검색결과

검색조건
좁혀보기
검색필터
결과 내 재검색

간행물

    분야

      발행연도

      -

        검색결과 30

        1.
        2022.12 KCI 등재 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        PURPOSES : The effects of strontium cations on the strength of hydrated cement composites as well as the morphology and chemical composition changes of cement hydrates due to strontium treatment are investigated in this study. Subsequently, the potential of a strontiumbased aqueous solution as a near-surface treatment method for hydrated cement composites is evaluated. METHODS : To supply strontium cations to a hydrated cement composite, a 30% strontium nitrate aqueous solution was used. Cement paste (w/c = 0.4) specimens were prepared and cured in the 30% strontium nitrate aqueous solution, which allows the strontium ions to penetrate into the specimen and treat the near-surface region. Compressive and flexural strength tests were performed on both specimens treated by the strontium ions and untreated specimens cured in deionized water, and the test results were compared. To investigate the changes in the morphology and chemical compositions of the cement hydrates due to the treatment, scanning electron microscopy (SEM) and energy dispersive spectrometry (EDS) analyses were performed. RESULTS : The results of the strength tests indicate that both the compressive and flexural strengths of the specimens cured in the 30% strontium nitrate aqueous solution improved significantly compared with the specimens cured in deionized water for the same duration. In particular, the strontium nitrate aqueous solution shows greater improvement in terms of the flexural strength compared with the compressive strength. The maximum penetration depth of strontium into the hydrated cement composite is 5 mm during the first 7 d of immersion and increases to 6.5 mm during the subsequent 14 d. The SEM results show that the microstructure of the hydrated cement composite is densified by the strontium nitrate aqueous solution treatment. The EDS results show that morphology and chemical compositions of the cement hydrates are altered. This implies that the strontium cations can be combined with C–S–H and C–S–A–H phases to form new types of hydrates. CONCLUSIONS : The experimentally results show that the strength of hydrated cement composites can be improved by modifying their near-surface regions via the strontium cation penetration technique. This implies that the strontium-based aqueous solution exhibits high potential for the maintenance and rehabilitation of concrete structures.
        4,000원
        3.
        2020.03 KCI 등재 SCOPUS 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        스트론튬(90Sr)과 니켈(59Ni)은 처분안전성평가에서 중요하게 다루는 핵종들이다. 지하에서 방사성핵종의 이동을 저지하기 위한 다양한 시도가 이루어지고 있는데, 처분시스템에서 용기와 부식반응으로 생기는 광물들 중에 핵종들과 반응성이 뛰어난 광물들이 존재하는 것이 알려졌다. 이들 중에서 철-황화합광물인 맥키나와이트(FeS)를 선정하여 스트론튬, 니켈과 수착 실험을 하였다. 심부지하에서 환원 알카리 환경을 고려하여, pH 8 ~ 12까지 조건에서 pH에 따른 수착영향을 살펴보았다. 실험결과, 스트론튬은 낮은 알카리영역에서 수착능이 저조하였지만, 니켈은 전 실험영역에서 높은 수착능을 보였다. 또, 두 핵종 모두 알카리 조건에서 pH가 증가할수록 수착량(Kd)이 증가하였는데, 이는 pH가 증가하면서 풍부해진 OH‐이온이 광 물표면에 수소나 양이온과 결합해 탈착하면서 광물표면에 전기음성도가 증가해 양이온인 스트론튬과 니켈을 전기적 인력으로 끌어당기기 때문으로 여겨진다.
        4,000원
        4.
        2016.06 KCI 등재 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        전 세계적으로 원자력 발전소는 442기가 가동 중이며, 62기가 충원될 예정이다. 원자력 발전소의 증가에 따라 방사성 폐기물 유출에 대한 위험성도 증가하였다. 이러한 이유 때문 에, 방사성 폐기물의 처리는 인간, 동물, 식물을 포함하는 자 연 생태계를 보전하는 관점에서 중요하다. 또한, 방사성 폐 기물 유출은 그 지역뿐만 아니라 전 세계적으로 심각한 문 제를 야기한다. 본 연구는 입체 배양세포에 방사성 핵종원 소 (세슘, 스트론튬, 코발트)를 처리하였고 이에 대한 영향력 을 확인하였다. 입체 배양 구조체는 아가로오스 하이드로겔 을 이용하여 제작했으며 암세포 및 정상세포 (HeLa, HepG2, COS-7)를 사용하여 입체 배양을 실시 하였다. 입체 형태로 세포를 배양한 후 세슘, 스트론튬, 코발트 농도 변화에 따라 세포 생존능력을 분석하였다. 이때 입체 배양세포에서 생존 능력이 단층 배양세포 보다 최대 42% 우수한 것을 확인하였 다. 입체 배양구조체는 세포가 형태 및 생리학적으로 in vivo 환경인 조직과 비슷하게 배양을 가능하게 하였다. 따라서, 입체 배양구조체는 기존의 단층 배양 한계점인 in vivo 환경 에 적용시킬 수 없다는 한계를 극복하였다. 본 입체 배양 기 술이 중금속 독성평가 및 단시간 내에 다수의 물질 분석을 수행하는 고속 대량 스크리닝 기술에 활용될 것으로 기대한 다.
