0.3에서도 65% 정도만이 역추출 되어 질산 이외의 다른 역추출제의 개발이 요구되고 있다.

• 공업화학
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• 제10권1호
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• pp.143-147
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• 1999

S 주개원자를 함유한 산성계 추출제인 Cyanex 301를 사용하여 $NaNO_3$ 매질에서 Am과 Eu의 추출 및 상호분리 거동에 대해 고찰하였다. Cyanex 301에 대한 Eu와 Am의 추출거동은 매우 유사하여 상호 분리할 수 없었으나, Cyanex 301을 8M NaOH로 비누화 처리한 결과 $NaNO_3$ 매질에서 Eu에 대한 Am의 선택성이 크게 증가하였다. 그리고 Am과 Eu의 상호 분리계수는 Cyanex 301의 비누화율, 수용상의 pH 및 Eu 농도가 높을수록 증가하였다. 비누화 처리하여 얻은 불균일한 Cyanex 301을 균일한 추출제를 얻기 위하여 옥탄올을 첨가하는 전처리 방법을 사용한 경우와 여과 전처리 방법을 사용한 경우 Am과 Eu의 최대 분리계수는 각각 32.3과 930을 얻었다. 그리고 Cyanex 301에 추출된 Am과 Eu은 동일한 역추출 거동을 보였으며, pH 1.3인 1 M $NaNO_3$ 용액에 의해 96.1%, 그리고 0.05 M DTPA/1.5 M Lactic acid 혼합용액에 의해서 99% 이상 역추출되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.399-410
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• 2022

The solubility and species distribution of radionuclides in groundwater are essential data for the safety assessment of deep underground spent nuclear fuel (SNF) disposal systems. Americium is a major radionuclide responsible for the long-term radiotoxicity of SNF. In this study, the solubility of americium compounds was evaluated in synthetic groundwater (SynDB3), simulating groundwater from the DB3 site of the KAERI Underground Research Tunnel. Geochemical modeling was performed using the ThermoChimie_11a thermochemical database. Concentration of dissolved Am(III) in Syn-DB3 in the pH range of 6.4-10.5 was experimentally measured under over-saturation conditions by liquid scintillation counting over 70 d. The absorption spectra recorded for the same period suggest that Am(III) colloidal particles formed initially followed by rapid precipitation within 2 d. In the pH range of 7.5-10.5, the concentration of dissolved Am(III) converged to approximately 2×10^-7 M over 70 d, which is comparable to that of the amorphous AmCO₃OH(am) according to the modeling results. As the samples were aged for 70 d, a slow equilibrium process occurred between the solid and solution phases. There was no indication of transformation of the amorphous phase into the crystalline phase during the observation period.