Uranium-contaminated soil can be effectively decontaminated through acid leaching; however, this process process generates significant amounts of radioactive wastewater. Therefore, developing efficient methods to remove uranium from wastewater is essential to minimize radioactive waste generation. This study investigates the applicability of various precipitation methods for uranium removal from acidic wastewater produced during soil-washing processes. Three methods were evaluated: metal hydroxide (M–OHx) co-precipitation, uranium peroxide (UO4) precipitation, and uranium phosphate (KUO2PO4) precipitation. The M–OHx precipitation method removes uranium by precipitating excess metal ions in wastewater by adjusting the pH. This method is easy to use and has a high removal efficiency. The UO4 and KUO2PO4 precipitation methods involve adding reagents to precipitate uranium in the mineral phase. They enable selective uranium separation and further volume reduction. In the results, M–OHx and KUO2PO4 precipitation methods remove uranium to less than 1 mg∙L−1 within 2 h, demonstrating superior capabilities compared to UO4 precipitation. The optimal method is different depended on the management strategy for the recovered uranium. The M–OHx precipitation method was suitable for permanent disposal, whereas KUO2PO4 could be recycled. Based on these findings, guidelines for the effective treatment of wastewater containing uranium from the soil-washing process can be established.

Uranium-contaminated soil can be cleaned using an acid washing process. However, high-concentration acid washing generates substantial amounts of radioactive waste, making it essential to develop a treatment process using low-concentration acid. This study evaluated the effectiveness of low-concentration sulfuric acid washing for uranium removal from contaminated soil. Experiments were conducted with a 0.05 M sulfuric acid solution. With a mixing ratio of soil to acid solution at 1:5, three consecutive washes were sufficient to remove uranium from contaminated soil to clearance level. During the acid washing process, real-time pH monitoring was performed to analyze the correlation between uranium leaching and pH changes. This led to the establishment of a monitoring-based process control strategy. In conclusion, we identified an effective method for removing uranium from soil under low acid concentration conditions. Consequently, significant reductions in radioactive waste generation are anticipated.

Acid-washed solutions containing various ions, including uranium, are produced by washing uranium-bearing soil or minerals with H2SO4. Conventional extraction processes are complex, as they involve multiple steps and generate significant amounts of radioactive organic waste, posing environmental risks. Therefore, it is necessary to develop a simplified process that can selectively extract uranium while minimizing radioactive waste production. In this study, thermodynamic equilibrium calculations were performed to investigate the selective extraction of uranium through its reaction with H2O2. A basic additive was introduced to facilitate this reaction. The calculation results indicated that uranium in acid-leached solutions could be selectively extracted through a single-step precipitation process, which was experimentally validated. These findings can be utilized to design an efficient process for obtaining high-purity uranium from uranium-bearing soil or minerals.

This study aimed to develop an efficient recycling process for wastewater generated from soil-washing used to remediate uranium (U(VI))-contaminated soil. Under acidic conditions, U(VI) ions leached from the soil were precipitated and separated through neutralization using hydrazine (N2H4). N2H4, employed as a pH adjuster, was decomposed into nitrogen gas (N2), water (H2O), and hydrogen ions (H+) by hydrogen peroxide (H2O2). The residual N2H4 was precipitated when the pH was adjusted using sulfuric acid (H2SO4) to recycle the wastewater in the soil-washing process. This purified wastewater was reused in the soil-washing process for a total of ten cycles. The results confirmed that the soil-washing performance for U(VI)-contaminated soil was maintained when using recycled wastewater. All in all, this study proposes an efficient recycling process for wastewater generated during the remediation of U(VI)-contaminated soil.

