• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• 제17권9호
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• pp.814-819
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• 1996

In search of simple host molecules for uranyl ion which form 1: 1-type complexes with high formation constants that can be used either in extraction of uranium from seawater or in catalysis of biologically important organic reactions, the uranophile activities of dihydroxyazobenzene derivative 1 were studied. Uranyl ion and 1 form a 1: 1-type complex with a very large formation constant. The formation constant was measured at pH 7-11.6 by competition experiments with carbonate ion. From the resulting pH dependence, ionization constants of the two aquo ligands coordinated to the uranium of the uranyl complex of 1 were calculated. The ionization constants were also measured by potentiometric titration of the uranyl complex of 1. Based on these results, the pKa values of the two aquo ligands were estimated as 7.1 and 11.0, respectively. At pH 7.5-9.5, therefore, the complex exists mostly as monohydroxo species. Under the conditions of seawater, 1 possesses greater affinity toward uranyl ion compared with other uranophiles such as carbonate ion, calixarene derivatives, or a macrocyclic octacarboxylate. In addition, complexation of 1 with uranyl ion is much faster than that of the calixarene or octacarboxylate uranophiles.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.419-425
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• 2024

The purpose of this study is to improve the concentration of U(VI) in carbonate solution reasonably, which to improve the application potential of the alkaline reprocessing processes. The dissolution behavior of U₃O₈ in carbonate peroxide solutions was investigated under different conditions, including pH, carbonate concentration, and solid-liquid ratio. The results showed that the dissolution rate of U₃O₈ increased with the increase of pH from 8 to 11 in the mixed carbonate solution containing 0.5 mol/L H₂O₂. The role of carbonate ions in the dissolution of U₃O₈ was further elucidated by observing the dissolution of UO₄⋅4H₂O in carbonate solutions. Furthermore, the concentration of U(VI) in 3 mol/L Na₂CO₃ solution was successfully increased to 350 g/L under ultrasonic-assisted conditions at 60 ℃ and a solid-liquid ratio at 1/2 g/mL. Meanwhile, it is suggested that increasing the concentration of carbonate ions can improve the stability of the dissolved solution containing uranyl peroxycarbonate complex.

• 분석과학
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• 제21권4호
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• pp.326-331
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• 2008

$Na_2CO_3$ 용액에서 DVB-amidoxime 수지에 대한 우라닐 이온의 분배계수를 측정하였다. 이때 분배계수 값은 수지의 입자크기가 작을수록 증가하였으며 최고 약 70 까지 나타났다. 0.0044 M $Na_2CO_3$ 용액에서 우라늄의 흡착능은 $3.4{\mu}mole$/g-resin 로나타났다. pH 9에서 pH 11 사이의 0.5 M $Na_2CO_3-NaHCO_3$ 용액에서 분배계수를 측정한 결과 pH 가 증가할 수록 분배계수 값이 증가하였으며, 또한 이 값은 순수한 $Na_2CO_3$ 용액에서의 분배계수 값 보다 낮은 값을 보였다. FTIR 흡수분광법을 이용하여 amidoxime 수지의 성능을 확인하였다. UV-Vis 흡수분광법을 이용하여 $UO_2(CO_3)_3^{-4}$ 의 4개의 흡수피크(400~500 nm)를 확인하였다. Amidoxime 수지가 충진된 분리관을 이용하여 핵분열생성물질로 부터 우라늄을 분리하였다. 그러나, 대부분의 우라늄 및 핵분열생성물질이 용출되고 소량만이 흡착되었다. 이것은 amidoxime 수지의 낮은 흡착 능 때문으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권4호
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• pp.349-358
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• 1996

