• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권2호
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• pp.104-113
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• 1986

이온교환시스템, $Cs^{+1},\;Sr^{+2},\;Th^{+4},\;and\;7Cl^{-}-H^{+}$ Dowex HCR-W2, 에서 $Cs^{+1},\;Sr^{+2}$, 이온들이 이온수지 Dowex HCR-W2에 흡착분리될 때의 이온교환 거동에 대하여 연구했다. $Th^{+4}$이온은 느린 속도의 흡착을 보여 주는 반면에 $Cs^{+1}$과 $Sr^{+2}$이온은 대체로 빠른 속도로 흡착되었다. $Th^{+4}$이온의 강한 흡착력 때문에 수지와 용액의 접촉시간이 길면 이미 흡착된 $Cs^{+1}$과 $Sr^{+2}$이온은 다시 수지로 부터 분리되어 용액쪽으로 나오기 때문에 소량의 $Cs^{+1}$과 $Sr^{+2}$이온이 용액으로부터 회수 또는 제거되었다. 용액 전체 노르말이 0.1 N 이고 $Cs^{+1}:\;Sr^{+2}:\;Th^{+4}$의 각각의 노르말비가 2 : 2 : 1의 용액인 경우 $Cs^{+1}$이 최대로 흡착되는 접촉시간은 4분정도이며, $Sr^{+2}$이온의 흡착정도는 20분정도에서 최대가되었다. 흡착된 이온을 수지로부터 분리하는데 HCl 용액을 사용했으며 $Cs^{+1}$ 이온은 0.1 N 이하의 농도에서 분리가 잘 되었고 ($Sr^{+2}$의 오염이 5%이하였다.) $Th^{+4}$이온은 1 N 이상의 농도에서 분리가 되는데, 가장 효과적으로 분리되는 HCl의 농도는 4N 이었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.385-390
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• 1996

Cs는 AW500 에서 높은 분배계수 값(K$_{Cs}$>$10^3$$m\ell$/g)을 얻었으며 , Sr은 13X, 평형 용액의 pH=10의 조건에서 최대의 분배계수값(K$_{Sr}$~$10^4$$m\ell$/g)을 보였고, 평형용액의 pH 증가에 따라서 급격히 증가하는 경향을 보였다. 또한 AW500-Cs와 13X-Sr계는 고액비, 즉 V/m=40, 및 초기용액의 pH가 3 이상에서 최대의 분배계수 값을 얻었으며, 혼합제올라이트의 비(AW500/13X)가 1.5인 조건에서 Cs과 Sr을 효과적으로 동시에 분리할 수 있음 보았다. 그리고 1,10$0^{\circ}C$에서 배소한 AW500-Cs는 CsAlSi$_2$O$_{6}$로 재결정되며 , 13X-Sr은 SrAI$_2$Si$_2$O$_{8}$ 및 SiO$_2$상(phase)으로 재결정한다.

• 공업화학
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• 제4권4호
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• pp.731-738
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• 1993

본 연구에서는 각종 제올라이트 즉 국내산 천연 및 합성 제올라이트를 이용하여 방사성폐액 내에 있는 Cs, Sr 이온을 분리하는데 주안점을 두어 각종 제올라이트에 대한 이온교환선택성, 이온교환능 및 이에 영향을 미치는 변수 등을 고찰하여 최적의 제올라이트 선정과 분리조건을 결정하는데 중점을 두었다. 이온교환능에 있어 Cs의 경우는 AW500형, Sr의 경우 13X형이 가장 우수한 결과를 나타내었다. AW500-Cs계, AW300-Cs계, 천연산 제올라이트-Cs계 및 4A-Sr계, 13X-Sr계의 온도영향을 고찰한 결과 4A-Sr계 및 천연산 제올라이트-Cs계를 제외하고는 온도와 무관한 관계를 나타내었다. 이중 4A형 제올라이트는 온도 증가에 따라 Sr이온의 활동도 증가 및 multilayer 흡착에 의하여 이온교환량이 증가한 것 같다. 평형상태에서의 용액의 pH와 분배계수, $K_d$와의 상관관계를 고찰하여 본 결과 PH의 증가에 따라 $K_d$값의 증가를 보였다. 또한 주입용액의 pH는 2~3 이상에서 조업하는 것이 효과적인 것으로 나타났다. AW500-Cs계의 경우 $K_d$는 $10^3cm^3/g$, 4A-Sr계 및 13X-Sr계의 경우 $K_d$는 $10^3{\sim}10^4cm^3/g$ 정도를 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권1호
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• pp.57-63
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• 2010

경막결정화를 이용한 산화물 사용후연료의 전해환원 공정에서 발생하는 LiCl 염폐기물 내 포함되어 있는 Cs 및 Sr을 분리(농축)에 대한 실험을 수행하였다. 결정화 공정에서 Cs 및 Sr과 같은 불순물들은 불순물들의 용융염상 및 결정상에 대한 용해도이 차리로 분리되어 최종적으로 작은 양의 LiCl 용융염내에 농축된다. 본 연구에서는 LiCl-CsCl-$SrCl_2$ 계에대한 고체-액체 상평형도를 통해 결정화를 통한 분리가능성을 파악하였으며 열전달방정식의 계산을 통해 경막결정화 운전중 LiCl 용융염상의 온도분포를 예측할 수 있었다. 경막결정화 공정에서 결정성장 속도는 분리효율에 큰 영향을 미쳤으며 90%의 LiCl 재생율을 가정할 경우 20-25 l/min의 냉각속도 그리고 $0.2g/min{\cdot}cm^2$ 보다 작은 결정성장 속도조건에서 각각의 Cs 및 Sr에 대하여 90% 정도의 분리효율을 나타내었다.

