Total dissolved solids (TDS) 제거에 이용되는 이온교환수지는 컬럼에 충진시켜 사용하게 되는데, 이온교환 과정 에서 이온성 물질과 이온교환수지의 충분한 접촉시간을 필요로 한다. 본 연구에서는 이온교환수지의 분체화를 통하여 짧은 접촉시간으로도 높은 TDS 제거 성능을 보이는 이온교환수지의 특성을 연구하였다. 흐름성 등을 고려한 분체의 최적 크기는 100 μm 이상임을 확인하였고, 250~500 μmd와 100~250 μm 크기의 최대 분쇄 수율은 각각 67.3%와 36.9%였다. 또한 100~500 μm 크기의 분쇄 수율은 분쇄 시간 2분에서 87.1%로 나타났다. 회분식(batch) 실험 조건에서 250~500 μm 크기의 분체가 95%와 99%의 제거율에 도달하는 시간은 분쇄 전(non-pulverized) 이온교환수지에 비해 각각 1.82배와 1.96배 더 빨랐 다. 100~250 μm 크기의 분체는 각각 15.9배와 6.18배 더 빨랐다. 컬럼 테스트의 경우 분쇄 전 이온교환수지는 총 1.74 g, 250~500 μm 크기의 분체는 1.83 g, 100~250 μm 크기의 분체는 1.63 g의 NaCl을 제거하였다. 분체의 크기가 작아질수록 용 량(capacity)이 약간 감소한 것으로 나타났다. 결과적으로 분체화된 이온교환수지를 사용하는 것이 접촉시간 대비 높은 TDS 제거 성능을 얻을 수 있는 방법임을 확인하였다.

역전기투석(reverse electrodialysis, RED)은 해수와 담수의 농도 차로부터 에너지를 얻는 이온교환막을 이용한 전 기막 공정이다. 해수와 담수에 포함된 다가 이온은 이온교환막의 고정 전하 그룹에 강하게 결합하여 높은 저항을 유발하며 uphill transport를 통해 개방회로 전압과 전력 밀도를 저하시킬 수 있다. 본 연구에서는 RED 응용을 위해 1가 이온 선택성 및 전기화학적 특성이 우수한 세공충진 음이온교환막(pore-filled anion-exchange membrane, PFAEM)을 제조하였다. 제조된 막의 1가 이온 선택성은 3.65였으며 동일 조건에서 1.27의 선택성을 갖는 상용막(ASE, Astom Corp.)보다 우수한 수준을 나 타내었다. 또한 제조된 막은 ASE 대비 낮은 전기적 저항 등 우수한 전기화학적 특성을 나타내었다. 0.459 M NaCl/0.0510 M Na2SO4의 해수와 0.0153 M NaCl/0.0017 M Na2SO4의 담수 조건에서 RED 성능을 평가한 결과 제조된 막을 적용하여 1.80 W/m2의 최대 전력 밀도를 얻었으며 이는 ASE 막 대비 40.6% 향상된 출력 성능이었다.

이온교환막은 전기막 공정의 성능을 결정하는 핵심 구성 요소이다. 본 총설에서는 다양한 전기막 공정에 적용되 는 이온교환막의 성능을 탄소계 및 금속계 나노물질을 이용한 개질을 통해 향상시킨 최신 연구 동향을 살펴보았다. 나노물질 들은 다양한 방법을 통해 이온교환막에 도입될 수 있다. 특히 탄소계 나노물질은 화학적 개질을 통해 추가적인 기능기를 도 입함으로써 고분자 사슬과의 상호작용을 강화할 수 있다. 이를 통해 이온교환막의 이온전도도를 개선시킬 수 있을 뿐만 아니 라 적층 구조를 통한 체거름 현상으로 이온 선택 투과성을 향상시킬 수 있다. 한편, 금속계 나노물질은 적층 구조 혹은 다공 성 구조를 갖는 특성을 이용하여 이온교환막 내에서 목적 이온과 배제 이온 간의 수화 반경 차이를 이용한 체거름 특성을 통 해 이온 선택 투과성을 향상시킬 수 있다. 또한, 사용한 바인더의 특성에 따라서는 나노물질-바인더 간의 상호작용을 통해 이 온전도도도 향상시킬 수 있다. 본 총설로부터 탄소계 및 금속계 나노물질을 이용하여 이온교환막의 특성을 효과적으로 조절 할 수 있으며, 따라서 이에 관한 연구가 전기막 공정의 성능을 크게 향상시키기 위해 중요함을 확인할 수 있다.

