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AUC 변환공정에서 발생된 폐액으로부터 유가물질의 회수에 관한 연구
정경채,이규일,이동규 ( Kyung Chai Jeong,Kue Il Lee,Dong Kyu Lee ) 충북대학교 산업과학기술연구소 1996 산업과학기술연구 논문집 Vol.10 No.2
Abstract_Roman In this study, the methods for reeovery of uranium and fluorine which is useful element in wastes from AUC conversion plant were investigated. To recovery or treatment of a trace uranium in liquid waste, the AUC filtrates must be heated fo
질산용액에 UO<sub>2</sub> Pellet의 용해특성에 관한 연구
정원명,박진호,이규일,유재형,정경채,Choung, Won-Myung,Park, Jin-Ho,Lee, Kue-Il,Yoo, Jae-Hyung,Jeong, Kyung-Chai 한국공업화학회 1998 공업화학 Vol.9 No.3
의료용 동위원소인 fission Mo($^{99}Mo$)를 제조하기 위한 공정중 $UO_2$ 표적의 질산용해공정의 조업조건을 확립하기 위하여 $UO_2$ pellet의 유효표면적($s:0.034{\sim}0.282cm^2/g-UO_2$), 질산농도(1.5~10N), 반응온도 ($40{\sim}105^{\circ}C$)에 따른 $HNO_3$ pellet의 용해특성을 확인하였다. 그 결과 용해속도가 $UO_2$ pellet의 유효표면적에 정비례하며 표면적이 클수록 그 경향이 뚜렸함을 확인하였고, 반응속도와의 관계가 dc/dt = 10.6s로 나타났다. 용해속도와 질산농도와의 관계는 일정온도($90^{\circ}C$)에서 [$HNO_3$]1.42에 비례하는 것으로 나타났고, 온도변화에 따른 관계는 $90^{\circ}C$까지는 온도가 증가함에 따라 용해속도가 급격히 증가하나 그 이상에서는 오히려 감소하는 것으로 나타났으며, 활성화 에너지가 36.3KJ/mol로 계산되었다. The effects of surface area of $UO_2$ pellets($s:0.034{\sim}0.282cm^2/g-UO_2$), concentration of nitric acid(1.5~10N) and temperature($40{\sim}105^{\circ}C$) on the dissolution rate were investigated in this experiment. The results showed that dissolution rate of $UO_2$ pellets was in direct proportion to effective surface area(s) and well fit to linear plot in high surface area. The dissolution rate was expressed as dc/dt = 10.6s at $90^{\circ}C$, [$HNO_3$]=8N, and proportioned to the power 1.42 of $HNO_3$ concentration. And also, the results showed that dissolution rate was sharply increased according to temperature increase in temperature below $90^{\circ}C$, but decreased in temperature above $90^{\circ}C$. Activation energy(E) was evaluated to be 36.3KJ/mol.
라군 슬러지 물 용해 후 고체 패기물의 열분해 및 안정화
오종혁,황두성,이규일,최윤동,황성태,박진호,박소진,Oh Jong-Hyeok,Hwang Doo-Seong,Lee Kue-Il,Choi Yun-Dong,Hwang Sung-Tae,Park Jin-Ho,Park So-Jin 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.3
Thermal decomposition and stabilization characteristics of the solid cake after the dissolution of nitrate of the lagoon sludge was investigated. Most of the nitrates were dissolved in the water and removed to the filtrate, but small amount of nitrates, calcium carbonate and uranium were remained in the solid cake. The solid cake was thermally decomposed in the muffle furnace at $900^{\circ}C$ for 5 hours. Uranium, which is in the lagoon 1, was stabilized with $NaNO_3$ decomposition to $Na_{2}O{\cdot}2UO_3$ form. For the lagoon 2, it is confirmed that CaO, which was created by thermal decomposition of the $Ca(NO_3)_2$ and $CaCO_3$, was transferred to $Ca(OH)_2$ in the air with water. Because it is known that $Ca(OH)_2$ is stable material, further additives did not need to the stabilization of the thermal decomposition of the lagoons.
모의 방사성 폐액에서 아스코르빈산에 의한 Pd 의 침전 분리
황두성,권선길,이규일,박진호,유재형,박소진 ( Doo Seong Hwang,Seon Kil Kwon,Kue Il Lee,Jin Ho Park,Jae Hyung Yoo,So Jin Park ) 한국공업화학회 1998 공업화학 Vol.9 No.2
본 연구에서는 아스코르빈산을 이용하여 다성분계(Pd, Ru, Rh, Nd, Cs, Sr, Fe, Ni, Zr, Mo)의 모의고준위폐액 내에 있는 Pd의 침전 분리와 침전물의 특성이 조사되었다. 아스코르빈산의 금속이온들에 대한 환원특성을 이용하여 다성분계 모의폐액 내에 함유된 Pd을 선택적으로 침전 분리할 수 있었으며, 질산농도 0.5M에서는 0.04M의 아스코르빈산을 첨가함으로써 99.5% 이상의 Pd을 침전 분리시킬 수 있었다. 아스코르빈산에 의한 Pd 이온의 환원 반응은 질산농도가 중요한 역할을 하며, 질산농도가 증가할수록 Pd의 침전율은 감소하였다. 용액의 질산농도가 높고 아스코르빈산의 첨가량이 적은 경우 생성된 Pd 침전물은 평형에 도달하면서 재용해 현상이 나타났다. 생성된 Pd 침전물은 모의용액의 성분계와 관계없이 Pd금속 결정으로 형성되었으며, 1.0㎛ 이하의 입자가 응집된 형태로 나타났다. This study investigated the separation and the property of palladium precipitate formed by ascorbic acid in a simulated radioactive liquid waste, which was composed of 10 elements(Pd, Ru, Rh, Nd, Cs, Sr, Fe, Ni, Zr, Mo). Pd was separated selectively by using reduction characteristics of metal ions contained in the simulated waste with ascorbic acid . When the nitric acid concentration was 0.5 M, the Pd over 99.5% was precipitated by adding 0.04 M ascorbic acid. Nitric acid concentration is important at the reduction reaction of Pd ion. The precipitation yield of Pd was decreased as the concentration of nitric acid was increased. The Pd precipitate was re-dissolved in reaching at an equilibrium when the concentration of nitric acid was high and ascorbic acid was added with a small amount. The Pd precipitate formed by ascorbic acid was Pd metal and was aggregated by particles less than 1.0 ㎛.
