Membrane-based gas separations are becoming relevant. Ordered mesoporous silicas have uniform pore channels with a mesopore range. The mesopores are advantageous for rapid diffusion of target molecules, can be modified in a variety of ways, allowing for separation applications. We first describe the technologically scalable fabrication based upon mesoporous silica membranes on polymeric hollow fibers. Furthermore, we modify the mesopores using amine-containing polysilsesquioxane molecules. The resulting modified membranes exhibit promising permeability and selectivity in separation of CO2 from N2 or CH4. Also, the CO2 and N2 transport properties of aziridine-functionalized mesoporous silica membranes are investigated. The hyperbranched aminosilica membrane shows bi-functional gas transport property regarding humidity of gas streams.

Radioactive liquid waste has given soil & water pollution and further congenital defect to the humanity. With this regard, there are lots of interests in reducing concentration of radioactive material even if it is in low level (ppm). There are filtration driven by pressure such as ultra-filtration, nano-filtration, and reverse osmosis to separate radioactive liquid waste. Among them, Nano-Filtration membrane shows promising performance in both permeability and selectivity. Commercial nanofiltration membrane were applied to separate model solutions. Model seawater was desalinated to 6,100 ppm with flux of 90 L/ ㎡h. On the other hands, Model nuclides (Co, Cs, and Sr) solutions are separated from 10 ppm to 2 ppm, 0.23 ppm, and 0.13 ppm. Commercial nanofiltration membranes show the trade-off property between selectivity and flux.

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다.

고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분 시 폐기물에서 발생하는 열에 의하여 처분용기 및 처분용기를 감싸고 있는 주위 구조물(벤토나이트 버퍼, 암반 등)의 처분시간 경과에 따른 온포분포 변화를 알아내는 것은 처분장 설계를 위하여 매우 중요하다. 본 논문에서는 수치해석기법을 이용하여 고준위폐기물에서 발생하는 열에 의한 처분용기 및 벤토나이트 버퍼, 처분동굴을 포함하는 복합구조물의 온도분포 변화를 구하였다. 특히 처분 후 500년의 처분시간 경과에 따른 복합구조물의 온도분포 해석을 수행하여 온도분포 변화를 구하였다. 시간에 따른 온도분포 변화에 대한 해석결과를 분석한 결과 처분장 각 구성부분별로 차이는 있으나 처분초기부터 구성부분별로 각각 다르게 온도가 증가하는데 가장 늦은 부분은 150년까지 완만하게 온도가 증가하다가 그 이후에는 온도가 서서히 감소하는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500m에 처분 시 사용되는 처분용기 및 이를 보호하기 위하여 50㎝ 두께로 처분용기 주위를 감싸고 있는 벤토나이트 버퍼의 복합구조물에 지진 등의 지각 변동에 의하여 갑작스럽게 10㎝의 수평한 암반 전단력이 대칭적으로 가해졌을 때, 처분용기의 안전성(붕괴)을 예측하기 위하여 처분용기+벤토나이트 버퍼복합 구조물에 대한 비선형 구조해석을 수행하였다. 복합구조물을 구성하고 있는 물질들은 탄소성체로 가정하였으며, 대변형 발생 시 항복을 예측하는 항복조건식으로는 처분용기를 구성하고 있는 금속물질(구리, 주철)에 대하여 von-Mises 항복조건식을, 벤토나이트 버퍼물질에 대하여는 Drocker-Prager 항복조건식을 적용하였다. 해석 결과들을 분석하면 비록 10㎝의 수평한 대칭 암반 전단력에 대하여 벤토나이트 버퍼에는 항복점을 훨씬 상회하는 대변형이 발생하였지만, 내부의 처분용기를 구성하고있는 주철 및 구리에는 여전히 매우 작은 탄성변형 및 항복응력보다 작은 응력이 발생하고 있음을 알 수 있었다. 따라서 갑작스런 10㎝의 수평한 암반 전단력에 대하여 50㎝ 두께의 벤토나이트 버퍼는 안전하게 내부의 처분용기를 보호하고 있음을 알 수가 있다. 해석결과는 또한 벤토나이트 버퍼의 전단변형에 의하여 처분용기에 휨변형이 발생함을 보여주고 있다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500 m에 처분 시 사용되는 처분용기의 기본 구조설계에 필요한 처분용기 구조물에 대한 열응력 해석을 수행하였다. 일반적으로 고준위폐기물 처분용기는 지하 수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데, 이 때 처분용기는 내부 바스켓에 채워진 사용 후 핵연료다발의 높은 온도에 따른 열발생에 의하여 내부 주철삽입물 및 외곽쉘에 발생하는 열응력에 견디어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기 내부의 핵연료 다발의 열발생을 고려한 열응력 해석을 수행하였다 해석 방법은 유한요소법을 사용하였다. 직접 유한요소해석코드를 작성하는 대신에 구조물의 복잡성 및 유한요소개수의 많음을 고려하여, 상용 유한요소해석 코드인 NISA프로그램을 이용하여 열응력 해석을 수행하였다 해석 결과 처분용기에 가해지는 심지층 지하수압 및 벤토 나이트 버퍼의 팽윤압에 추가하여, 고온의 내부 핵연료다발에 의한 열하중이 작용하더라도 처분용기의 내부 주철삽입물에 발생하는 응력은 주철의 항복응력 보다 여전히 작아 처분용기는 구조적으로 안전함이 확인되었다

