본 실험에서는 α-Al2O3 지지체에 무전해도금을 이용하여 Pd-Ag-Cu 분리막을 제조하였다. Pd, Ag, Cu는 각각 무 전해도금을 통해 지지체 표면에 코팅하였고, 합금의 형성을 위해 무전해도금 중간에 H2, 500°C의 조건에서 18 h 동안 열처리 를 진행하였다. 이를 통해 제조된 Pd-Ag-Cu 분리막은 SEM을 통해 표면을 관찰하였으며, Pd 분리막의 두께는 7.82 μm, Pd-Ag-Cu 분리막의 두께는 3.54 μm로 측정되었다. EDS와 XRD 분석을 통해 Pd-Ag-Cu 합금이 Pd-78%, Ag-8.81%, Cu-13.19%의 조성으로 형성된 것을 확인하였다. 기체투과 실험은 H2 단일가스와 H2/N2 혼합가스에서 실험을 진행하였다. H2 단일가스에서 측정한 수소 분리막의 최대 H2 flux는 Pd 분리막의 경우 450°C, 4 bar에서 74.16 ml/cm2·min이고, Pd-Ag-Cu 분리막의 경우 450°C, 4 bar에서 113.64 ml/cm2·min인 것을 확인하였고, H2/N2 혼합가스에서 측정한 separation factor의 경우 450°C, 4 bar에서 각각 2437, 11032의 separation factor가 측정되었다.

폴리벤즈이미다졸(PBI) 기반의 막은 내구성이 우수한 네트워크 구조를 가지는 구조재료로서의 우수한 강성과 더 불어서 고온에서의 우수한 내열성, 우수한 기계적 및 인장 특성, 높은 유리전이온도(Tg), 물이 없는 무수 환경에서의 이온 전 도성능, 산화와 화학적 내구성으로 지난 20년 동안 다양한 용도의 대중적인 막 재료로 다양한 문헌에서 보고되어 왔다. 이온 전도성 PBI 기반 막은 고온용 양이온 교환막 연료 전지(HT-PEMFC)에서 광범위하게 사용되어왔다. 또한 PBI 기반 막은 독 특한 특성으로 인해 기체분리막 및 유기용매나노여과(OSN) 막 개발에서 광범위하게 사용되어왔다. 이번 리뷰에서는 고온용 연료전지, 기체분리 및 OSN 적용을 위한 다양한 유형의 PBI 기반 막의 최근 연구동향 및 적용가능성에 대해 설명하고자 한다.

During the initial cooling period of spent nuclear fuel, Cs-137 and Sr-90 constitute a large portion of the total decay heat. Therefore, separating cesium and strontium from spent nuclear fuel can significantly decrease decay heat and facilitate disposition. This study presents analytical technique based on the gas pressurized extraction chromatography (GPEC) system with cation exchange resin for the separation of Sr, Cs, and Ba. GPEC is a micro-scaled column chromatography system that allows for faster separation and reduction volume of elution solvent compared to conventional column chromatography by utilizing pressurized nitrogen gas. Here, we demonstrate the comparative study of the conventional column chromatography and the GPEC method. Cation exchange resin AG 50W-X12 (200~400 mesh size) was used. The sample was prepared at a 0.8 M hydrochloric acid solution and gradient elution was applied. In this case, we used the natural isotopes 88Sr, 133Cs, and 138Ba instead of radioactive isotopes for the preliminary test. Usually, cesium is difficult to measure with ICP-OES, because its wavelengths (455.531 nm and 459.320 nm) are less sensitive. So, we used ICP-MS to determine the identification and the recovery of eluate. In this study, optimized experimental conditions and analytical result including reproducibility of the recovery, total analysis time and volume of eluents will be discussed by comparing GPEC and conventional column chromatography.

1,3-다이옥솔란은 용매, 전해질 및 시약으로서 화학, 페인트 및 제약 산업에서 광범위한 관심을 받고 있는 화합물 이다. 1,3-dioxolane은 주로 독성, 발암성, 폭발성, 자동 인화성이 없으며 다기능성을 가지고 있어, 대부분의 유기 및 수성 용 매 조건에서 우수한 용해성을 가져 고분자 전구체로서 사용된다. 최근 몇 년 동안 이 물질은 배가스 및 천연 가스 혼합물에 서 CO2를 분리하기 위한 CO2 선택적 고분자 전구체로서 점점 더 많은 관심을 받고 있다. Poly(1,3-dioxolane) (PDXL)은 폴 리에틸렌 옥사이드(PEO)보다 높은 에테르 산소 함량을 가지고 있으며, 이는 극성 에테르 산소 그룹이 CO2에 대해 강한 친화 력을 나타내기 때문에 우수한 막 CO2/N2 분리 특성을 보인다. 따라서 PDXL 기반 분리막은 비극성(N2, H2 및 CH4) 가스에 대해 탁월한 CO2 용해도 선택성을 보인다. 그러나 PEO와 마찬가지로 PDXL의 극성기는 고분자 사슬의 밀집도를 증가시키고 고분자 결정화를 유발하여 기체 투과도를 감소시켜 이에 대한 개선이 필요하다. 이 논문에서는 기체 분리 응용 분야에서 PDXL기반 고분자막의 최근 발전과 한계에 대해 알아보고자 한다. 또한 CO2 분리 공정에서 1,3-dioxolane 기반 고분자의 한 계를 극복하기 위한 몇 가지 분자 설계방안에 대해 다루어 보기로 한다.

This study was performed to evaluate the separation of Sr, Cs, Ba, La, Ce, and Nd using gas pressurized extraction chromatography (GPEC) with anion exchange resin for the quantitation of Neodymium. GPEC is a micro-scaled column chromatography system that provides a constant flow rate by utilizing nitrogen gas. It is overcome the disadvantages of conventional column chromatography by reducing the volume of elution solvent and shortening the analysis time. Here, we compared the conventional column chromatography and the GPEC method. The whole analysis time was decreased by nine times and radioactive wastes were reduced by five times using the GPEC system. Anion exchange resin 1-X4 (200~400 mesh size) was used. The sample was prepared at a 0.8 M nitric acid in methanol solution. The elution solvent was used at a 0.01 M nitric acid in methanol solution. Finally the eluate was analyzed by ICP-MS to determine the identification and recovery. In this case, we applied the natural isotopes of LREEs (139La, 140Ce, and 144Nd) and high activity nuclides (88Sr, 133Cs, and 138Ba) instead of radioactive isotopes for the preliminary test; as a result, unnecessary radioactive waste was not produced. The recoveries were 93.9%, 105.9%, 91.9%, 47.6%, 35.9%, and 79.9% of Sr, Cs, Ba, La, Ce, and Nd, respectively. The reproducibility of recoveries by GPEC were in the range 2.8%–10.9%.