The final disposal of Spent Nuclear Fuel (SNF) will take place in a deep geological repository. The metal canister surrounding the SNF is made of cast iron and copper, designed to provide longterm containment of radionuclides. Canister is intended to be safeguarded by a multiple-barrier disposal system comprising engineered and natural barriers. Colloids and gases are mediators that can accelerate radionuclide migration and influence radionuclide behavior when radionuclides leak from the canister at the end of its service life. It is very important to consider these factors in the assessment of the long-term stability of deep dispoal repository. An experimental setup was designed to observe the acceleration of nuclide behavior due to gas-mediated transport in a simulated environment with specific temperature and pressure conditions, similar to those of a deep disposal repository. In this study, experiments were conducted to simulate gas flow within an engineered barrier under conditions reflecting 1000 years post repository closure. The experiment utilized bentonite WRK with a dry density of 1.61 g/cm³ after compaction. The compacted bentonite was subsequently saturated under a water pressure of 5 MPa, equivalent to the hydrostatic pressure found 500 meters underground. Gas was introduced into the saturated bentonite at different pressures to assess the permeation behavior of the bentonite relative to gas pressure variations. Consequently, it was observed that under specific pressures, gas permeated the saturated bentonite, ascending in the form of bubbles. Furthermore, it was noted that when a continuous flow was initiated within the bentonite, erosion took place, leading to the buoyant transportation of eroded particles upward by the bubbles. The particles transported by the bubbles had a relatively small particle size distribution, and cesium also tended to be transported by the bubbles and moved upward. When high-pressure gas is generated at the interface of the canister and the buffer, flow through the buffer can occur, and cationic nuclides such as cesium and strontium can be attached to the gas bubble and migrate. However, the pressure of the gas to break through the saturated buffer is very high, and the amount of cesium transported by the gas bubbles is very limited.

The design of a radioactive waste disposal system should include both natural and engineered barriers to prevent radionuclide leakage and groundwater contamination. Colloids and gases can accelerate the movement of radionuclides and affect their behavior. It is important to consider these factors in the long-term stability evaluation of a deep geological repository. An experimental setup was designed to observe the acceleration of nuclide behavior caused by gas-mediated transport in a simulated high temperature and pressure environment, similar to a deep disposal repository. The study used specimens to simulate gas flow in engineered barriers, based on conditions 1000 years after repository closure. In the experiment, bentonite WRK with a dry density of 1.61 g/cm3 was used after compaction. Measurements were taken of the saturation time and gas permeability of compacted bentonite. In this study, gas was injected into saturated buffer materials at various pressures to evaluate the penetration phenomenon of the buffer material according to the gas pressure. It was observed that gas penetrated the buffer material and moved upward in the form of gas bubbles at a specific pressure. Furthermore, when a flow was continuously induced to penetrate the buffer material, erosion occurred, and the eroded particles were found to be able to float upward or be transported by gas bubbles. In future studies, analysis will be conducted on the transport rate of fine particles according to the size of gas bubbles and the characteristics of the nuclides adsorbed on the fine particles.

The radioactive waste disposal systems should consist of engineering and natural barriers that limit the leakage of radionuclide from spent nuclear fuel and fundamentally block groundwater from contact with radioactive waste. These considerations and criteria for designing a disposal system are important factors for the long-term stability evaluation of deep geological repository. Colloids and gases that may occur in the near-field and groundwater infiltrated from outside can be means to accelerate the behavior of radionuclide. The gas produced and infiltrated in the disposal system is highly mobile in the porous medium, and reactive gases in particular can affect the phase and behavior of radionuclide. A free gas phase (bubble) can be formed inside the canister if the partial pressure of the generated gas exceeds the hydrostatic pressure. If the gas pressure exceeds the critical endurance pressure of canister and buffer, then a gas bubble may push through the canister perforation and the buffer. It is also known that when gas bubbles are formed, radionuclide or colloids are adsorbed on the surface of the bubbles to enable accelerated movement. An experimental setup was designed to study the acceleration of nuclide behavior induced by gas-mediated transport. A high temperature and pressure reaction system that can simulate the deep disposal environment (500 m underground) was designed. It is also designed to install specimens to simulate gas flow in engineered barriers and natural barriers. The experimental scenario was set based on 1,000 years after the closure of the repository. According to the previous modeling results, the surface temperature of the canister is about 30 to 40 degrees and the gas pressure can be generated between the canister and the buffer is 5 MPa or more. In the experimental conditions, the saturation time of compacted bentonite was measured and the gas permeability of the compacted bentonite according to the dry density was also measured. Further studies are needed on the diffusion of dissolved gas into the compacted bentonite and the permeation phenomenon due to gas overpressure.