The primary objective of this study is to evaluate a systematic design’s effectivity in remediating actual uranium-contaminated soil. The emphasis was placed on practical and engineering aspects, particularly in assessing the capabilities of a zero liquid discharge system in treating wastewater derived from soil washing. The research method involved a purification procedure for both the uranium-contaminated soil and its accompanying wastewater. Notably, the experimental outcomes demonstrated successful uranium separation from the contaminated soil. The treated soil could be self-disposed of, as its uranium concentration fell below 1.0 Bq·g−1, a level endorsed by the International Atomic Energy Agency for radionuclide clearance. The zero liquid discharge system’s significance lay in its distillation process, which not only facilitated the reuse of water from the separated filtrate but also allowed for the self-disposal of high-purity Na2SO4 within the residues of the distilled filtrate. Through a comparative economic analysis involving direct disposal and the application of a remediation process for uranium-contaminated soil, the comprehensive zero liquid discharge system emerged as a practical and viable choice. The successful demonstration of the design and practicality of the proposed zero liquid discharge system for treating wastewater originating from real uranium-contaminated soil is poised to have a lasting impact.

The rise of nuclear power plants to meet escalating global energy needs has made environmental pollution including the contamination of uranium due to improper disposal of radioactive wastewater during uranium milling and mining processes. Adsorption, a water purification method known for its fast kinetics, high selectivity, and ease of use, has emerged as a popular choice for the treatment of radioactive wastewater. In response to the critical need for the purification of radioactive wastewater contaminated with U(VI), this review provides a comprehensive summary of the various types of materials, synthetic methods, and adsorption mechanisms used for the purification process. The materials are categorized into four main groups: organic, inorganic, composite/nanomaterials, and framework materials. To enhance the adsorption capacity for U(VI), researchers have explored physical and chemical modifications as well as the development of organic-inorganic hybrids. The improved adsorption performance resulting from these modifications is mostly attributed to electrostatic interaction, surface complexation, and ion exchange mechanisms. However, despite the present understanding of the processes involved, further research is still needed to fully determine the optimal approach for purifying contaminated radioactive wastewater.

90Sr is considered a hazardous radionuclide due to its long half-life of 28.8 years, radiotoxicity, and potential to bioaccumulate in various organisms. In the environment, strontium typically exists as divalent cation Sr2+ or in different complexes, depending on the environmental physical and chemical factors. Despite its mobility, Sr2+ transport remains affected by adsorption from solid phases, such as soil and sediments. This research aimed to investigate the efficiency of a magnetic flocculant (MNP/IF) in separating suspended soil and Sr2+ from a soil suspension. MNP/IF was prepared via the electrostatic interaction between magnetite particles and an inorganic flocculant (IF) composed of CaCO3 and Na2SO4. Analysis of the physical properties of MNP/IF confirmed that MNP/IF was successfully imparted with magnetism and had excellent adsorption capacity for Sr2+. The optimal MNP/IF dosage for the sedimentation of suspended soil was determined to be 0.3 g/g (mass ratio of flocculant to soil). The lower the pH, the more favorable the flocculation-sedimentation process of the suspended soil by MNP/IF, since Ca2+ and Mg2+, which are the most common strong flocculators, were further eluted from IF under acidic conditions. Besides, MNP/IF exhibited outstanding removal performance for Sr2+, with maximum adsorption capacities of 163.6 mg/g observed during the flocculation-sedimentation reaction of suspended soil. The adsorption of Sr2+ exhibited consistency with the Langmuir model and followed pseudo-second-order kinetics. These findings suggest that MNP/IF can be used for the simultaneous removal of suspended soil particles and Sr2+ from a radioactive soil suspension.

본 연구에서는 막 증류법에 사용되는 PVDF 분리막을 나노입자로 개질하여 젖음 현상에 미치는 영향을 확인하였다. 나노입자를 분리막에 적용하기 위하여 널리 사용되는 dip-coating 방법의 경우, 나노입자에 의한 기공 막힘 현상과 나노입자와 표면과의 부착력이 약하다는 문제점이 있다. 이를 해결하기 위하여, plasma 전처리를 통해 분리막 표면의 기공 크기를 키워주었으며, Fenton 반응을 통해 분리막 표면에 SiO2의 성장 작용기인 OH기를 생성시켜 주었다. 이로부터 SiO2를 성장시켜 준 뒤, fluoroalkylsilanes (FAS)를 이용하여 SiO2 표면의 소수성 처리를 통해 막을 준비하였다. 상기 방법을 통해 준비된 분리막과 처리 전분리막의 젖음 정도를 막증류 법으로 비교하였다.

