• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.202-206
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• 2003

본 연구에서는 방사성폐기물 아스팔트고화체를 장기간 저장시 형태유지가 되지 않는 단점을 보완하기 위하여 폴리에틸렌을 고화보조제로 아스팔트에 첨가하여 전처리의 분쇄 공정 없이 입상수지를 직접 고화처리 함으로서 시멘트 고화체처럼 형태안정성을 지니는 아스팔트 고화체를 제조하는 방법을 개발하고 이 방법에 의해 제조된 고화체의 침출특성을 평가하여 실제 방사성 폐이온 교환수지 처리에 적용함을 그 목적으로 하였다. 실험결과 고화보조제인 폴리에틸렌은 아스팔트와 폐수지가 혼합된 고화체내에서 가교역활을 하며 PE 함유량이 10 wt% 이상일 때 장기간 노출실험에서도 고화체 형태를 그대로 유지하였다. 최적조업조건은 폐수지의 함유량이 무게비로 40wt% 이고 PE의 함유량이 10wt%이며 이때 고화체내부에 수지입자의 밀도도 균일하게 분포됨을 확인하였다. 실험은 폐이온교환수지에 아스팔트를 혼합하고 여기에 폴리에틸렌(PE) 필름을 고화보조제로 첨가함으로서 고화체의 균일성, 수분과 접촉시 고화체의 침출을 최저로 하는 안정된 고화체를 개발하였다.

• Mycobiology
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• 제44권4호
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• pp.338-342
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• 2016

The culture filtrate of Lentinula edodes shows potent antimicrobial activity against the plant pathogenic bacteria Ralstonia solanacearum. Bioassay-guided fractionation was conducted using Diaion HP-20 column chromatography, and the insoluble active compound was not adsorbed on the resin. Further fractionation by high-performance liquid chromatography (HPLC) suggested that the active compounds were organic acids. Nine organic acids were detected in the culture filtrate of L. edodes; oxalic acid was the major component and exhibited antibacterial activity against nine different phytopathogenic bacteria. Quantitative analysis by HPLC revealed that the content of oxalic acid was higher in the water extract from spent mushroom substrate than in liquid culture. This suggests that the water extract of spent L. edodes substrate is an eco-friendly control agent for plant diseases.

• 분석과학
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• 제13권5호
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• pp.584-591
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• 2000

2단계 음이온교환분리를 이용하여 모의 사용후분산핵연료($U_3Si/Al$)용해용액으로부터 Nd을 분리하기 위한 연구를 수행하였다. 사용후분산핵연료를 모사하기 위하여 사용전핵연료($U_3Si/Al$)를 4 M HCl과 10 M $HNO_3$의 혼산으로 녹인 다음, 8 또는 15종의 핵분열생성원소를 첨가하였다. 용액 중 미량의 실리카는 플루오르화수소산을 넣고 가열하여 제거하였으며, U은 1차 음이온교환수지에 흡착시켜 제거하였다. Nd은 2차 음이온교환수지상에서 여러 핵분열생성원소들로부터 질산-메틸알콜 매질의 용리액으로 분리하였다. 과량의 Al은 Nd의 용리속도에 크게 영향을 미치지 않았으나, Nd을 포함한 Al, Eu, Gd, Sm 및 Sr의 절대 용리양을 감소시켰다. Nd을 용리액[0.04 M $HNO_3$-99.8% MeOH(1:9)]으로 용리하기 전에 과량의 Al은 부하(loading) 용액(0.8 M $HNO_3$/99.8% MeOH) 3 mL로 사전 용출시켜 제거하였다. 용리된 Nd의 회수을은 Al의 양에 관계없이 94% 이상이었다. 순수한 Nd을 분리하기 위해서는 9-13 mL 부분의 용리액을 취하는 것이 효과적이었다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.446-452
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• 2000

질산에 잘 녹지 않는 백금족 원소를 포함하고 있는 모의 사용후핵연료(SIMfUEL)를 고압산분해 방법으로 녹였다. 핵분열생성물 원소들은 우라늄과 분리한 다음 유도결합플라스마 원자방출분광법 (ICP-AES)으로 분석하였다. 핵분열생성물 원소들의 피크가 우라늄 스펙트럼으로부터 분광학적 간섭을 받으므로 Mo, Pd, Rh 및 Ru은 양이온교환수지로 Ba, Ce, La, Nd, Rh, Sr, Y 및 Zr는 음이온교환수지로 우라늄과 원소들을 군분리하였다. 사용후핵연료의 조성과 비슷한 모의 핵연료용액을 만들어 양이온 교환수지로 분리한 다음 측정한 회수율은 99-103%이고, 음이온교환수지로 분리하고 측정한 회수율은 이트륨을 제외하고 96.5-107%이었다. 이 방법을 금속원소의 농도가 수백에서 수천 ppm 존재하는 SIMFUEL에 적용하여 측정한 상대표준편차는 1.3-6.7%이었다.

