음이온 교환막은 수전해 시스템에서 매우 중요한 역할을 하며, 생성된 수소와 산소 기체를 물리적으로 분리할 뿐 만 아니라 전극 사이에서 수산화 이온의 선택적인 전달을 용이하게 한다. 음이온 교환막에 요구되는 특성은 수산화 이온에 대한 높은 전도도와 알칼리 환경에서의 화학적/기계적 안정성 등이 있다. 본 연구에서는 셀룰로오스 나노 크리스탈이 포함된 poly(terphenyl piperidinium) (qPTP/CNC) 복합매질분리막을 제조하였다. 고분자 매질로 사용된 poly(terphenyl piperidinium) 은 super-acid 중합법을 통해 제조되었으며 이온전도성과 알칼라인 내구성이 뛰어난 소재로 알려져 있다. qPTP/CNC 분리막 의 구조는 고분자와 나노 입자 계면의 공극이나 큰 응집체가 없는 조밀하고 균일한 형태를 나타냈다. CNC 나노 입자가 2 wt% 첨가된 qPTP/CNC 분리막은 높은 이온교환용량(1.90 mmol/g)과 낮은 함수율(9.09%) 및 팽윤도(5.56%)를 보였다. 또한, 복합막은 수전해 작동 환경인 50°C 1 M KOH에서 상용 FAA-3-50 분리막에 비해 월등히 낮은 저항과 우수한 알칼라인 내구 성(384시간)을 달성했다. 이러한 결과는 친수성 첨가제인 CNC가 음이온 교환막의 이온 전도 특성과 알칼라인 내구성 향상에 기여할 수 있음을 보고하였다.

Domestic commercial low- and intermediate-level radioactive waste storage containers are manufactured using 1.2 mm thick cold-rolled steel sheets, and the outer surface is coated with a thin layer of primer of 10~36 μm. However, the outer surface of the primer of the container may be damaged due to physical friction, such as acceleration, resonance, and vibration during transportation. As a result, exposed steel surfaces undergo accelerated corrosion, reducing the overall durability of the container. The integrity of storage containers is directly related to the safety of workers. Therefore, the development of storage containers with enhanced durability is necessary. This paper provides an analysis of mechanical properties related to the durability of WC (tungsten carbide)-based coating materials for developing low- and intermediate-level radioactive waste storage containers. Three different WC-based coating specimens with varied composition ratios were prepared using HVOF (high-velocity oxy-fuel) technique. These different specimens (namely WC-85, WC-73, and WC-66) were uniformly deposited on cold-rolled steel surfaces ensuring a constant thickness of 250 μm. In this work, the mechanical properties of the three different WCbased coaitng materials evaluated from the viewpoints of microstructure, hardness, adheision force between substrate and coating material, and wear resistance. The cross-sectional SEM-EDS (Scanning Electron Microscope-Energy Dispersive X-ray Spectroscopy) images revealed that elements W (tungsten), C (carbon), Ni (nickel), and Cr (chromium) were uniformly distributed within the each coating layers which was approximately 250 μm thick. The average hardness values of HWC-85 and HWC-73 were found to be 1,091 Hv (Vickers Hardness) and 1,083 Hv, respectively, while the HWC-66 exhibited relatively lower hardness value of 883 Hv. This indicates that a higher WC content results in increased hardness. Adhesion force between and substrates and coating materials exceeded 60 MPa for all specimens, however, there were no significant differences observed based on the tungsten carbide content. Furthermore, a taber-type abrasion tester was used for conducting abrasion resistance tests under specific conditions including an H-18 load weight at 1,000 g with rotational speed set at 60 RPM. The abrasion resistance tests were performed under ambient temperatures (RT: 23±2°C) as well as relative humidity levels (RH: 50±10%). Currently, the ongoing abrasion resistance tests will include some results in this study.