본 연구의 목적은 상용화 된 DOW FILMTECTM과 Toray Chemical Korea Inc.의 폴리아마이드 기반 해수담수화 분리막을 양쪽성 이온의 특성을 지니는 화합물인 SBMA를 이용한 표면 개질 후 성능 및 특성 평가에 대한 고찰이다. 표면개질 방법으로 원자 이동 라디칼 중합(ATRP) 반응을 이용하여 진행하였으며, FT-IR, XPS 및 Contact angle 등의 표면 분석 평가를 통해서 SBMA가 분리막 표면에 합성이 되었음을 확인하였고, 성능 테스트 또한 진행하였다. SBMA가 표면에 개질 되면서 양쪽성 이온의 특성을 통해 분리막은 높아진 친수성으로 개질되기 이전 분리막 대비 해수담수화 시스템 운전시 발생 되는 큰 문제점 중 하나인 막 오염 현상을 개선 시켜 줄 것으로 판단된다.

본 연구에서는 상용화 된 piperazine 기반 NE70 및 m-phenylene diamine 기반 NE90 나노여과막을 15 wt% 황산 수용액 조건에서 산 노출 뒤의 표면 특성평가를 통해 분리막의 내산성 평가를 진행하고자 한다. 표면 특성 평가(SEM/FT-IR/ToF-SIMS 등)를 통해 piperazine 기반 분리막이 낮은 내산성을 가짐을 확인하였다. 이러한 특성을 이용하여, piperazine 기반 NE70 분리막을 황산에 후처리를 하게 될 경우 분리막 기공을 조절할 수 있음을 확인하였으며, 최적화된 후처리 조건에서 서로 다른 분자량을 가지는 erythromycin (Mw ~ 734 Da) 과 vancomycin (Mw ~ 1486 Da) 항생제를 농축시키는 공정에 응용하였다.

고분자 재질의 압력 구동 기반 분리막을 이용하여 담수를 얻기 위한 공정은 에너지 효율이 높은 방법으로 알려져 있다. 하지만, 분리막 운전 중에 투과성능을 떨어트리는 막 오염 문제가 발생 하기에, 막 오염을 제어하는 것은 분리막 공정의 에너지 효율을 높이는 데 필수적이다. 막 오염은 일반적으로 분리막 표면과 막 오염 물질과의 상호 작용으로 발생하며, 분 리막 표면을 개질하는 방법은 막 오염을 방지하여 높은 투과 특성을 지속적으로 유지하게 할 수 있는 좋은 방법 중 하나이다. 본 논문에서는 압력 구동 기반 분리막인 미세여과, 한외여과, 나노여과 및 역삼투용 분리막의 표면을 개질할 수 있는 방법을 정리하였다. 구체적인 개질 방법으로는 개질 물질의 흡착 및 코팅 방법인 물리적 방법과 가교제 이용, 자유 라디칼 중합 (FRP), 원자 이동 라디칼 중합(ATRP), 플라즈마 및 자외선 조사 기반 중합인 화학적 방법으로 나누어 정리하였다. 본 총설에서는 최근 논문상에 보고되고 있는 물리화학적 표면 개질 방법을 소개하고, 막 오염 저항성을 높일 수 있는 분리막 제조를 위한 연구방향을 제시하고자 한다.