• Journal of the Korean Wood Science and Technology
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• 제51권1호
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• pp.23-37
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• 2023

One type of biomass that has promising potential for bio pellet production is spent coffee grounds (SCGs). However, previous studies have shown that SCGs in bio pellets cause a lot of smoke. Therefore, they need to be mixed with a material that has a higher calorific value to produce better quality pellets. One material that can be used is pine wood because it has a natural resin content that can increase the calorific value. The aim of this study was to examine the quality of bio pellets produced with SCGs and pine wood charcoal at different particle sizes. The charcoal was ground using either a hammer mill (HM) or a ball mill (BM). Pine wood charcoal was mixed with SCGs at ratios of SCGs to pine wood charcoal of 4:6 and 6:4 by weight, respectively, and the adhesive used a tapioca with a composition ratio 5% of the raw material. The bio pellets were produced using a manual pellet press. The quality of the bio pellets was assessed based on Indonesian National Standard (SNI) 8021-2014, and the physical observations include flame length, burning rate, and compressive strength. The average water content, ash content, and calorific value of the bio pellets were in accordance with SNI 8021-2014, but the density and ash content values were below the standard values. The BM variation of bio pellets had a higher compressive strength than the HM variation, and the 4:6 BM variation had the longest burning time compared with 4:6 HM.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.52-56
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• 1988

수중의 방사능을 측정하기 위한 전처리과정으로서 이온교환농축법과 증발건조법을 서로 비교하였다. 시료를 증발건조법으로 처리하였을때 방사성물질의 손실율은 이온교환농축법에 비해 20% 정도 많았다. 또, 1리터의 시료를 처리하는 데 소요된 증발시간은 $70^{\circ}C$에서 증발시킨 경우 약20시간이었으나 이온교환농축법으로 같은 양의 시료를 처리하는데 소요된 시간은 약6시간이었다. 따라서 이온교환농축법이 증발건조법에 비해 효과적이며 특히 수중의 저준위 방사성물질 측정에 적합한 것으로 나타났다.

• 분석과학
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• 제16권6호
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• pp.450-457
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• 2003

사용후핵연료 내 U 및 동위원소 정량분석을 동위원소 희석 질량분석법 (isotope dilution mass spectrometry, IDMS)으로 수행하였다. 시료는 산화우라늄 사용후핵연료 시료를 $HNO_3$(1+1) 또는 이 용액과 14 M $HNO_3-0.05M$ HF 혼합용액으로 용해한 후 막 거르게 ($1.2{\mu}m$)로 여과하여 준비하였다. 시료 및 스파이크를 첨가한 시료 중의 U은 AG lX8 음이온교환 수지관에서 0.1 M HCl 용액으로 용리하였다. 시료 중의 총 U 량과 성분 동위원소 ($^{234}U$, $^{235}U$, $^{236}U$ 및 $^{238}U$)의 조성은 $^{233}U$을 스파이크로 이용하는 동위원소 희석 질량분석법으로 정량하였다. 제조한 U-233 스파이크 용액은 천연 및 감손 U을 이용한 역동위원소 희석 질량분석법 (reverse isotope dilution mass spectrometry, R-IDMS)으로 표정하였다. 동위원소 희석 질량분석법에 의한 핵연료시료 중의 총 U 량 측정결과를 전위차 적정으로 측정한 결과와 비교하였을 때 0.34% 평균 상대오차 범위에서 일치하였다.

• 자원리싸이클링
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• 제22권1호
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• pp.55-63
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• 2013

SCR 탈질 폐촉매 내에는 바나듐, 텅스텐 등 고가의 희유금속이 포함되어 있어 분리 및 회수가 필요하다. 본 연구에서는 바나듐 및 텅스텐 등의 희유금속을 함유하고 있는 SCR 탈질 폐촉매에서 바나듐을 회수하기 위하여 ammonium metavanadate를 사용하여 상용 음이온교환수지인 MP600에 의한 흡탈착실험을 실시하였다. 실험결과 초기 pH의 영향에 대해 pH 2 ~ 6에서 음이온화가 활발하여 높은 흡착율을 보였으며, 반응온도가 높아짐에 따라 흡착속도가 향상되는 경향을 보였으나 최대흡착량은 온도의 영향을 받지 않았다. 탈착에 대한 pH의 영향은 pH 1.0 이하의 강산성 및 pH 13.0 이상의 강염기성에서 높은 탈착율을 보였으나 pH 3.0 ~ 11.0 에서는 탈착율이 낮거나 거의 이루어지지 않았다. 흡착평형실험에 따른 흡착등온식은 Freundlich 흡착등온식에 적합하였으며, 반응 시간에 따른 흡착반응속도는 pseudo-second-order로 잘 모사되었다. 또한 Dubinin-Radushkevich, Temkin 흡착등온식을 통하여 흡착 에너지를 평가하였다.

• 공업화학
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• 제8권1호
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• pp.92-98
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• 1997

방사선 조사선량이 사용후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게 변화 및 수소함량 변화 등 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 0.5MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 KNS-115A, KNS-115B 및 KNS-115C(Kaeri Neutron Shield) 차폐재들의 인장강도, 압축강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타냈으나, 0.5MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 조사선량의 증가에 따른 차폐재의 비중 및 무게는 크게 변하지 않는 것으로 나타났으나, 수소함량은 감소하는 경향을 나타내었다.

• 대한화학회지
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• 제45권4호
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• pp.304-311
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• 2001

경수로 사용후 핵 연료에 미량 함유되어 있는 핵분열생성물을 유도 결합 플라스마 원자방출분광법(ICP-AES)으로 분석하기 위하여 우라늄으로부터 학분열생성물을 추출 크로마토그래피로 분리, 회수하는 방법을 검토하였다. 우라늄 분리 분야에서 잘 알려져 있는 tri-n-butyl phosphate(TBP)를 추출제로 사용하여 몇 가지 Amberlite XAD 다공성 수지들에 대한 침윤능을 비교한 후 TPB침윤양이 가장 큰 Amberlite XAD-16을 지지체로 선택하였다. 사용후핵연료 용해용액과 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료 용해용액을 사용하여 TBP 침윤수지에 대한 핵분열생성물 원소들의 흡착거동을 조사하고, 분리에 미치는 여러 변수들을 최적화 하였다. Pd 및 Ru을 제외한 대부분의 핵분열생성물 원소들을 정밀도 3.1% 이하의 범위에서 정량적으로 회수할 수 있었다.