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- 저자 : 전관식(Kwan Sik Jun) (검색결과 4 건)
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김승수,전관식,강철형,Kim, Seung Soo,Jun, Kwan Sik,Kang, Chul Hyung 한국분석과학회 2001 분석과학 Vol.14 No.1
The ion chromatography for the separation of plutonium species which are suggested to be $Pu^{3+}$, $Pu^{4+}$, $PuO_2{^+}$ and $PuO_2{^{2+}}$ in natural water was studied. Two separation methods were performed; 1) two-column method containing each of $SiO^-$ and SiO-$SO_3{^-}$ cation exchanger, 2) IC with AG11 column and the eluent of oxalate/nitric acid. Separation conditions for $Eu^{3+}$, $Th^{4+}$, $NpO_2{^+}$, $UO_2{^{2+}}$ in place of plutonium species were acquired from preliminary tests. When these conditions were applied to separate the plutonium species, two-column method was separated them successfully. However, the IC method with oxalate eluent was difficult in the separation of plutonium species due to the change of $Pu^{3+}$ and $PuO_2{^{2+}}$ to $Pu^{4+}$ and $PuO_2{^+}$ respectively. 자연수에 존재할 가능성이 있는 $Pu^{3+}$, $Pu^{4+}$, $PuO_2{^+}$, $PuO_2{^{2+}}$ 상태의 플루토늄을 이온크로마토그래피로 분리하는 방법을 연구하였다. 각각 $SiO^-$, SiO-$SO_3{^-}$작용기를 가진 이온교환체를 충전한 두 컬럼을 이용하는 방법과, Dionex사 AG11컬럼에 oxalate/$HNO_3$ 용리액을 사용하여 IC로 분리하는 두 가지 방법을 시도하였다. 예비실험으로서 플루토늄과 화학적 성질이 유사하며 산화수가 안정한 $Eu^{3+}$, $Th^{4+}$, $NpO_2{^+}$, $UO_2{^{2+}}$을 사용하여 분리조건을 얻었다. 이 분리조건을 플루토늄에 적용시켰을 때, $SiO^-$, SiO-$SO_3{^-}$ 이온교환체를 이용한 방법은 산화수별 플루토늄을 성공적으로 분리할 수 있었다. 그러나 IC를 사용한 방법은 oxalate 용액에서 $Pu^{3+}$가 쉽게 $Pu^{4+}$로 산화되며, $PuO_2{^{2+}}$도 $PuO_2{^+}$로 환원되어 분리가 곤란하였다.
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폐플라스틱 고화체로부터 Co - 60 과 Cs - 137 의 침출 특성
류경옥,전관식 한국화학공학회 1983 Korean Chemical Engineering Research(HWAHAK KONGHA Vol.21 No.1
원자력시설에서 발생되는 방사성폐이온교환수지의 폐플라스틱고화에 관한 연구로서 용출용액의 종류(증류수, 지하수, 해수), 폐수지의 함량(30wt%∼60wt%), 방사선조사선량(10^7∼10^9R)등의 관점에서 고화체로부터 방사성핵종의 용출성이 분석되었다. 40wt% 이하의 폐수지를 함유한 고화체는 비교적 혼합도가 양호하고, 압축강도는 210 Kg/㎠ 이상이었으며, 용출용액 중에서의 팽윤현상도 감지되지 않았다. 한편, 25℃의 증류수 중에 91일간 잠적시킨 30wt%의 폐수지를 함유한 고화체로부터 Co-60과 Cs-137의 용출분율은 각각 0.11과 8.3%이고, 용출율은 각각 2.02×10^(-7)과 3.6×10^(-4)g/㎠-day를 나타내어 내용출성이 양호함을 보여주고 있다. 한편 폐수지의 함량, 용출용액 중의 양이온의 함량, 온도 및 방사선조사선량의 증가와 더불어 용출성이 증가하는 경향을 지니고 있다. 따라서 폐수지를 고화시키는데 Styrene계 폐플라스틱이 고화매체로 이용하는데 적합하였다. 이때 최적 폐수지의 함량은 30wt%이었고, 이 고화체는 용출성의 관점에서 볼 때 육지처분상의 안전도를 지니고 있음을 보여 주었다. For the method developed to incorporate a radioactive waste ion exchange resin from a nuclear facility into a thermoplastic waste, the leachability of radionuclide from the solidified product has been studied as the functions of the leachants (demineralized water, ground water and sea water), temperature(25℃ and 70℃), content of waste resin(30-60wt%) and radiation exposure dose(10^7-10^9R). The specimen containing the waste resin up to 40wt% shows good homogeneoty, compressibility greater than 210kg/㎠ and no evidence of swelling in the leachants. On the other hand, the cumulative fractions of Co-60 and Cs-137 leached from a specimen in the demineralized water at 25℃ are 0.11 and 8.3%, respectively, and the leach rates are 2.02 × 10^(-7) and 3.63 × 10^(-4)g/㎠-day, respectively, during leaching time of 91 days, and then these suggests that the product has good resistence against leaching. And the leachability has a tendency to increase with the increase of the waste resin content, cation content in leachant, temperature and radiation exposure dose. The above results show that the thermoplastic waste of styrene series is applicable to solidifying the waste resin, that the optimum content of the waste resin might be 30wt% in the product and that from the viewpoint of the leachability, it should be safe to dispose the product into the ground.
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