The leaching behavior of uranium from unirradiated CANDU UO$_2$ fuel pellet in the spent fuel wet storage and disposal conditions has been investigated. A modified IAEA leach test method was used, and then the extent of leaching was monitored by analysis for uranium in the leachant. The leach test has been performed in various leachants(demineralized water and boric acid solution at pH=6, synthetic granite groundwater) for a long-term period of 5.4 years, and the effect of temperature on the leach rate of uranium has been analyzed. The leach rates of uranium at $25^{\circ}C$ were dependent on the leachants. Over initial 100 days of leach periods, the leach rate in groundwater was the highest in three leachants and no significant differences of leach rates ore observed in the demineralized oater and boric acid solution. But these leach rates in three leachants around 2,000 days at $25^{\circ}C$ appeared to be reached the steady rates in the range of 1~5$\times$10$^{-8}$ g/$\textrm{cm}^2$ day. The leach rate of uranium in groundwater shooed to be independent of the temperature, but those in both demineralized water and boric acid solution increased with temperature. These results show that the leaching behavior of uranium from UO$_2$ fuel in both the demineralized water ann boric acid may be controlled tv the surface oxidative.dissolution reaction of UO$_2$ and the leach rate of uranium in groundwater at room temperature could mainly be controlled by the complex reaction of dissolved uranyl ions with carbonate ions and no variation of leach rate of UO$_2$ in groundwater with temperature may be due to the local deposition of passivating uranyl phases on the surface.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.131-139
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• 2011

연구는 $Na_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액의 숙성시간에 따른 안정성을 U의 산화 용해액, Cs/Re의 선택적 침전 여과액 및 U의 산성화 침전 여과액으로 구분하여 검토하였다. 숙성시간에 따른 산화 용해액 내 조성 변화는 거의 없었으며, Cs/Re의 선택적 침전에도 아무 영향이 없이 산화 용해액으로부터 순차적으로 Re과 Cs의 침전제거가 가능하였다. 그러나 U의 산성화 침전에서는 산화 용해액이나 Cs/Re의 선택적 침전 여과액을 장시간 동안 숙성시킬 경우 U이 uranyl peroxocarbonato complex에서 uranyltricarbonate로 일부 전환되어 U의 침전회수를 감소시켰다. 그러므로 99% 이상의 U을 회수하기 위해서는 산화 용해액 및 Cs/Re의 선택적 침전 여과액의 숙성시간을 각각 7일 이내에서 처리하는 것이 효과적이다. 그리고 SF 의 산화/용해${\rightarrow}$Cs과 Re(/Tc)의 선택적 침전${\rightarrow}$ U의 산성화 침전 등을 순차적으로 수행하여, 산화/용해에서는 대부분의 U과 FP 중 일부가 함께 용해 되었으며, 함께 용해된 FP 중 Re과 Cs은 각각 TPPCl 및 NaTPB로 99% 이상을 침전제거할 수 있었다. 그리고 산성화 (pH 4) 침전에서는 U을 거의 100% 침전회수 하여 $Na_2CO_3-H_2O_2$ 탄산염 용액에서 침전법으로 SF로부터 U 만의 회수 타당성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.281-290
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• 2018

고준위방사성폐기물 심지층 처분 대상 암종으로 고려되는 화강암에서 방사성핵종의 장기 거동특성을 이해하기 위한 연구의 일환으로 KURT (KAERI Underground Research Tunnel) 화강암에 존재하는 우라늄의 용출특성에 대한 연구를 수행하였다. 반응 시작 후부터 10일 동안의 반응기간 중 다른 반응용액에 비해 $CO_3{^{2-}}$ 농도가 높은 $UD-CO_3$ 및 UD-Bg 반응용액에서 우라늄의 용출량이 다소 급격하게 증가하였다. 또한 Na 또는 Ca가 다량 함유된 반응용액에서 반응 60일 이후 우라늄 용출량이 다소 급격히 증가하였다. 각 반응용액에 의한 반응 270일까지의 우라늄의 용출량은 $UD-CO_3$ ($44.61{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Bg($41.01{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Na ($26.87{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Ca ($20.26{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-CaSi ($17.03{\mu}g{\cdot}L^{-1}$), UD-Si ($10.47{\mu}g{\cdot}L^{-1}$)으로 지속적으로 증가 하였으나, 반응 270일 이후 우라늄 용출량은 점차 감소하는 경향을 나타낸다. 이는 화강암 시료 내에 존재하는 우라늄이 반응용액과 상호반응에 의해 최대 용출될 수 있는 한계에 도달하였기 때문으로 판단된다. 우라늄 용출은 혼합된 반응용액 내의 $CO_3{^{2-}}$ 존재와 수질의 지화학적 유형에 따라 우라늄의 용출 농도 및 용출 최대치가 나타나는 시점이 다르게 확인되었다. 이는 시료와 반응용액의 상호반응 과정에서 용존이온의 영향에 의해 화강암시료와 반응용액 사이에 반응속도의 차이가 발생하는 것으로 판단된다.