이동용 고분자전해질 연료전지(PEMFC)의 수소발생용으로써 NaBH4는 많은 장점을 갖고 있다. 야외에서 PEMFC가 이송형으로 사용될 때 증류수대신 담수를 이용해 NaBH4 가수분해하면 경제적이다. 그래서 본 연구에서는 NaBH4 가수분해 과정에 증류수대신 담수를 이용해 수소를 발생시켰다. 활성탄 담지 Co-P-B/C 촉매를 사용해 NaBH4 가수분해 특성에 대해 연구하였다. 담수는 NaBH4 가수분해과정에서 4수화물을 발생시키지 않았고, 증류수는 4수화물 부산물이 생성되어 가수분해과정에서 많은 물이 소모되어서 NaBH4 25% 이상 고농도에서 반응 종료시점에는 건조한 부산물과 미반응 NaBH4가 남았음을 확인하였다. 이 결과 담수를 사용했을 때 NaBH4 25% 이상 고농도에서 증류수보다 수소 수율과 수소발생속도가 더 높아 무인항공기등 이송형 연료전지에도 적용하기에 적합함을 보였다.
본 연구는 전기투석과 용매추출을 융합한 희유금속 회수 공정에서 분리막과 음이온교환막의 개질을 통해 유기상과 수상에 대한 분리막의 낮은 젖음성 및 AEM을 통한 수소이온 투과로 인한 금속이온의 회수 효율 감소를 개선하였다. 구체적으로, 분리막 표면 중 한면은 polydopamine (PDA) 통한 친수성 개질, 다른 면은 SiO2 또는 graphene oxide를 통한 친유성개질을 함으로써 분리막의 젖음성을 개선하였다. 또한, 음이온교환막의 표면을 polyethyleneimine, PDA, poly(vinylidene fluoride) 등을 이용, 개질해 수분 흡수(Water uptake) 감소 및 기공구조 변화를 통해 수소이온 수송을 억제해 수소이온 투과를 억제할 수 있다. 개질된 막 표면 형상과 화학적 특성 및 조성은 주사전자현미경과 푸리에변환 적외선 분광법을 통해 확인되었고, 이를 구리 이온 회수 시스템에 적용해 향상된 추출 및 탈거 효율과 수소이온 수송 억제능을 확인하였다.
Journal of the Korean Association of Oral and Maxillofacial Surgeons
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제36권5호
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pp.386-391
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2010
Introduction: Bone resorption is a unique function of osteoclasts. Osteoclasts are a specialized macrophage polykaryon whose differentiation is regulated principally by macrophage colony-stimulating factors, receptor activator of nuclear factor ${\kappa}B$ ligand (RANK) ligand, osteoprotegerin (OPG), and interleukins (IL). Reflecting the integrin-mediated signals, osteoclasts develop a specialized cytoskeleton that allows it to establish an isolated micro-environment between itself and the bone, wherein matrix degradation occurs by a process involving proton transport. The levels of IL-1, IL-6, OPG, and prostaglandin $E_2$ ($PGE_2$) expression were evaluated to study the correlations between dental implant teeth and the adjacent teeth. Materials and Methods: The exudate of the gingival crevice acquired from dental implants, adjacent teeth, opposite teeth and contralateral teeth of 24 patients. Results: 1. The levels of IL-1, IL-6, OPG and $PGE_2$ expression in dental implant teeth were higher than those of the contralateral teeth. 2. IL-1 revealed a higher expression level in the adjacent teeth than in dental implant teeth. 3. The dental implant teeth and adjacent teeth did not show a remarkable difference in the level of IL-1 expression. 4. All the other cytokines were strongly expressed in the dental implant compared to the adjacent teeth. Conclusion: These results suggest that there might be close correlation between dental implant teeth and adjacent teeth in terms of the expressions of cytokines that affect the development and regulation of osteoclasts.
전류차단법은 연료전지의 저항을 측정하기 위한 효율적인 방법으로 고려된다. 본 연구에서는 서로 다른 종류의 분리판을 가지는 고분자전해질 연료지의 오믹 저항을 전류차단법을 통해 평가하였다. 그라파이트 판을 분리판으로 가지는 연료전지와 그라파이트 포일 기반의 조립형 분리판을 가지는 연료전지는 모두 전류밀도가 증가함에 따라 오믹 면적비저항이 감소하였다. 반면, 그라파이트 판을 분리판으로 가지는 연료전지의 오믹 면적비저항은 셀 온도가 증가함에 따라 멤브레인을 통한 수소 이온전달 저항이 낮아져 감소하는 경향을 보였고, 그라파이트 포일 기반의 조립형 분리판을 가지는 연료전지의 오믹 면적 비저항은 분리판 요소들의 열팽창 차이로 인해 증가하는 경향을 보여주었다.
Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd2O3, B4C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B4C and Gd2O3 were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B4C or Gd2O3 behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd2O3+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B4C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B4C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.
30MeV Cyclotron의 양성자가 Xe-124 기체 표적 시스템에 조사될 때 가능한 핵반응을 적용하여 Xe Gas를 GPM으로부터 Target으로 까지 전송하는 시스템을 설계하고 제작하였다. 시스템 설계는 크게 4파트로 나누어 설계하였다. 각각의 하드웨어 부분은 솔리드웍스를 이용하여 설계하였다. Target은 헬륨으로 Havor Foil을 쿨링시키게 설계했고 물은 타겟에 들어간 Xe Gas를 조사 시 높아지는 온도를 식혀주는 역할을 하게 제작하였고 온도센서와 압력센서를 장착하여 눈으로 확인할 수 있게 제작하였다. GPM(Gas Process Manifold)은 Xe Gas를 운반하도록 준비하는 부분이며 Xe Gas를 담고있는 부분과 불순물을 제거하는 부분이 있다. HCS(Helium Circulation System)은 헬륨을 이용하여 각파트를 클리닝 하고 냉각시켜 준다. 이러한 각 부분들을 PLC로 제어하게 하여 유지보수시의 편리성을 추구하였고 PC Vue를 사용하여 SIEMENS PLC를 더욱더 안전하게 인터페이스하게 하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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