The radioactive cesium, released from the normal operation or the accidental operation of nuclear facilities, should be regularly monitored for environmental regulatory compliance. The 135Cs/137Cs isotopic ratios, potentially useful for long-term tracking Cs transport in seawater, can be used as a tool of understanding how radionuclides are transported from different nuclear production source terms and distributed in the ocean. The ultra-high sensitive mass spectrometers (TIMS, SF-ICP-MS and TQ-ICP-MS) have been used to measure the 135Cs/137Cs isotopic ratios. However, the radiochemical separation of Cs from the seawater matrix is essential for the analysis of Cs using the mass spectrometers. An automated radiochemical procedure for the separation of Cs in seawater was developed for the analysis of 135Cs/137Cs isotopic ratios using a sequential column chromatography with AMPPAN and AG50Wx8 cation exchange resins. National Instrument’s LabVIEW is a graphical programming language and a powerful tool for the instrument control. A virtual instrument system for the automated separation of cesium isotopes was developed by the state machine of the fundamental design patterns in LabVIEW. In this study, the conceptual designs of an automated separation system of cesium isotopes, its virtual instrument system based on the LabVIEW state machine architectures and an automated radiochemical procedure were described for the purification of cesium isotopes at trace levels found in seawater discharged from the various nuclear facilities.

Domestic nuclear power plants can affect the environment if multiple devices are operated on one site and even a trace amount of pollutants that may affect the environment after power generation are simultaneously discharged. Therefore, not only radioactive substances but also ionic substances such as boron should be discharged as minimally as possible. We adopted pilot CDI and SD-ELIX sytem to separating and concenrating of boron containing nulcear power plant discharge water. The boron concentration of the initial inflow water tended to decrease over time. The water quality of concentrated water also reached its peak until the initial 60 minutes, but tended to decrease in line with the decrease in the inflow water concentration. The boron removal rate was in the range of 85 to 99% with respect to the initial boron concentration of 15 to 25 mg/L. On the other hand, performance degradation due to the use of electrochemical modules is also observed, and regeneration through low ion-containing water cleaning effective. We shortened processing time by considering the optimal flow rate conditions and conductivity conditions and converting electrochemical modules into series or parallel.

According to Article 4 and 5 of the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) Notice No. 2020-6, radioactive waste packages should be classified by radioactive levels, and finally permanently shipped to underground or surface disposal facilities. The level of the radioactive waste package is determined based on the concentrations of the radionuclides suggested in Article 8 of NSSC Notice No. 2021-26. Since most of the radionuclides in radioactive wastes are beta nuclides, chemical separation and quantification of the target nuclides are essential. Conventional methods to classify chemically non-volatile radionuclides such as Tc-99, Sr-90, Nb- 94, Fe-55 take a lot of time (about 5 days) and have low efficiency. An automated non-volatile nuclide analysis system based on the continuous chemical separation method of radionuclides has been developed to compensate for this disadvantages of the conventional method in this study. The features of the automated non-volatile nuclide separation system are as follows. First, the amount of secondary waste generated during the chemical separation process is very small. That is, by adopting an open-bed resin column method instead of a closed-bed resin column method, additional fittings and connector are unnecessary during the chemical separation. In addition, because the peristaltic pump is supplied for the sample and solution respectively, it is great effective to prevent cross-contamination between radioactive samples and the acid stock solution for analysis. Second, the factors that may affect results, such as solution amount, operating time and flow rate, are almost constant. By mechanically controlling the flow rate precisely, the operating time and additional factors required during the separation process can be adjusted and predicted in advance, and the uncertainty of the chemical separation process can be significantly reduced. Finally, it is highly usable not only in the continuous separation process but also in the individual separation process. It can be applied to the individual separation process because the user can set the individual sequence using the program. As a result of the performance evaluation of the automation system, recovery rates of about 80–90% and reproducibility within 5% were secured for all of the radionuclides. Furthermore, it was confirmed that the actual work time was reduced by more than 50% compared to the previous manual method. (It was confirmed that the operation time required during the separation process was reduced from 6 days to 3 days.) Based on these results, the automation system is expected to improve the safety of workers in radiation exposure, reduce human error, and improve data reliability.

Breakthrough analysis has widely been explored for the dynamic separation of gaseous mixtures in porous materials. In general, breakthrough experiments measure the components of a flowing gas when a gaseous mixture is injected into a column filled with an adsorbent material. In this paper, we report on the design and fabrication of a breakthrough curve measurement device to study the dynamic adsorptive separation of hydrogen isotopologues in porous materials. Using the designed system, an experiment was conducted involving a 1:1 mixture of hydrogen and deuterium passed through a column filled with zeolite 13X (1 g). At room temperature, both hydrogen and deuterium were adsorbed in negligible amounts; however, at a temperature of 77 K, deuterium was preferentially adsorbed over hydrogen. The selectivity was different from that in the existing literature due to the different sample shapes, measurement methods, and column structures, but was at a similar level to that of cryogenic distillation (1.5).