본 연구에서는 분자동역학에서 원자의 움직임을 정의하는 가장 중요한 요소인 force-field가 실제 고분자 및 기체 분자의 움직임에 어떠한 영향을 주는지 알아보고자 하였다. Repeat unit과 고분자 구조는 본 연구에서 사용된 5종의 force-field 에서 모두 정상적으로 작용을 하였고, 최종 고분자 3D 모델에서 고분자 linear chain의 분포에서도 큰 차이를 보이지 않았다. 그러나 실제 기체 분자의 움직임은 매우 다른 경향을 나타내었으며, 이는 같은 functional form을 사용하는 COMPASS와 pcff 에서도 관찰되었다. 따라서 동일한 구조라고 하더라도 기체 분자의 운동은 시간에 따라 지속적으로 force-field의 영향 하에서 움직이기 때문에, 고분자 linear chain과 같은 거대 분자에 비하여 그 영향을 훨씬 크게 받는다는 것을 알 수 있으며, 결론적으로 서로 다른 force-field의 사용 시에는 결과 비교에 있어서도 매우 신중을 기해야 할 것이다.

촉진수송막이란 특정기체의 이동을 촉진시키기 위한 운반체를 포함하고 있는 분리막을 말하며 일반적으로 올레핀/파라핀 분리에는 π-complexation을 할 수 있는 은이온이 운반체로 사용된다. 본 연구에서는 올레핀/파라핀 분리를 위해 은이온이 함침된 아민계 고분자를 이용하여 촉진수송막을 제조하였고 이들의 프로필렌/프로판 분리특성을 알아보았다. 순수가스 테스트를 통해 압력변화에 따른 투과도와 선택도를 구하였으며, 혼합가스 테스트를 통해 stage-cut에 따른 투과측 프로필렌 농도 및 회수율 변화를 알아보았다. 그 결과, 2bar, 25°C에서 95%의 프로필렌을 99.6%까지 농축 시킬 수 있음을 확인하였다.

고분자 분리막의 분자동역학 연구에서는 구성 원자 개수가 많고 투과 거동 계산시 긴 시간을 필요로 하기 때문에 적절한 고분자 주쇄의 길이를 선택하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 이러한 고분자 주쇄 길이와 투과 거동 간의 상관 관계가 실제 분자동역학에서 어떻게 나타나는지 조사를 하고자 하였다. 널리 알려진 상용 고분자 Kapton® 폴리이미드 구조 를 이용하여 분자동역학을 수행하였고 기체 투과 거동을 분석하였다. 고분자 주쇄의 움직임은 그 길이와 큰 연관성이 없었으 며, 일반적인 인식과 달리 짧은 주쇄 길이를 갖고 있다고 해서 더 활발하게 움직이는 것은 아니라는 것을 확인할 수 있었다. 또한, 고분자 주쇄의 말단기는 상대적으로 움직이기 쉬울 것이라는 예상과 달리, 말단에 위치하지 않은 경우라도 말단기에 위치한 원자보다 더 높은 움직임을 보이는 경우도 많았다. 최종적으로 기체 분자의 투과 성능에서도 고분자 주쇄의 길이 및 말 단기에 따른 영향은 관찰되지 않았다. 이는 기체 투과 전산모사에서 많이 언급되는 말단기 효과를 실제 전산모사에 적용할 경우, 각각의 모델 특성에 따라 제한적으로 적용을 하고 이에 대한 검증 과정을 반드시 수행하여야 한다는 것을 의미한다.

프로필렌은 석유화학제품의 기초 연료이며, Naphatha Cracker 에서 나오는 프로필렌/프로판 혼합물을 저온증류하여 생산된다. 저온증류를 이용하여 프로 필렌/프로판을 분리할 경우 많은 에너지가 소비되기 때문에 플랜트 규모가 작고 에너지 소비가 적은 막분리법이 대체법으로 연구되고 있다. 본 연구에서는 올레핀/파라핀 분리에 우수한 성능을 가지는 아민계 고분자를 이용하여 촉진수 송막을 제조하였으며, 이들의 프로필렌/프로판 분리특성을 알아보았다. 순수가 스 테스트를 통해 압력변화에 따른 투과도와 선택도를 구하였으며, 혼합가스 테 스트를 통해 stage-cut에 따른 투과측 프로필렌 농도 및 회수율 변화를 알아보 았다. 그 결과, 2bar, 25°C에서 95%의 프로필렌을 99.6%까지 농축 시킬 수 있음을 확인하였다.