Spent ion exchange resins have been generated during the operation of nuclear facilities. These resins include radioactive nuclides. It is needed to fabricate them into a stable form for final disposal. Cement solidification process is a useful method for the fabrication of them into a waste form for final disposal. In this study, proper conditions for the fabrication of them into a stable waste form were determined using the cement solidification process. In-drum waste forms were then produced at the conditions, where the stability of representative samples was evaluated for final disposal. The samples were satisfied to the Waste Acceptance Criteria for low and intermediate level radioactive waste disposal sites. This result can be utilized to derive optimal conditions for the fabrication of spent ion exchange resins into a final disposal form.

Ion exchange resins are commonly employed in the treatment of liquid radioactive waste generated in nuclear power plants (NPP). The ion exchange resin used in NPP is a mixed-bed ion exchange resin known as IRN-150, which is of nuclear grade. This resin is a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin. The cation exchange resin removes cationic radionuclides such as Cs and Co, while anion exchange resin handles anions (e.g., H14CO3 -), effectively purifying the liquid waste. Spent ion exchange resins (spent resin) containing C-14 are classified as low and intermediate level radioactive waste, and their radioactivity needs to be reduced as it exceeds the disposal limit regulated by law. Therefore, the microwave technology for the removal of C-14 from spent resin has been investigated. Previous studies have successfully developed a method for the effective removal of C-14 during the resin treatment process. However, it was observed that, in this process, functional groups in the resin were also removed, resulting in the generation of off-gases containing trimethylamine. These off-gases can dissolve in water from process, increasing its pH, which can subsequently hinder the recovery of C-14. In this study, we investigated the high-purity recovery of C-14 by adjusting the moisture content within the reactor following microwave treatment. Mock spent resins, consisting of 100 g of resin with HCO3 - ion-exchanged and 0, 25, or 50 g of deionized water, were subjected to microwave treatment for 40 or 60 minutes. Subsequently, the C-14 desorption efficiency of the mock spent resins was evaluated using an acid stripping process with H3PO4 solution. The functional group status of the mock spent resins was analyzed using 15N NMR spectroscopy. The results showed that the mock spent resins exhibited efficient C-14 recovery without significant functional group degradation. The highest C-14 desorption efficiency was achieved when 25 g of deionized water was used during microwave treatment.

Korea Atomic Energy Research Institute’s Post Irradiated Examination Facility safely stores spent nuclear fuel using a wet storage method to conduct research. Here, in order to remove the radioactivity released into the water, the stored water is passed through an ion exchange resin tower, and the radionuclides are exchanged with the bead-shaped ion exchange resin filled inside to lower the radioactivity concentration. At this time, because the stored water passes in one direction, clogging of the ion exchange resin occurs. If this phenomenon continues, the flow rate of the water treatment process decreases and operation efficiency decreases, so a backwashing process is necessary to re-mix the ion exchange resin and secure the flow rate again. In this study, the flow rate reduction trend according to the lifespan of the ion exchange resin and the flow rate recovery according to the backwash process operation amount were analyzed. The flow rate reduction trend of the ion exchange process was analyzed immediately after the backwashing process was started. In addition, the amount of flow recovery according to the backwash process operation amount was evaluated by the amount of waste generated during the backwash process and the number of days of operation until the backwash process was needed again. As a result, the flow rate of the ion exchange process decreased rapidly right after the backwash process until the position of the ion exchange resins was stabilized, and then stabilized. After that, it gradually decreased and reached the point where the backwash process was necessary. However, the decline trend was analyzed to be the same regardless of the lifespan of the ion exchange resin. In addition, the amount of waste generated during the operation of the backwash process was increased in the order of 400 L, 600 L, 1,100 L, 1,400 L, 3,500 L, and 4,200 L to increase the amount of operation of the backwash process. As a result, the number of days of ion exchange resin operation was 285 days, 338 days, and 342 days, was analyzed as 422 days, 322 days, and 720 days. Based on this study, it was confirmed that the flow rate reduction trend is the same regardless of the lifespan of the ion exchange resin, and as the backwash process operation increases, the number of days the ion exchange process can be operated increases, but there is a turning point where the waste treatment cost exceeds the number of days of operation.