조운형 ( Woon-hyoung Cho ),박승국 ( Seung-kook Park ),최윤동 ( Yun-dong Choi ),이규일 ( Kue-il Lee ),문제권 ( Jei-kwon Moon ) 한국정보처리학회 2012 한국정보처리학회 학술대회논문집 Vol.19 No.1
한국원자력연구원내에는 연구실험 목적용으로 사용된 후 용도 폐기된 각종 우라늄 화합물이 수요가 증대 되어온 바, 이러한 불용 우라늄 화합물의 저장관리에 대한 체계적인 시스템의 구축이 필요하게 되었다. 이에 한국원자력연구원에서는 불용 핵물질 원격 물리적 방호시스템, UReMon(Uranium Residues Monitoring System)을 개발하였는데 이는 방사성 물질인 불용 우라늄 화합물의 물리적 방호와 관리 및 도난 방지의 목적을 지닌다. UReMon은 기존 모니터링 서비스에서 자주 사용되던 RFID나 바코드가 가지는 기술적 문제로 인한 위치확인, 도난, 훼손 등의 실태 파악에 소요되는 많은 시간과 경비를 줄이기 위하여 USN 센서와 Zigbee를 이용하여 한국원자력연구원에 기 구축되어 있는 USN기반 화재 예방시스템(KAERI-uFIPI)과의 연계를 통해 불용 핵물질의 모니터링, 위치 추적 및 재고관리의 효율성을 높인다. UReMon은 연구원 내 물리적 방호 시스템, 핵 물질 및 RI 관리, 출입통제 시스템 등에도 효율적으로 적용 가능하며, 향후 이에 대한 적용성 평가를 수행할 예정이다.
Benzoin Oxime 을 이요한 Mo 분리 , 정제 특성 연구
박경배,박진호,이규일,정명원,김백암 한국공업화학회 1999 응용화학 Vol.3 No.1
The radioisotope Mo-99 is the only parent nuclide of Tc-99m, an extremely useful tool for medical diagnosis because it has good nuclear properties; its short half life (6.02 hours) and low gamma energy (140Kev). And Tc-99m is used in greater than 80% of nuclear medicine applications. Benzoin oxime precipitation process is one of various processes for separation & purification of fission ^99Mo. In this study, the recovery yield of Mo and charateristics of precipitation reaction were investigated to obtain optimum operating condition and process design data. In the results of experiments, recovery yield Mo was reached above 96% in condition of 20 B.O./Mo weight ratio and 1N free acidity of Mo solution.
김응호,권선길,유재형,이일희,이규일 한국화학공학회 1996 Korean Chemical Engineering Research(HWAHAK KONGHA Vol.34 No.5
제올라이트 4A바 AW-500을 혼합한 제올라이트를 이용하여, 모의폐액내의 열 발생 핵종인 Cs과 Sr을 동시에 분리하는 연구를 수행하여 다음과 같은 결과를 얻었다. Cs과 Sr을 동시에 제거하기 위해서는 제올라이트 4A와 AW-500의 혼합비는 2:3, pH는 3.0-7.0이 좋았으며, 이 조건에서 Cs과 Sr의 이온교환용량은 각각 0.729 meq/g와 0.656 meq/g이었다. 혼합제올라이트가 첨가되지 않은 계에서는 pH가 5이상이면 대부분의 Cr, Fe및 Pd은 침전물로 제거되고, Cs과 Sr은 대부분 용액내에 존재하나 혼합 제올라이트를 사용하여 거의 다 제거시킬 수 있었다. 그리고 제거율은 혼합 제올라이트의 주입량이 증가하고, 공존하는 염(salt)들이 적어지면 증가하였다. Heat-generating nuclide Cs and Sr were co-separated from simulated liquid wastes by mixed zeolite, of zeolite 4A and zeolite AW-500. Adsorption characteristics of Cs and Sr by mixed zeolites were studied with a simulated liquid waste. The obtained main results were as follows : The appropriate mixing ratio of zeolite 4A to zeolite AW-500 was confirmed to be 2 : 3 for the simultaneous removal of Cs and Sr. A favorable pH region was found to be from 3.0 to 7.0. The amounts of Cs and Sr adsorbed were estimated to be 0.729 meq/g and 0.656 meq/g, respectively. Most of Cs and Sr remained in the solution and Cr, Fe and Pd were removed as precipitates when the pH rose over 5.0 without mixed zeolites. Then both Cs and Sr were completely removed by mixed zeolites. The removal percentage was improved with increasing mixed zeolite quantity and decreasing the presence of coexisting salts.