http://chineseinput.net/에서 pinyin(병음)방식으로 중국어를 변환할 수 있습니다.
변환된 중국어를 복사하여 사용하시면 됩니다.
추출크로마토그래피와 유도결합플라스마 원자방출분광법을 이용한 이산화우라늄분말 중 미량금속불순물 분석
최광순,이창헌,표형열,한선호,서무열,엄태윤,이계호,Choi, Kwang-Soon,Lee, Chang-Heon,Pyo, Hyung-Yeal,Han, Sun-Ho,Suh, Moo-Yul,Eom, Tae-Yoon,Lee, Gae-Ho 대한화학회 1993 대한화학회지 Vol.37 No.9
$UO_2$ 분말에 미량 함유되어 있는 금속불순물들을 신속하게 정량하고 분석과정에서 발생되는 폐액의 양을 줄이기 위하여, 우라늄용액으로부터 미량금속불순물들을 분리함과 동시에 ICP-AES로 분석할 수 있는 장치를 구성하였다. 미량금속불순물들을 분리하기 위하여, 폴리에틸렌으로 제작한 분리컬럼(내경 : 0.7cm, 길이 : 7 cm)에 TBP(tri-n-butyl phosphate)를 입힌 테프론 분말(약 $330\;{\mu}m$)을 충진하고, 분리컬럼의 출구를 ICP-AES의 시료주입구에 연결시켰다. $UO_2$ 분말에 미량 함유되어 있는 몰리브덴을 비롯한 11개 원소를 분리와 동시에 정량할 수 있었으며, 이들 원소들에 대한 회수율은 용매추출법에서와 거의 동일한 $91{\sim}110%$로서 핵연료 제조공정의 품질관리에 적용이 가능하였다. An ICP-AES system directly connected with a separation column was used in order to determine the trace elements in $UO_2$ powder promptly and reduce the volume of the waste solution. The outlet of a separation column, which was filled with Teflon powder ($330\;{\mu}m$) coated with tri-n-butyl phosphate (TBP) as extractant, was directly connected with sample injection tube of ICP-AES. Eleven elements including molybdenum in $UO_2$ powder were separated and determined simultaneously. Recoveries of these elements were $91{\sim}110%$ and these results were agreed with those of solvent extraction methods. This method was applicable to quality control in manufacturing nuclear fuel.
모의 사용후분산핵연료($U_3Si/Al$) 용해용액으로부터 네오디뮴 분리에 관한 연구
최광순,김정석,한선호,박순달,박영재,조기수,김원호,Choi, Kwang Soon,Kim, Jung Suk,Han, Sun Ho,Park, Soon Dal,Park, Yeong Jae,Joe, Kih Soo,Kim, Won Ho 한국분석과학회 2000 분석과학 Vol.13 No.5
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. The separation of Nd from the simulated $U_3Si/Al$ spent fuel solution with sequential two-step anion exchange separation has been studied. To prepare the simulated $U_3Si/Al$ spent nuclear fuel, unirradiated $U_3Si/Al$ whose composition consists of small $U_3Si$ particle dispersed in an Al matrix with Al cladding was dissolved with a mixture of 4 M HCl and 10 M $HNO_3$ and 8 or 15 fission product elements were added to the dissolved solution. The trace amount of silica in the solutions was removed by evaporating to dryness with HF and the U was adsorbed on the first anion exchange resin. Neodymium can be purely isolated from the fission product elements with a methanol-nitric acid eluent using the second anion exchange resin. A large excess of Al didn't influence on the elution velocity of Nd, but reduced the eluted contents of Nd, Al, Eu, Gd, Sm and Sr, A large amount of Al was removed first from the column with 3 mL of loading solution (0.8 M $HNO_3$/99.8% MeOH) before Nd elution by the eluent [0.04 M $HNO_3$-99.8% MeOH(1:9)]. The recovery of Nd was more than 94%, regardless of Al contents. Taking the 9 to 13 mL fraction of eluate was effective to purely isolate Nd.