본 연구는 시스템 다이내믹스를 기반으로 해양구조물 분리시스템(Separation system)의 설계검증 방법을 제안하였다. 해양구조물 분리시스템은 부가가치 측면에서 EPC 프로젝트의 성공 여부를 결정할 수 있는 상부구조(Topsides)의 가장 중요한 시스템 중 하나이다. 그럼에도 불구하고, 설계검증에 대한 지금까지의 실태는 설계 작업의 프로세스 진행이나 도면작성 및 제공에 국한되어 있어 기본설계 단계에서 설계검증의 미흡으로 인하여 계약 후 잦은 설계변경에 의한 기업손실이 발생되어 왔다. 이러한 맥락에서 본 연구의 목적은 해양구조물의 전체 프로젝트 수행 기간에 성공적인 사업수행을 도모하고자 설계검증 모델을 구축하여 적용하도록 하였다. 제안된 설계검증 방법은 상세 설계의 효과적인 실행뿐만 아니라 초기설계 단계에서 기술적 오류나 불일치 사항을 미리 찾아냄으로써 해양구조물의 엔지니어링, 조달 및 건조에 대한 경쟁력을 향상시키는데 기여 할 것으로 예상한다. 본 연구에서는 먼저 건조한 실적선 자료를 바탕으로 설계검증을 수행하여 FPSO 분리시스템에 적용하고 ISO 15288 국제 표준을 준수하였다. 결과적으로, 제안된 설계검증 방법이 해양구조물의 FEED 검증 프로세스에 적용될 수 있으며, 향후 해양 프로젝트의 성공적인 수행에 의한 이익창출을 도모할 수 있을 것이다. 또한, 해양구조물 건조 시 설계변경 에 의한 막대한 손실을 최소화 할 수 있을 것으로 기대한다.

OBIGGS에서는 대기 중의 미량의 오존이 고분자 분리막의 손상을 가져오기 때문에 전단에 오존 제거장치를 설치하여 분리막에 전해지는 기체에서 오존의 농도를 감소시켜 분리막의 손상을 막고 있다. 본 연구에서는 OBIGGS용 기체 분리막을 이용하여 오존 노출시간에 따른 인장강도와 기체투과특성을 평가하여 오존 노출환경과 투과특성의 관계를 확인하였다. 폴리이미드계와 폴리설폰계 두 종류의 중공사 분리막을 이용하였고, 6.37 cm2의 유효 막 면적을 가지는 중공사 모듈을 제조하여 사용하였다. 오존 챔버를 이용하여 오존의 농도를 2-3 ppm으로 유지하였으며, 챔버 내의 기체를 펌프를 이용하여 모듈내로 지속적으로 공급하였으며, 오존 노출시간에 따라서 기체투과특성과 인장강도를 각각 평가하였다. 그 결과 폴리이미드계 중공사 분리막은 투과도에서 20%의 감소만 나타났을 뿐, 선택도와 인장강도에서 다른 큰 변화를 나타내지 않고 균일하게 유지되는 것을 확인하였다. 하지만 폴리설폰계 중공사 분리막을 사용하였을 때는 투과도가 80% 이상 감소하였고, 인장강도는 70% 이상 감소하는 결과를 나타내었다.

사용후핵연료을 건식처리하는 파이로프로세싱 중 전해정련 및 제련공정 후 발생되는 우라늄과 초우라늄 및 희토류 등의 염화물을 함유한 LiCl-KCl 공융염에는 특히 희토류 함량이 높기 때문에 유효자원으로 활용이 가능한 형태의 우라늄과 초우라 늄의 분리/회수가 쉽지 않다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 LiCl-KCl-UCl3-NdCl3 시스템에서 산화제(K2CO3) 를 이용하여 UCl3를 산화물 형태로 전환한 후 전기화학적 방법을 이용하여 NdCl3를 금속형태로 분리하는 실험을 실시하였 다. 실험에 앞서, 이론적 평형계산을 수행하여 우라늄 염화물을 산화물로 전환하기 위한 실험조건을 결정하였다. 상기의 실 험에서 LiCl-KCl 내 UCl3는 첨가제의 주입량이 이론적 반응당량에 근접하였을 때 거의 대부분이 염내에서 염화물 형태로 존 재하지 않는 것으로 나타났다. 이후 액체금속음극을 이용하여 NdCl3를 금속형태로 전착시켰으며, 전착실험 후 투명한 용융 상의 LiCl-KCl 공융염과 갈색의 우라늄 산화침전물이 존재함이 확인되었다. 이러한 결과들을 통해 LiCl-KCl-UCl3-NdCl3 시스 템에서 우라늄 및 희토류를 각각 분리할 수 있는 방안을 수립할 수 있을 것으로 판단된다.

