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안도희,백승우,이한수,정흥석 ( Do Hee Ahn,Seung Woo Park,Han Soo Lee,Hongsuk Chung ) 한국공업화학회 1996 공업화학 Vol.7 No.3
여러 가지 중수생산 공정중에서 백금촉매를 이용한 수소-중수소 동위원소 교환반응에 의해 중수를 생산하는 공정이 가장 효율적인 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 수소동위원소 교환반응에 이용될 수 있는 소수성 백금촉매를 개발하기 위하여, 담체로서 실리카라이트를 합성하였으며, 합성된 실리카라이트가 활성탄이나 ZSM-5보다 더 강한 소수성을 가지는 것을 보였다. 또한, 일반적인 함침법과 이온교환법을 이용하여 백금을 담지시켰으며, 여러 가지 방법으로 처리하여 제조한 백금담지 실리카라이트 촉매의 백금분산도를 수소흡착법을 이용하여 측정하였다. 함침법에 의해 제조된 촉매의 백금분산도는 매우 낮았으며, 이온교환법에 의해 제조된 촉매는 백금담지량은 적으나 분산도는 높음을 확인하였다. It is well known that the heavy water separation process using hydrogen isotope exchange reaction over the platinum catalyst is the most efficient. In this study, the Pt/silicalite catalysts were prepared and characterized by hydrogen adsorption in order to develop the hydrophobic platinum catalyst for hydrogen isotope exchange reaction. Silicalite was synthesized as support material and it was verified that silicalite is more hydrophobic than activated carbon and ZSM-5. Also the platinum was loaded on silicalite by conventional impregnation and ion-exchange method respectively. The platinum dispersion of Pt/silicalite catalysts was measured through hydrogen adsorption experiment. The dispersion is very low in the catalyst prepared by the impregnation method while it is very high with limited platinum content in the catalyst prepared by the ion-exchange method.
LiCl-KCl-UCl<sub>3</sub>-NdCl<sub>3</sub> system에서 U 및 Nd 분리에 관한 기초연구
김택진,안도희,은희철,이성재,Kim, Tack-Jin,Ahn, Do-Hee,Eun, Hee-Chul,Lee, Sung-Jai 한국방사성폐기물학회 2018 방사성폐기물학회지 Vol.16 No.1
In case of high contents of rare earths in the LiCl-KCl salt, it is not easy to recover U and TRU metals as a usable resource form from LiCl-KCl eutectic salts generated from the pyroprocessing of spent nuclear fuel. In this study, a conversion of $UCl_3$ into an oxide form using $K_2CO_3$ and an electrodeposition of $NdCl_3$ into a metal form in $LiCl-KCl-UCl_3-NdCl_3$ system were conducted to resolve the problem. Before conducting the conversion, experimental conditions for the conversion were determined by performing a thermodynamic equilibrium calculation. In this study, almost all of $UCl_3$ disappeared in the LiCl-KCl salt when the injection of $K_2CO_3$ reached theoretical equivalent for the conversion, and then $NdCl_3$ was effectively electrodeposited as a metal form using liquid zinc cathode. After that, the LiCl-KCl salt became transparent, and uranium oxides were precipitated to the bottom of the LiCl-KCl salt. These results will be utilized in designing a process to separate U and rare earths in LiCl-KCl salt.