This study focuses on the development of coatings designed for storage containers used in the management of radioactive waste. The primary objective is to enhance the shielding performance of these containers against either gamma or neutron radiation. Shielding against these types of radiation is essential to ensure the safety of personnel and the environment. In this study, tungsten and boron cabide coating specimens were manufactured using the HVOF (High-Velocity Oxy Fuel) technuqe. These coatings act as an additional layer of protection for the storage containers, effectively absorbing and attenuating gamma and neutron radiation. The fabricated tungsten and boron carbide coating specimens were evaluated using two different testing methods. The first experiment evaluates the effectiveness of a radiation shielding coating on cold-rolled steel surfaces, achieved by applying a mixture of WC (Tungsten Carbide) powders. WC-based coating specimens, featuring different ratios, were prepared and preliminarily assessed for their radiation shielding capabilities. In the gamma-ray shielding test, Cs-137 was utilized as the radiation source. The coating thickness remained constant at 250 μm. Based on the test results, the attenuation ratio and shielding rate for each coated specimen were calculated. It was observed that the gammaray shielding rate exhibited relatively higher shielding performance as the WC content increased. This observation aligns with our findings from the gamma-ray shielding test and underscores the potential benefits of increasing the tungsten content in the coating. In the second experiment, a neutron shielding material was created by applying a 100 μm-thick layer of B4C (Boron Carbide) onto 316SS. The thermal neutron (AmBe) shielding test results demonstrated an approximate shielding rate of 27%. The thermal neutron shielding rate was confirmed to exceed 99.9% in the 1.5 cm thick SiC+B4C bulk plate. This indicates a significant reduction in required volume. This study establishes that these coatings enhance the gamma-ray and neutron shielding effectiveness of storage containers designed for managing radioactive waste. In the future, we plan to conduct a comparative evaluation of the radiation shielding properties to optimize the coating conditions and ensure optimal shielding effectiveness.

재생에너지의 보급과 기후변화를 대응하기 위한 해결책으로 수소에너지에 대한 관심이 늘어나고 있다. 수소는 미 이용 전력을 대용량 장주기로 저장하기에 가장 적합한 수단이며 이러한 수소를 생산하는 기술 중 수전해는 물에 전기에너지 를 인가하여 수소를 생산하는 친환경적 수소생산 기술로 알려져 있다. 수전해의 구성 요소 중 분리막은 음극과 양극을 물리 적으로 분리할 뿐만 아니라 생성되는 수소와 산소의 섞임 현상을 방지하며 이온의 전달을 가능하게 하는 복합적인 역할을 수 행한다. 특히 기존의 수전해 기술들의 단점을 보완할 수 있는 차세대 음이온 교환막 수전해에서의 핵심은 우수한 음이온 교 환막을 확보하는 것이다. 높은 이온 전도성과 알칼리 환경에서 우수한 내구성을 동시에 가지려는 많은 연구들이 진행되고 있 으며 다양한 소재에 대한 탐색이 이루어지고 있다. 본 총설에서는 상용 블록 공중합체인 Polystyrene-b-poly(ethylene- co-butylene)-b-polystyrene (SEBS)를 기반으로 하는 음이온 교환막에 대한 연구에 대해 살펴보며 최신 연구 동향과 앞으 로 나아가야할 점에 대해 논하고자 한다.

Radiation dose rates for spent fuel storage casks and storage facilities of them are typically calculated using Monte Carlo calculation codes. In particular, Monte Carlo computer code has the advantage of being able to analyze radiation transport very similar to the actual situation and accurately simulate complex structures. However, to evaluate the radiation dose rate for models such as ISFSI (Independent Spent Fuel Storage Installation) with a lot of spent fuel storage casks using Monte Carlo computational techniques has a disadvantage that it takes considerable computational time. This is because the radiation dose rate from the cask located at the outermost part of the storage facility to hundreds of meters must be calculated. In addition, if a building is considered in addition to many storage casks, more analysis time is required. Therefore, it is necessary to improve the efficiency of the computational techniques in order to evaluate the radiation dose rate for the ISFSI using Monte Carlo computational codes. The radiation dose rate evaluation of storage facilities using evaluation techniques for improving calculation efficiency is performed in the following steps. (1) simplified change in detailed analysis model for single storage cask, (2) create source term for the outermost side and top surface of the storage cask, (3) full modeling for storage facilities using casks with surface sources, (4) evaluation of radiation dose rate by distance corresponding to the dose rate limit. Using this calculation method, the dose rate according to the distance was evaluated by assuming that the concrete storage cask (KORAD21C) and the horizontal storage module (NUHOMS-HSM) were stored in the storage facility. As a result of calculation, the distance to boundary of the radiation control area and restricted area of the storage facility is respectively 75 m / 530 m (KORAD21C case), and 20 m / 350 m (NUHOMS-HSM case).