본 연구에서는 piperazine 기반 상용화 된 NE70 분리막 표면 성분인 아마이드기가, 산 가수분해 이후 생성된다고 알려져 있는 카르복실과 아민기에 대한 분석을 하고자 한다. 실험 방법으로 15 w/v% 황산 수용액 조건에서 7일간 노출 전/후의 NE70 분리막을 ToF-SIMS 기기를 이용하여 카르복실산과 아민기를 포함하는, Molecular weight이 120 미만인 이차이온들을 비교하였다. 또한, 상대적으로 내산성이 있는 m-phenylene diamine 기반 상용화 된 NE90 분리막을 15 w/v% 황산 수용액 조건에서 63일간 노출 전/후 샘플을 비교군으로 두어 NE70 분리막에서 발생 되는 peak intensity 차이는 산 가수분해로 인해 발생한 것임을 추가로 확인 하였다.

본 연구에서는 PVDF 분리막의 표면의 소수성을 향상시키기 위해 소수성 SiO2 나노 입자를 표면에 고정시키고, 표면에서 나노 입자가 막증류법에 미치는 영향을 확인하고자 한다. 소수성 나노 입자를 부착하는 물리적인 방법으로서 dip-coating 방법을 이용하였다. 나아가 물리적인 방법이 가지는 문제점인 약한 부착력을 해결하기 위해, 표면에 화학적으로 고정시키기 위한 방법으로 PVDF 표면에 OH기를 생성시켜 SiO2 입자의 OH기와의 탈수 반응을 이용하여 고정시켜준다. 이후 SiO2의 소수성 개질을 통해 막 표면의 소수성을 높여 주어 실험을 진행하였다. 앞선 두 가지 부착 방법을 통해 소수성 나노 입자가 PVDF 표면에 부착함에 따른 영향과 부착 방법에 따른 영향을 확인하였다.

본 연구에서는 Piperazine (NE70) 및 m-phenylene diamine (NE90) 기반의 나노여과 분리막의 강산 용액에 대한 취약성 연구를 진행하였다. 15 wt% 황산 수용액에 각 분리막을 노출 시킨 후, 물리화학적 특성 및 투과특성 변화를 다양한 분석 툴을 활용하여 확인하였으며, 분리막의 아마이드 기가산에 의해 어떻게 영향을 받는 지를 열역학점 관점 (활성화 에너지 및 twist angle) 에서 살펴보았 다. 반응 결정 단계에서의 activation energy 차이 및 amide의 공명 정도를 나 타내는 twist angle 값을 통해 piperazine (NE70) 기반 분리막이 상대적으로 내산성이 취약함을 확인 할 수 있었다.

본 연구에서는 상용화 된 피페라진 기반 나노여과막인 Toray Chemical Korea 회사의 NE70 분리막을 선정하여, 높은 산성 조건에서 산 노출 뒤의 투과 특성 변화를 고찰 하고자 한다. 투과 특성에 미치는 영향을 알아보기 위하여 황산 pH 0, 0.25, 0.5, 0.75, 1, 2에서 7, 14, 28, 42, 60일에 노출 시킨 나노여과막의 수투과도 및 1가 이온인 NaCl, 2가 이온인 MgSO4의 염 제거율을 측정하여 1가/2가 이온의 selectivity를 측정하였다. 위와 같은 투과 특성 평가를 바탕으로 손상 된 뒤의 나노여과막은 일정 패턴의 limiting selectivity를 가짐을 확인하였다.

본 연구에서는 막증류법에서 문제가 되는 젖음 현상을 방지하기 위한 방법으로서, 멤브레인 표면의 화학적 결합을 통해 멤브레인의 소수성을 향상시키고 그에 따른 영향을 확인하고자 한다. 중공사 표면에 pentafluorostyrene을 라디칼합성 방법을 통해 개질하여 소수성을 증가시켰다. 합성 시간에 따른 영향을 확인하기 위하여 15, 20, 25시간 동안 합성하여 개질 하였고, 막의 접촉각과 liquid entry pressure (LEP)를 통해 소수성 증가를 확인하였다. 이후 vacuum membrane distillation (VMD)을 통해 실제 운전에서 앞선 합성이 막의 성능에 미치는 영향을 확인하였다.