막 축전식 탈염 공정(membrane capacitive deionization, MCDI)은 이온교환막을 다공성 전극과 함께 사용하여 탈 염 효율을 향상시킬 수 있는 CDI 공정의 변형이다. 이온교환막은 MCDI의 성능에 큰 영향을 미치는 핵심 구성요소이다. 본 연구에서는 MCDI의 탈염 효율을 크게 향상시킬 수 있는 이온교환막의 최적 제조 인자를 도출하고자 하였다. 이를 위해 PE 다공성 필름의 세공에 단량체를 충진하고 in-situ 광중합을 진행하여 세공충진 이온교환막(pore-filled ion-exchange membranes, PFIEMs)을 제조하였다. 실험 결과, 제조된 PFIEMs은 다양한 탈염 및 에너지 변환 공정에 적용할 수 있는 수준의 우 수한 전기화학적 특성을 나타내었다. 또한, MCDI 성능과 막 특성 인자와의 상관성 분석을 통해 막의 가교도를 제어하여 막 의 전기적 저항이 충분히 낮은 범위에서 이온 선택 투과성을 최대화하는 것이 MCDI의 성능 향상을 위해 가장 바람직한 막 제조 조건이라는 결론을 얻었다.

본 연구에서는 현탁중합을 통해 이온교환입자를 합성하였다. 또한 음이온 교환막을 제조하기 위해 brominated poly(phenylene oxide) (Br-PPO)로 교환막 합성을 진행하였으며, 합성한 이온교환입자를 Br-PPO에 첨가하여 음이온 교환막 에 성능을 향상시키고자 하였고, 이를 적용하여 음이온 교환막 연료전지 시스템의 성능 평가를 진행했다. 이온교환입자는 FT-IR, TGA 및 UTM을 통해 구조 분석, 열적 기계적 특성을 평가하였다. Br-PPO는 NMR을 통해 화학적 구조 분석 및 합성 여부를 확인하였고, 음이온 교환막 연료 전지 셀 테스트를 진행하기 전 이온전도도와 이온교환용량, 팽윤도 및 수분함수율을 측정해 연구되고 있는 다른 음이온 교환막들과 비교를 통해 성능을 평가했다. 최종적으로 가장 성능이 우수했던 이온교환입 자를 0.7 wt%를 첨가한 Br-PPO-TMA- SDV 음이온 교환막을 연료전지 시스템에 도입하여 상용 막인 FAA-3-50과 성능을 비 교했다.

Mixed-bed ion exchange resin consist of anion exchange resin and cation exchange resin is used to treat liquid radioactive waste in nuclear power plants. C-14 from heavy water reactors (HWR) is adsorbed on the anion exchange resin and is considered intermediate-level radioactive waste. The total amount of radioactivity of C-14 in spent ion exchange resin exceeds the activity limits for the disposal facility. Therefore, it is necessary to reduce the radioactivity through pre-treatment. There are thermal and non-thermal methods for the treatment of spent ion exchange resin. However, destructive methods have the problem of emitting off-gas containing radionuclides. To solve this challenge, various methods have been developed such as acid stripping, PLO process, activity stripping, thermal treatment and others. In this study, spent ion exchange resin (spent resin) was treated using microwave. The reaction characteristics of the resin to microwave were used to selectively remove the C-14 on the functional groups. Simulated spent anion exchange resin and spent resin from Wolseong NPP were treated with the microwave method, and the desorption rate was over 95%. An integrated process system of 1 kg/batch was built to produce operating data. After the operation of the process, characterization and evaluation of post-treatment for condensate water and adsorbent used in the process were performed. When the process system was applied to treat simulated spent resin and real spent resin, both showed a desorption rated of more than 97%. It means that the C-14 was successfully removed from the radioactive spent resin.