Gamma-ray spectroscopy, which is an appropriate method to identify and quantify radionuclides, is widely utilized in radiological leakage monitoring of nuclear facilities, assay of radioactive wastes, and decontamination evaluation of post-processing such as decommissioning and remediation. For example, in the post-processing, it is conducted to verify the radioactivity level of the site before and after the work and decide to recycle or dispose the generated waste. For an accurate evaluation of gamma-ray emitting radionuclides, the measurement should be carried out near the region of interest on site, or a sample analysis should be performed in the laboratory. However, the region is inaccessible due to the safety-critical nature of nuclear facilities, and excessive radiation exposure to workers could be caused. In addition, in the case of subjects that may be contaminated inside such as pipe structures generated during decommissioning, surveying is usually done over the outside of them only, so the effectiveness of the result is limited. Thus, there is a need to develop a radiation measurement system that can be available in narrow space and can sense remotely with excellent performance. A liquid light guide (LLG), unlike typical optical fiber, is a light guide which has a liquid core. It has superior light transmissivity than any optical fiber and can be manufactured with a larger diameter. Additionally, it can deliver light with much greater intensity with very low attenuation along the length because there is no packing fraction and it has very high radiation resistant characteristics. Especially, thanks to the good transmissivity in UV-VIS wavelength, the LLG can well transmit the scintillation light signals from scintillators that have relatively short emission wavelengths, such as LaBr3:Ce and CeBr3. In this study, we developed a radiation sensor system based on a LLG for remote gamma-ray spectroscopy. We fabricated a radiation sensor with LaBr3:Ce scintillator and LLG, and acquired energy spectra of Cs-137 and Co-60 remotely. Furthermore, the results of gamma-ray spectroscopy using different lengths of LLG were compared with those obtained without LLG. Energy resolutions were estimated as 7.67%, 4.90%, and 4.81% at 662, 1,173, and 1,332 keV, respectively for 1 m long LLG, which shows similar values of a general NaI(Tl) scintillator. With 3 m long LLG, the energy resolutions were 7.92%, 5.48%, and 5.07% for 662, 1,173, and 1,332 keV gamma-rays, respectively.

인류의 에너지 수급은 항상 인간의 삶에 중요한 문제이며, 최근에는 전기 생산 및 공급 문제로 이어지고 있다. 이에 관련하여 본 연구에서는 에너지 저장장치의 일환으로 슈퍼커패시터 용도의 고체 전해질막을 제조하였다. 제조한 전해질막 은 poly(vinyl alcohol) (PVA) 주사슬에 poly(oxyethylene methacrylate) (POEM) 곁사슬을 그래프팅하여 사용하였으며, 그래프팅은 자유 라디칼 중합법을 통해 합성하였다. 본 연구에서 사용한 PVA-g-POEM 가지형 공중합체를 슈퍼커패시터 전해질에 적용한 사례는 처음이다. POEM 그래프팅을 통해 PVA가 고유하게 가지고 있던 구조가 변화하였으며, 이를 FT-IR을 통해 분석하였다. 또한, 합성한 공중합체를 이용한 슈퍼커패시터 성능은 cyclic voltammetry (CV), galvanostatic charge/discharge (GCD), ragone plot 등을 통해 분석하였다. 이를 통해 기존에 수계 전해질로 PVA 단일 고분자만 사용하던 분야에 그래프팅 방법이라는 새로운 접근법을 제시하였다.

