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.

본 연구에서는 역전기투석용 4차 암모늄이온을 음이온교환기로 갖는 폴리아크릴레이트계 광가교형 음이온교환막 을 개발하였다. 역전기투석은 청정 재생에너지 생산 시스템이지만 출력이 낮고 핵심 소재인 분리막의 가격이 비싸다는 단점 으로 인해 상용화에 제한이 있다. 이에, 지지체가 없는 광가교형 음이온교환소재를 제조하였으며 개발한 고분자의 주쇄는 우 수한 물성의 엔지니어링 플라스틱을 기반으로 제조하였다. 제조된 분리막은 우수한 물리적, 화학적, 전기화학적 특성을 보였 으며 상용 음이온교환막인 AMV와 비교하여 약 50% 낮은 분리막 저항을 보였다. 더욱이 CQAPPOA-35는 40 μm의 얇은 분 리막 두께에도 불구하고 상용막과 동등 수준의 선택도를 보이는 것을 확인할 수 있었다. CQAPPOA-35을 적용한 RED 스택 은 최대 2.327 W m-2 (flow rate : 100 mL min-1)의 출력 밀도를 보여 AMV가 도입된 것보다 15% 향상된 성능 특성을 보였 다. 개발된 CQAPPOA-35이 광경화를 통해 쉽고 저렴하게 제조할 수 있으며 RED 스택 특성도 매우 우수하다는 점을 고려할 때, 개발된 CQAPPOA-35은 RED용 음이온교환막으로 상용 활용을 위한 대안이 될 수 있을 것으로 기대된다.

역전기투석(reverse electrodialysis, RED)은 해수와 담수의 농도 차로부터 에너지를 얻는 이온교환막을 이용한 전 기막 공정이다. 해수와 담수에 포함된 다가 이온은 이온교환막의 고정 전하 그룹에 강하게 결합하여 높은 저항을 유발하며 uphill transport를 통해 개방회로 전압과 전력 밀도를 저하시킬 수 있다. 본 연구에서는 RED 응용을 위해 1가 이온 선택성 및 전기화학적 특성이 우수한 세공충진 음이온교환막(pore-filled anion-exchange membrane, PFAEM)을 제조하였다. 제조된 막의 1가 이온 선택성은 3.65였으며 동일 조건에서 1.27의 선택성을 갖는 상용막(ASE, Astom Corp.)보다 우수한 수준을 나 타내었다. 또한 제조된 막은 ASE 대비 낮은 전기적 저항 등 우수한 전기화학적 특성을 나타내었다. 0.459 M NaCl/0.0510 M Na2SO4의 해수와 0.0153 M NaCl/0.0017 M Na2SO4의 담수 조건에서 RED 성능을 평가한 결과 제조된 막을 적용하여 1.80 W/m2의 최대 전력 밀도를 얻었으며 이는 ASE 막 대비 40.6% 향상된 출력 성능이었다.

This study presents a rapid and sequential radiochemical separation method for Pu and Am isotopes in radioactive waste samples from the nuclear power plant with anion exchange resin and TRU resin. After radionuclides were leached from the radioactive waste samples with concentrated HCl and HNO3, the sample was allowed to evaporate to dryness after filtering the leaching solution with 0.45 micron filter. The Pu isotopes were separated in HNO3 medium with anion exchange resin. For leaching solution passed through anion exchange column, the Am isotopes were separated with TRU resin. The purified Pu and Am isotopes were measured by alpha spectrometer, respectively, after micro-precipitation of neodymium. The sequential radiochemical separation of Pu and Am isotopes in radioactive waste samples using anion exchange resin and TRU resin was validated with ICP-MS system.

본 연구에서는 현탁중합을 통해 이온교환입자를 합성하였다. 또한 음이온 교환막을 제조하기 위해 brominated poly(phenylene oxide) (Br-PPO)로 교환막 합성을 진행하였으며, 합성한 이온교환입자를 Br-PPO에 첨가하여 음이온 교환막 에 성능을 향상시키고자 하였고, 이를 적용하여 음이온 교환막 연료전지 시스템의 성능 평가를 진행했다. 이온교환입자는 FT-IR, TGA 및 UTM을 통해 구조 분석, 열적 기계적 특성을 평가하였다. Br-PPO는 NMR을 통해 화학적 구조 분석 및 합성 여부를 확인하였고, 음이온 교환막 연료 전지 셀 테스트를 진행하기 전 이온전도도와 이온교환용량, 팽윤도 및 수분함수율을 측정해 연구되고 있는 다른 음이온 교환막들과 비교를 통해 성능을 평가했다. 최종적으로 가장 성능이 우수했던 이온교환입 자를 0.7 wt%를 첨가한 Br-PPO-TMA- SDV 음이온 교환막을 연료전지 시스템에 도입하여 상용 막인 FAA-3-50과 성능을 비 교했다.

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%.