LiCl-KCl 공융염 내 LaCl3의 산화분리에 관한 연구
은희철 ( Hee Chul Eun ),최정훈 ( Jung Hoon Choi ),조인학 ( In Hak Cho ),이태교 ( Tae Kyo Lee ),유재욱 ( Jae Uk Yu ),한승엽 ( Seung Youb Han ),김나영 ( Na Young Kim ),박환서 ( Hwan Seo Park ),안도희 ( Do Hee Ahn ) 조선대학교 공학기술연구원 2015 공학기술논문지 Vol.8 No.4
The pyrochemical process of nuclear spent fuel generates a considerable amount of LiCl-KCl eutectic waste salt containing radioactive rare earth chlorides. To minimize this radioactive waste salt, it is necessary to develop an effective separation technology of rare earths from the salt. For this reason, separation characteristics of LaCl3 in LiCl-KCl eutectic salt in a reactive distillation process using a chemical agent (K2CO3, Li2CO3, Li2O) were observed. LaCl3 was separated into an oxychloride form (LaOCl) and an oxide from (La2O3) in the reactive distillation tests of LiCl-KCl-LaCl3 system. All the separations of LaCl3 in LiCl-KCl eutectic salt reached 0.999 regardless of injection conditions of the agents. This means that La in LiCl-KCl eutectic salt can be effectively separated through the reactive distillation process using alkali carbonates (K2CO3, Li2CO3) cheaper than Li2O. Thus, it is thought that the reactive distillation process using the carbonates can be utilized to separate rare earths in LiCl-KCl eutectic salt.
김광락,강희석,백승우,이성호,안도희,이한수,정흥석 ( Kwang Rag Kim,Hee Suk Kang,Seung Woo Paek,Sung Ho Lee,Do Hee Ahn,Han Soo Lee,Hong suk Chung ) 한국공업화학회 1997 한국공업화학회 연구논문 초록집 Vol.1997 No.0
N/A In the fields of operation and handling of the hydrogen isotope facility, and of management technology for the nuclear fusion source, gas chromatography has been used as one of the practical techniques for the separation and the enrichment of hydrogen isotopic gases including tritium. Chromatographic separation experiments of the hydrogen isotope mixture (hydrogen, deuterium and tritium) were carried out by use of a commercially available gas chromatograph. An aliquot of the gas sample was injected with a specially designed vacuum sampler into the stream of inert carrier gas which goes through the separation column at liquid nitrogen temperature. The complete separation of hydrogen isotopic molecules was observed with an alumina adsorbent partially deactivated by coating with 10% manganese chloride. In addition, fairly good separation conditions without appearance of the nuclear spin isomers in a shorter retention time, which would be useful for the practical applications of the hydrogen isotope separation and enrichment, were obtained.
방사성 폐기물 소각공정을 위한 선택적 촉매 환원법 연구
이한수,김인태,정흥석,안도희,김종호,양희성,황재영,김상환 ( Han Soo Lee,In Tae Kim,Hongsuk Chung,Do Hee Ahn,Jong Ho Kim,Hee Sung Yang,Jae Young Hwang,Sang Hwan Kim ) 한국공업화학회 1996 공업화학 Vol.7 No.4
방사성 폐기물 소각로의 배기가스 중에 포함되어 있는 NO_x를 제거하기 위하여 선택적 촉매 환원법에 활용되는 촉매들의 특성을 조사하였다. 촉매는 V₂O_5, MoO₃, 그리고 SnO₂를 하니컴 형태의 TiO₂담체에 담지시켜 제조하였으며 촉매의 종류, 반응온도, feed의 조성, NH₃/NO 몰비의 영향 등이 반응특성에 미치는 영향을 실험실 규모의 반응기에서 조사하였다. 10% V₂O_5/TiO₂촉매가 350℃에서 94.4%의 높은 NO→N₂전환율을 보였으며 열적 안정성이 좋은 MoO₃의 첨가는 높은 전환율을 보이는 온도범위를 확장시켜 주었다. The characterization of catalysts for the selective catalytic reduction(SCR) was investigated to remove NO_x discharge from radioactive waste incinerator. The catalyst was prepared by impregnating V₂O_5, MoO₃, and SnO₂on honeycomb shaped TiO₂. The effects of the type of catalysts, reaction temperature, feed composition, and mole ratio of NH₃/NO on the reaction characteristics were evaluated in a laboratory scale reactor. The 10% V₂O_5/TiO₂ catalyst showed the highest NO to N₂conversion of 94.4% at 350℃ and the temperature range for higher conversion was broadened by adding thermally stable promoters, MoO₃.