• 공업화학
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• 제4권4호
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• pp.739-745
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• 1993

본 연구에서는 제올라이트에 의하여 Cs 및 Sr을 분리하는 무기이온 교환계에 있어서 물질전달 특성을 규명하는데 중점을 두었다. Cs이온의 경우 선택도가 우수한 AW300 및 AW500 제올라이트, Sr이온의 경우는 4A, 13X 제올라이트를 각각 선정하여 물질전달실험을 수행하였다. 실험조건으로는 $25^{\circ}C$, 교반속도 300rpm, 제올라이트량 4g, Cs 및 Sr 용액의 농도, 부피는 각각 1000ppm, 2000ppm의 $0.5{\ell}$에서 회분식의 이온교환 방식을 채택하였다. 물질전달속도는 경막내 확산에 의해 지배됨을 알았으며, 경막 내 물질 전달계수는 $10^{-4}{\sim}10^{-3}cm/sec$, 입자내 겉보기 확산계수는 $10^{-8}cm^2/sec$의 차수를 나타내었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.164-165
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• 2008

• 분석과학
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• 제11권6호
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• pp.421-428
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• 1998

사용후핵연료의 화학특성을 규명하기 위하여 시료 중에 함유되어 있는 핵분열생성물 중 Zr을 분리, 정제하는 연구를 수행하였다. 우라늄과 핵분열생성물 대신 비방사성 금속이온들로 구성된 사용후핵연료 모의 용해용액을 시료로 사용하였다. 12 M HCl 용액으로 전처리한 Dowex $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 Ce, Nd, Cs, Rb, Ba, Sr, Ru, Rh, Pd, Ag 및 Cd을 용리시킨 후 5 M HCl 용액으로 Zr을 95% 이상 분리, 회수할 수 있었다. 용출액에 함유되어 있는 Zr 동위원소의 동중원소인 Mo을 제거하기 위하여 5 M HCl 용액으로 전처리한 Dowex $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 정제하였으며, 실제 PWR 사용후핵연료에 함유되어 있는 Zr 분리, 정제에 적용하여 질량분석한 결과 Mo 및 Sr에 의한 동중원소 영향이 나타나지 않았다.

• 분석과학
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• 제15권1호
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• pp.1-6
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• 2002

사용후핵연료 침출액중 비방사능이 작은 핵종들의 정확한 분석을 위해서는 비방사능이 큰세슘을 제거하여야 한다. 이를 위하여 세슘만을 선택적으로 흡착한다고 알려진 ammonium molybdophosphate(AMP) 를 이용하여 사용후 핵연류 침출액의 구성원소들(Cs, U, Ce, La, Co, Sr)과 사용후핵연료와 접한 벤토나이트의 성분들(Ca, Na, K)에 대한 제거율을 검토하였다. 그 결과 0.1 M 질산매질에서 AMP로 90% 이상의 세슘이 제거되었고 대부분의 Ca, Na, Co, Sr은 용액중에 남아 있었다. 그러나 일부 세늄을 포함한 란탄족 3가 이온들은 세슘과 같이제거 되었다. 벤토나이트 성분중일부 칼륨도 AMP에 흡착하였으나 실제 시료와 같이 묽은 벤토나이트 용액에서의 칼륨은 AMP이 유효치환량에 큰 영향을 주지 않았다. 한편 사용후핵연료의 침출 기준원소인 스트론튬을 분리하기 위하여 8.0 M 질산매질의 용리할 경우 95% 이상의 스트론튬을 회수 할 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.221-222
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• 2008

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권3호
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• pp.155-160
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• 1999

환경 중에는 핵실험 및 원자력 발전소에서 방출되는 여러 가지 방사성 핵종들과 천연방사성 핵종들이 존재한다. 이 중에서 원자력발전소 운영과 관련하여, 환경 중의 인공방사성 핵종에 대한 관심이 높아지고 있다. 핵실험이나 원자력발전소와 관련된 인공방사선 핵종들은 주로 핵분열 생성물들로서, 그 수가 200여종에 이른다. 이 중에서도 $^{90}Sr$과 $^{137}Cs$은 선량특성상 특히 주목되어 왔다. 본 논문에서는 환경준위의 $^{90}Sr$ 정량 분석 방법에 대한 연구를 수행하였다. 환경 중의 $^{90}Sr$은 저준위이며, 특성 감마선과는 달리 연속 스팩트럼의 베타선원으로, $^{89}Sr$, $^{90}Y$ 및 다른 방사성 핵종들과 혼합되어 있기 때문에 정량적인 분석이 매우 어렵다. 저준위 방사성 스트론튬 분석을 위해서는 농축 과정 및 분석에 영향을 주는 타 방사성 핵종과의 화학적 분리과정이 필요하다. 그 동안 국내 여러 기관에서 공통적으로 스트론튬 회수율 산정을 위해 중량법을 사용하였고, 화학분리절차도 중량법을 사용하기에 적합하도록 개발하여 사용하였다. 최근 분석기기의 발달로 인해서, ppm 이나 ppb 단위의 안정원소 분석을 쉽게 할 수 있다는 점에 근거하여, 원자분광분석기기(ICP : Inductively Coupled atomic Plasma emission spectrophotometer)를 사용한 회수율 산정 및 그에 적합한 절차를 개발하였다. 개발된 절차는 기존의 중량법에 비해서 화학적 처리절차가 훨씬 간편하면서도 정확도가 높아서, 환경방사성 스트론튬의 정량분석에 적절히 사용될 수 있다.