광촉매는 물에서 유기 염료를 분해하는 친환경적 기술이다. 산화 텅스텐은 이산화 티타늄에 비해 더 작은 밴드갭을 지니고 있어 광촉매 나노물질로서 활발히 연구되고 있다. 계층적 구조의 합성, 백금 도핑, 나노 복합물 또는 다른 반도체 와의 결합 등이 광촉매 분해 효율을 향상시키는 방법들로 연구되고 있다. 이들 방법들은 광 파장의 적색편이를 유도하여 전자 이동, 전자-정공 쌍의 형성과 재결합에 영향을 미친다. 산화 텅스텐의 형태 개질을 통해 앞서 언급한 광촉매 분해 효율을 향상시키는 방법들과 합성에 대해 분석하였으며 금속 산화물과 탄소 복합재를 결합하는 방법이 새로운 물질의 합성이 필요 없으며 가장 효율적인 방법으로 조사되었다. 이러한 광촉매 기술은 수처리 분리막기술과 모듈화하여 정수처리 목적으로 사용 될 수 있다.

양친성 PCZ-r-PEG 랜덤 공중합체를 기반으로 한 수열합성법을 통해 자가조립된 메조기공 이산화티타늄 마이크로 스피어를 합성하였다. 중합된 PCZ-r-PEG는 푸리에 변환 적외분광법(fourier transform infrared spectroscopy, FT-IR), 핵자기 공명(nuclear magnetic resonance, NMR), 젤 투과 크로마토그래피(gel permeation chromatography, GPC) 그리고 투과전자 현미경(transmission electron microscopy, TEM)을 통해 그 특성이 분석되었다. 다공성 이산화티타늄 입자는 PCZ-r-PEG, 글루코스(glucose), 물을 테트라히드로푸란(tetrahydrofuran, THF) 용액에 분산시킨 뒤 150°C, 12시간 동안 반응시켰다. 다공성 이산화티타늄 입자의 구조와 결정성 분석을 위해 주사전자현미경(scanning electron microscopy, SEM)과 엑스선 회절(X-ray diffraction, XRD)이 사용되었다.

가속화되는 산업화로 인해 중금속 이온의 침출이 환경문제로 떠오르고 있다. 수질 정화를 위한 몇 가지 방법 중 기능성 고분자 섬유를 이용한 흡착은 효율적이며 경제적이라는 장점이 있다. 특히, 폴리아크릴로나이트릴(polyacrylonitrile, PAN)은 금속 이온을 흡착할 수 있는 작용기가 많아 관심을 끌고 있다. PAN은 쉽게 전기방사를 통해 고분자 나노 섬유화될 수 있으며 높은 표면적을 가질 수 있다. 본 총설에서 다룰 복합 PAN 섬유는 폐수 처리를 위한 또 다른 유형의 고분자이다.

올레핀은 석유화학산업에서 대부분의 물질의 근간이 되는 핵심적인 물질이며 특히 고분자 합성에 있어 매우 중요하다. 이러한 올레핀 물질을 효율적으로 분리/가공하는 공정은 산업발전에 있어 지대한 영향을 끼친다. 본 연구에서는 올레핀 물질 중 프로필렌 기체를 선택적으로 분리하는 고분자 복합막을 제조하여 투과 및 선택 성능을 증대시키고자 고투과성 매질 인 poly(1-trimethylsilyl-1-propyne) (PTMSP)에 양친성 고분자를 이용하여 개질하였다. 또한 올레핀 분자와 상호작용이 있는 AgBF4 염 및 촉진수송을 극대화 시키기 위하여 이온성 액체인 EMIM-BF4를 첨가하여 올레핀/질소 투과 분리 성능을 향상시 켰다. 기존 PTMSP 복합막의 경우 굉장히 높은 자유부피를 가져 높은 기체 투과성능을 보이는 반면 투과시키고자 하는 기체에 대한 선택적인 분리 성능이 매우 떨어져 낮은 선택도를 보인다. 이를 극복하고자 양친성 고분자를 PTMSP 계면에 그래프트 공중합을 시켰으며 올레핀과 높은 상호작용을 보이는 AgBF4 염 및 EMIM-BF4 이온성 액체를 첨가하여 프로필렌/질소에 대한 선택도를 향상시켰다.