        4,000원
        5.
        2015.06 KCI 등재 SCOPUS 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        순수 베타 핵종인 90Sr 분석은 화학적 거동이 유사한 알칼리 토금속(Ca, Ba, Ra)등 방해 원소를 제거할 분리 공정이 필요하다. 본 연구는 Sr을 추출/정제하기 위해 추출크로마토그래피법을 이용한 최적의 절차를 마련하는 것을 목적으로 한다. Sr resin 1.5 mL BV(Bed Volume)의 최대 Sr 흡착량은 6 mg이었다. 유량 1 mL min-1과 Ca 200 mg 이하에서는 Sr resin 1.5 mL(BV) 의 Sr 회수는 정량적이었으나, 유량을 5 mL min-1으로 중가 시키면 Sr 회수율이 감소하였다. 같은 양(BV)의 Sr resin을 사용 할 경우, 컬럼의 단면적이 작을수록 Sr resin의 분리능이 향상되었다.
        4,000원
        14.
        2010.03 KCI 등재 SCOPUS 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        In this study, we investigated primary biocompatibility and osteogenic gene expression of porous granular BCP bone substitutes with or without strontium (Sr) doping. In vitro biocompatibility was investigated on fibroblasts like L929 cells and osteoblasts like MG-63 cells using a cell viability assay (MTT) and one cell morphological observation by SEM, respectively. MTT results showed a cell viability percent of L929 fibroblasts, which was higher in Sr-BCP granules (98-101%) than in the non-doped granules (92-96%, p< 0.05). Osteoblasts like MG-63 cells were also found to proliferate better on Sr-doped BCP granules (01-111%) than on the non-doped ones (92-99%, p< 0.05) using an MTT assay. As compared with pure BCP granules, SEM images of MG-63 cells grown on sample surfaces confirmed that cellular spreading, adhesion and proliferation were facilitated by Sr doping on BCP. Active filopodial growth of MG-63 cells was also observed on Sr-doped BCP granules. The cells on Sr-doped BCP granules were well attached and spread out. Gene expression of osteonectin, osteopontin and osteoprotegrin were also evaluated using reverse transcriptase polymerase chain reaction (RT-PCR), which showed that the mRNA phenotypes of these genes were well maintained and expressed in Sr-doped BCP granules. These results suggest that Sr doping in a porous BCP granule can potentially enhance the biocompatibility and bone ingrowth capability of BCP biomaterials.
        4,000원
        16.
        2007.03 KCI 등재 SCOPUS 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.
        4,000원
        19.
        2005.06 KCI 등재 SCOPUS 구독 인증기관 무료, 개인회원 유료
        Isotopes of alkali and alkaline earth metals (AM and AEM) are the main contributors to the heat load and the radiotoxicity of spent fuel (SF) . These components are separated from the SF and dissolved in a molten LiCl in an electrolytic reduction process. A mass transfer model is developed to describe the diffusion behavior of Cs, Sr, and Ba in the SF into the molten salt. The model is an analytical solution of Fick's second law of diffusion for a cylinder which is the shape of a cathode in the electrolytic reduction process. And the model is also applied to depict the concentration profile of the oxygen ion which is produced by the electrolysis of LiO. The regressed diffusion coefficients of the model correlating the experimentally measured data are evaluated to be greater in the order of Ba, Cs, and Sr for the metal ions and the diffusion of the oxygen ion is slower than the metal ions which implies that different mechanisms govern the diffusion of the metal ions and the oxygen ions in a molten LiCl.
        4,000원
        1 2