반도체 공정에서 에칭공정은 실리콘 기판위에 패턴된 절연층을 식각하는 공정으로 분진과 미반응 가스를 배출하며, 다량의 질소와 혼합되어 실질적으로 수 ppm으로 배출되어, 주로 Scrubber를 통하여 후처리가 수행되고 있으나, 처리효율이 저하되는 단점이 있다. 따라서 본 연구에서는 막분리 공정을 통하여 질소와 PFCs를 분리회수하는 통합시스템을 개발하여, PFCs 가스 분리,회수에 대한 평가를 수행하였으며, 회수율 95%, 농축비 1을 나타내었다.

HFCs, PFCs 및 SF6 등으로 대표되는 불화가스는 반감기가 길고 지구온난화지수(GWP)가 높아서 그 발생량에 비해 지구온난화에 미치는 영향이 상대적으로 높다. 특히 반도체/LCD 제조공정에서 발생하는 폐 PFCs는 저농도로 분리농축공정의 경우 공정 특성 상 정압제어가 가능한 기술이어야 한다. 본 연구에서는 이를 고려한 분리·농축 시스템으로 분리막시스템과 혼성시스템(분리막+흡착)을 설계, 제작하여 비교연구를 수행하였다. 그 결과, 불화가스 농축도는 분리막시스템이 혼성시스템에 비해 높았으나, 회수율은 낮았으며 혼성시스템의 경우 대체적으로 농축도는 낮은 반면, 회수율은 높은 결과를 보였다.

TiCoxFe1-x(x=0.50~1.00)계 합금을 제조하고, 합금의 특성을 X-ray diffractometer (XRD), pressure composition temperature (PCT)곡선, scanning electron microscopy (SEM)에 의해 조사하였고, TiCoxFe1-x(x=0.50~1.00)-stainless steel (SS) 복합막에 대해 H2-N2 혼합기체분리실험을 하였다. X-선 회절분석에 의하면 TiCoxFe1-x(x=0.50~1.00)계 합금의 결정구조는 TiCo와 같은 입방정구조이었다. TiCoxFe1-x(x=0.50~1.00)계 합금은 120°C에서 hysteresis현상을 나타내었고, 합금 중 Fe의 양이 증가함에 따라 x=0.90~1.00과 0.50~0.55 범위에서는 hysteresis가 증가하였고, x=0.55~0.90 범위에서는 감소하였다. 가장 작은 hysteresis를 나타낸 합금은 TiCo0.55Fe0.45이었다. 120°C에서 TiCoxFe1-x(x=0.50~1.00)-SS 복합막의 수소투과압력의 최저값은 TiCo0.55Fe0.45에서 2.5 atm을 나타내었고, 최대값은 TiCo0.90Fe0.10에서 10 atm을 나타내었다. TiCoxFe1-x(x=0.50~.00)-SS 복합막에 의하여 120°C에서 H2-N2 혼합기체를 분리하는 경우, 가장 우수한 복합막은 고압부의 수소투과압력이 2.5 atm으로 가장 낮고, hysteresis가 가장 작은 TiCo0.55Fe0.45-SS 복합막이었다.

본 연구는 nPr-BTP/nitrobenzene 추출 계에 의한 악티나이드(III)의 선택적 분리로, 우선 자연친화적 CHN 형 의 nPr-BTP (2.6-Bis-(5.6-n-propyl-1.2.4-triazin-3-yl)-pyridine)를 합성하고, 이의 희석제에 대한 용해성 및 질산에 대한 안정성 등을 평가하였다. 악티나이드(III)의 대표원소로는 Am을 선정하였으며, 0.1M nPr-BTP/nitrobenzene-1M , O/A=2의 조건에서 Am은 약 85%, RE 원소는 Eu가 8%, 기타 Nd, Ce, Y 등은 3% 이하가 추출되어 (이때 Am/Eu의 상호분리 계수 약 60정도) 악티나이드(III)의 선택적 추출에는 별 문제가 없을 것으로 판단되었다. 그러나 Am의 역추출의 경우 0.05M 질산용액으로 O/A=1 에서 약43%가 역추출 되었으며, O/A=0.3에서도 65% 정도만이 역추출 되어 질산 이외의 다른 역추출제의 개발이 요구되고 있다.

공급수가 원판틀형 모듈에 잘 분포될 수 있는 역삼투형 하우징(HY)을 개발하여 설계 제작하였으며 상용화된 Rochem(RC)시스템과 투과성능을 비교하였다. 자체 개발한 HY시스템은 RC시스템에 비하여 투과유속이 약간 떨어지는 반면, NaCl 배제율은 전반적으로 높았다 원판틀형 모듈인 type A, B, C에 대한 투과유속 및 배제율을 NaCl, sucrose 및 butanol 수용액으로 측정하였다. NaCl 및 sucrose의 경우, type C, A, B의 순으로 투과성능이 우수하였으나 butanol의 경우는 type B, C, A 순이었다. Type A에 대한 type C의 butanol 투과유속은 농도가 감소할수록 그리고 28 bar 범위내에서 운전압력이 증가할수록 향상되었다.