염료감응형 태양전지는 지속 가능한 에너지원으로서 많은 관심을 받고 있다. 염료감응형 태양전지의 효율과 장기 안정성은 전극 물질과 전해질에 의해 크게 영향을 받는데 본 총설에서는 전해질에 초점을 두어 서술하고자 한다. 고분자 전해질막은 염료감응형 태양전지에서 기존의 액체 전해질을 대체하기 위한 대안으로 제시되어 왔다. 기존의 액체 전해질은 높 은 효율을 나타낼 수 있지만 장기적인 안정성 문제와 누액 문제로 인해 고분자 전해질막에 관한 관심은 지속적으로 증가하고 있으며 매년 이와 관련된 논문들이 활발히 보고되고 있다. 본 총설은 염료감응형 태양전지를 위한 고분자 전해질막의 개념과 개발에 대한 간단한 설명을 다루고 있으며 고분자 매트릭스의 개질, 유-무기 가소제 및 이온성 액체와 같은 첨가제의 도입에 따른 염료감응형 태양전지의 효율과 전기화학적 특성에 대해서도 최근의 연구들이 정리되어 있다.

본 연구에서는 titanium nitride (TiN) 나노 섬유와 poly(3,4-ethylenedioxythiophene) polystyrene sulfonate (PEDOTPSS) 전도성 고분자로 이루어진 전극과 poly(vinyl alcohol) (PVA) 기반 고분자 전해질 분리막을 이용하여 슈퍼 캐퍼시터를 제조하였다. TiN 나노 섬유의 경우 높은 전기 전도도와 이차원적 구조로 인한 스케폴드 효과를 기대할 수 있다는 점에서 전극 물질로 사용되었다. PEDOT-PSS 전도성 고분자는 수소 이온과 산화-환원 반응을 통해 보다 높은 정전용량을 나타낼 수 있으며 용액상에 분산이 용이해 유무기 복합제를 형성하기에 적합하였다. PVA 기반의 고분자 전해질 분리막은 기존의 액상의 전해질의 문제인 외부 충격에 대한 안정성을 확보할 수 있으며 염으로 사용된 H3PO4의 경우 수소 이온은 빠른 확산으로 인해 캐퍼시터의 충방전 효율에 이점이 있다. 본 연구에서 보고된 PEDOT-PSS/TiN 슈퍼캐퍼시터의 정전용량은 약 75 F/g으로 기존의 탄소기반 캐퍼시터에 비해 큰 폭으로 증가한 값이다.

Poly(ether block amide) (PEBA)는 이산화탄소 분리에 매우 적합한 상용 블록 공중합체 중 하나이다. 기체분리막의 경우 높은 투과도 뿐 아니라 강한 기계적 강도 또한 필요로 한다. PEBA공중합체의 결정성 폴리아마이드(polyamide) 블록은 기계적 강도를 제공하며 동시에 rubbery한 폴리에테르(polyether) 부분은 이산화탄소와의 친화도를 부여하여 이산화탄소 촉진 수송에 기여한다. PEBA공중합체에서 결정성 상과 rubber한 상의 조성은 기체분리막에 적합하게 조절될 수 있다. PEBA 공중합체를 기반으로 한 분리막은 좋은 투과도를 갖지만 추가적으로 분자체 효과를 이용하여 큰 기체 투과도 손실 없이 분리막의 선택도를 향상시킬 수 있다. 혼합 매질 분리막은 혼합막의 한 종류로서 고분자 매트릭스와 유기 첨가제로 이루어져 있다. 하지만 고분자 매트릭스와 유기 첨가제간의 양립성(compatibility)에 따른 문제점 또한 존재한다. 따라서 본 총설에서는 PEBA 공중합체를 기반으로 한 혼합막의 장점과 한계에 대해 다루고자 한다.

In this study, poly(3,4-ethylenedioxythiophene) polystyrene sulfonate (PEDOT-PSS) was introduced into polymer gas separation membrane. The mixed matrix membrane composed of poly(2-[3-(2H-benzotriazol –2-yl)-4-hydroxyphenyl] ethyl methacrylate)-poly(oxyethylene methacryalate) (PBEM-POEM) comb copolymer matrix and PEDOT-PSS filler. Incorporation of PBEM-POEM makes isolated PEDOT-PSS chain transform into a fiber-like interconnected structure due to hydrogen bonding interaction. This structure could act as a facilitated pathway for enhancing gas diffusivity through the membrane. The best performance of prepared PEDOT-PSS/PBEM-POEM composite membranes was CO2 permeability of 59.6 Barrer with a CO2/N2 selectivity of 77.4, being close to the 2008 Robeson upper bound.