폴리이미드는 뛰어난 기계적 강도, 내열성, 내화학성 및 여러 기체에 대한 높은 투과선택성을 가지고 있으나 유기용매에 대한 낮은 용해성으로 인해 제막할 경우 많은 제약을 받고 있다. 따라서 유기용매에 가용성을 가지는 폴리이미드에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 지환족 다이안하이드라이드인 5-(2,5-dioxotetrahydrofuryl)-3-methyl-3-cyclohexene-1,2-dicar boxylic (DOCDA) 와 다양한 다이아민을 이용하여 DOCDA계 폴리이미드를 합성하였다. FT-IR을 통해 합성이 잘 이루어졌음을 확인하였고, 용해도 테스트를 통해 여러 유기용매에 대한 용해성을 확인하였다. 또한, 기체투과특성을 알아보기 위하여 time-lag 장비를 이용하여 투과도 및 선택도를 알아보았다.

고분자 분리막은 가격이 저렴하고, 쉽게 제조가 가능하며, 투과도와 선택도가 우수하여 수처리 분야뿐만 아니라 기체분리에서도 중요한 역할을 한다. 하지만, 고분자 분리막은 일반적으로 투과도와 선택도의 역상관 관계를 나타내는 단점 이 있다; 즉, 투과도가 높으면 선택도가 낮고, 선택도가 높으면 투과도가 높다. 이러한 단점을 극복하기 위한 방안 중의 하나 가 촉진수송이다. 지난 수십 년간 촉진수송 이론은 촉진수송 분리막 제조에 있어 매우 중요하고 다양한 모델을 제시하는 데 에 핵심적인 역할을 하였다. 한편, 촉진수송에서 주된 역할을 하는 운반체의 특성, 매질의 유동성 및 고분자 복합체의 물리화 학적 성질 등을 이해하는 것은 중요하다. 운반체의 유동성에 따라 촉진수송 분리막의 종류를 3가지로 나눌 수 있다; 즉, 이동 상 운반체 분리막, 준이동상 운반체 분리막, 고정상 운반체 분리막. 또한 촉진 운반체가 특정물질과 상호작용하는 데에는 4가 지 종류의 가역반응으로 나눌 수 있다; 즉, 수소원자 전달 반응, 친핵성 첨가반응, 파이-착체 반응, 그리고 전기화학 반응. 이 러한 촉진수송 분리막은 이산화탄소, 산소, 올레핀(프로필렌, 에틸렌)의 투과도를 선택적으로 향상시키는 역할을 한다. 이와 같이 본 총설에서는 다양한 촉진수송 분리막에 관련된 주요 연구내용과 이러한 연구를 수행하는 대표적인 전략들을 소개하 고자 한다.

본 연구에서는 높은 이산화탄소 분리성능을 가지는 폴리이미드 제조를 위해 3가지 모노머를 이용하여 합성하였다. 합성된 고분자를 비용매 상전이법으로 비대칭 분리막을 제조하기 위하여 고분자의 용해도 지수 추정 값과 비용매 상전이 계수 측정을 통해 용매를 선정하였고, 고분자 용액 점도 측정을 통해 분리막제조를 위한 도프용액 중의 고분자의 함량을 결정하여 질산리튬을 첨가제로 사용하여 최종적으로 분리막을 제조하였다. 제조된 비대칭 분리막은 전자주사현미경(SEM)을 통해 질산리튬과 휘발성 용매 함량에 변화에 따른 모폴로지의 변화를 확인하였으며, 이의 변화에 따른 기체 투과도 변화를 확인하였다. 휘발성 용매 함량이 작을수록 선택도는 유지되면서 이산화탄소 투과도가 증가하는 것을 확인하였다.

최근 온실가스로 인해 기후 이상현상이 급증하면서 이산화탄소 분리 및 포집기술에 관한 관심이집중 되고 있다. 본 연구에서는 이산화탄소 분리를 위한 고분자 분리막 재료로 극성 기체인 CO2에 대한 높은 용해선택도를 보이는 polyethylene glycol(PEG)와 폴리설폰 공중합체를 제조하였다. 공중합체의 합성여부는 H-NMR 및 FT-IR 분석을 통해 확인되었다. 도입된 PEG 분자량에 따른 기체 분리 특성 및 열적, 물리적 특성이 평가되었다. 도입된 PEG의 분자량이 증가할수록 이산화탄소 투과도와 CO2/N2 선택도가 증가하는 것을 확인 하였다.