이명숙(Lee Myung Sook),안도희(Ahn Doe hee),도승이(Do Seung Lee) 학습자중심교과교육학회 2015 학습자중심교과교육연구 Vol.15 No.9
본 연구는 학습컨설팅 역량 척도(LCCS: learning consultation competency scale) 를 개발하여 타당화를 하는데 목적이 있다. 본 연구에서는 학습컨설팅 관련 교육을 받는 학습클리닉 요원 228명이 참여하였다. 먼저, 학습컨설팅 역량 척도 개발을 위 하여 Dougherty(2000, 2013) 등의 연구와 국내외 학습과 학교기반 컨설팅 관련 연구 연구를 토대로 학습컨설팅 역량과 하위역량의 6 개념을 추출하였다. 6 개의 하위요 인은 컨설팅 계획과 대인관계 기술, 의사소통 기술, 컨설팅 기술, 학습기술, 평가 및 종결 기술, 지원 활동 및 윤리이며, 총 50 문항의 예비척도를 구축하였다. 예비척도 에 대한 탐색적 요인분석을 실시한 결과 요인 부하량이 .60이상인 총 44개 문항의 양호도를 확인하였으며, 학습컨설팅 계획과 대인관계 기술, 의사소통 기술, 컨설팅 기술, 학습 기술, 학습컨설팅 평가 및 종결 기술, 학습컨설팅 지원 기술, 윤리로 구분 되는 7개의 하위요인을 추출하였고, 7개 하위요인의 총 설명변량은 67.11%로 나타 났다. 다음으로 이렇게 개발된 최종 척도의 타당화 검증을 위해 구조방정식 모형을 활용한 확인적 요인분석과 신뢰도 분석을 하였다. 최종 LCCS의 전체 신뢰도 Cronbach α는 .95로 나타났으며, 하위요인들의 신뢰도 범위는 .85에서 .94로 양호한 수준을 보였고, 최종 LCCS의 요인구조 적합도 지수인 X2/(df), CFI, TLI, RMSEA, SRMR가 수용 가능한 기준치를 충족시켜 구조적으로 적합한 모형으로 판명되었다. 본 척도개발의 시사점과 추후연구를 위한 논의점을 제시하였다. The purpose of this study was to develop and to validate the learning consultation competency scale(LCCS). A total 228 consultants who work at the Offices of Education-affiliated learning clinic in Chungcheong and Gyeongsang regions participated in this study. First, a preliminary LCCS of 50 items consist with 6 sub-factors such as consultation plans and interpersonal skills, communication skills, consultation skills, learning skills, consultation evaluation and termination skill, supporting activity and ethics were extracted based on the studies of Dougherty(2000, 2013), Brown, Pryzwansky, and Schulte(2001), and Kampwirth(2010). As a result of the exploratory factor analysis, 44 items consisting with 7 sub-factors were confirmed as valid meeting criteria of factor loadings above .60. These 7 sub-factors were labeled as consultation plans and interpersonal skills, communication skills, consultation skills, learning skills, consultation evaluation and termination skill, consultation supporting skill, and consultant ethics. Second, confirmatory factor analysis utilizing structural equation model was performed in order to validate the final LCCS. As a result, the model fit indices of X2/(df), CFI, TLI, RMSEA, and SRMR were met the sufficient fit criteria, the overall reliability Cronbach α for the LCCS was .951 and the reliabilities of 7 sub-factors ranged from .851 to .936, and the final LCCS can serve as valid and reliable measure for the leaning consultation competencies.
이민수,백승우,김광락,안도희,임성팔,정홍석,최희주,최종원,손순환,송규민,Lee, Min-Soo,Paek, Seung-Woo,Kim, Kwang-Rag,Ahn, Do-Hee,Yim, Sung-Paal,Chung, Hong-Suk,Choi, Heui-Joo,Choi, Jeong-Won,Son, Soon-Hwan,Song, Kyu-Min 한국방사성폐기물학회 2007 방사성폐기물학회지 Vol.5 No.2
월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.