A literature review on the effects of high temperature and radiation on radiation shielding concrete in Spent Fuel Dry Storage is presented in this study with a focus on concrete degradation. The general threshold is 95℃ for preventing long-term degradation from high temperature, and it is suggested that the temperature gradient should be less than 60℃ to avoid crack generation in concrete structures. The amount of damage depends on the characteristics of the concrete mixture, and increases with the temperature and exposure time. The tensile strength of concrete is more susceptible than the compressive strength to degradation due to high temperature. Nuclear heating from radiation can be neglected under an incident energy flux density of 1010 MeV·cm-2·s-1. Neutron radiation of >1019 n·cm-2 or an integrated dose of gamma radiation exceeding 1010 rads can cause a reduction in the compressive and tensile strengths and the elastic moduli. When concrete is highly irradiated, changes in the mechanical properties are primarily caused by variation in water content resulting from high temperature, volume expansion, and crack generation. It is necessary to fully utilize previous research for effective technology development and licensing of a Korean dry storage system. This study can serve as important baseline data for developing domestic technology with regard to concrete casks of an SF (Spent Fuel) dry storage system.

본 연구는 AgX (Ag-함침 X zeolite)에 의해 고방사성해수폐액 (HSW)의 발생초기에 함유되어 있는 고방사성 요오드(131I)의 흡착, 제거를 목표로 수행하였다. AgX에 의한 I의 흡착 (AgX-I 흡착)은 AgX 내 Ag-함침농도가 증가할수록 증가하며, 함침농 도 30wt% 정도가 적당하였다. AgX (Ag-함침 약 30~35wt%)로부터 Ag의 침출농도는 해수폐액에 함유되어 있는 chloride 이 온에 의한 AgCl 침전 등으로 증류수보다 덜 침출 (<1 mg/L) 되었다. AgX-I 흡착은 초기 I 농도 0.01~10 mg/L의 경우 m/V (흡착제량/용액부피의 비)=2.5 g/L에서 99% 이상 흡착제거 되어 I의 효율적 제거가 가능함을 알 수 있다. AgX-I 흡착제거 는 해수폐액 보다는 증류수에서 수행하는 것이 효과적이고, 온도의 영향은 미미한 것 같으며, 흡착평형등온선은 Languir 보 다는 Freundlich 등온선으로 표현하는 것이 양호하였다. 한편 AgX-I 흡착속도는 유사 2차 속도식을 만족하고 있으며, 속도 상수 (k2)는 Ci 증가에 따라 감소하고 있지만, m/V 비 및 온도 증가에 따라서는 증가하고 있다. 이때 흡착 활성화에너지는 약 6.3 kJ/mol 로 AgX-I 흡착은 약한 결합형태의 물리적흡착이 지배적일 것으로 보인다. 그리고 열역학적 매개변수를 평가 (음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 양수 값의 엔탈피)에 의해 AgX-I 흡착이 자발반응(정반응)의 흡열반응이며, 고온에서 반응 이 양호함을 나타내었다.

본 연구는 고방사성해수폐액 (HSW)으로부터 Barium (Ba)이 함침된 4A 제올라이트 (BaA)에 의한 고방사성핵종 중에 하나인 Sr의 흡착 제거를 수행하였다. BaA에 의한 Sr의 흡착 (BaA-Sr)은 Ba의 함침농도 20.2wt% 이상에서 Ba의 함침농도가 증가 할수록 감소하며 Ba 함침농도는 20.2wt% 정도가 적당하였다. 그리고 BaA-Sr 흡착은 BaA 내 4A에 의한 Sr 흡착 (4A-Sr)에 BaSO4 침전에 따른 Sr 공침이 첨가되어, Sr의 농도가 0.2 mg/L 이하 (HSW 내 실제 Sr 농도 수준)에서 BaA는 m/V (흡착제 량/용액 부피)=5 g/L, 4A는 m/V >20 g/L에서 99% 이상의 Sr 제거가 가능하였다. 이는 흡착제 단위 g 당 Sr의 처리용량 및 2 차 고체폐기물 (폐흡착제 등) 발생량 저감화 차원에서 BaA-Sr 흡착이 4A-Sr 흡착보다 우수함을 나타낸다. 또한 BaA-Sr 흡 착이 증류수보다 해수폐액에서 Sr의 제거능이 우수하여 HSW로부터 직접 Sr을 제거하는 데 효과적일 것으로 보인다. 반면 에 BaA에 의한 Cs의 흡착 (BaA-Cs)은 주로 BaA 내 4A에 의해서 이루어지고 있어 함침 Ba의 영향은 거의 없는 것 같다. 한 편 BaA-Sr 흡착속도는 유사 2차 속도식으로 표현할 수 있으며, Sr의 초기농도 및 V/m 비 증가에 따라서 속도상수 (k2)는 감 소하지만 평형흡착량 (qe)은 증가하고 있다. 그러나 용액의 온도증가에 따라서는 반대로 k2는 증가하지만 qe는 감소하고 있 다. BaA-Sr 흡착 활성화에너지는 약 38 kJ/mol 로 강력한 결합 형태를 이룬 화학흡착은 아니더라도 물리적 흡착보다 화학적 흡착이 지배적일 것으로 보인다.