To address the pressing societal concern in Korea, characterized by the imminent saturation of spent nuclear fuel storage, this study was undertaken to validate the fundamental reprocessing process capable of substantially mitigating the accumulation of spent nuclear fuel. Reprocessing is divided into dry processing (pyro-processing) and wet reprocessing (PUREX). Within this context, the primary focus of this research is to elucidate the foundational principles of PUREX (Plutonium Uranium Redox Extraction). Specifically, the central objective is to elucidate the interaction between uranium (U) and plutonium (Pu) utilizing an organic phase consisting of tributyl phosphate (TBP) and dodecane. The objective was to comprehensively understand the role of HNO3 in the PUREX (Plutonium Uranium Redox Extraction) process by subjecting organic phases mixed with TBPdodecane to various HNO3 concentrations (0.1 M, 1.0 M, 5.0 M). Subsequently, the introduction of Strontium (Sr-85) and Europium (Eu-152) stock solutions was carried out to simulate the presence of fission products typically contented in the spent nuclear fuel. When the operation proceeds, the complex structure takes the following form. 􀜷􀜱􀬶 􀬶􀬾(􀜽􀝍) + 2􀜰􀜱􀬷 􀬿(􀜽􀝍) + 2􀜶􀜤􀜲(􀝋􀝎􀝃) ↔ 􀜷􀜱􀬶(􀜰􀜱􀬷)􀬶 ∙ 2􀜶􀜤􀜲(􀝋􀝎􀝃) Subsequently, separate samples were gathered from both the organic and aqueous phases for the quantification of gamma-rays and alpha particles. Alpha particle measurements were conducted utilizing the Liquid Scintillation Counter (LSC) system, while gamma-ray measurements were carried out using the High-Purity Germanium Detector (HPGe). The distribution ratio for U, Eu (Eu-152), and Sr (Sr-84) was ascertained by quantifying their activity through LSC and HPGe. Through the experiments conducted within this program, we have gained a comprehensive understanding of the selective solvent extraction of actinides. Specifically, uranium has been effectively separated from the aqueous phase into the organic phase using a combination of tributyl phosphate (TBP) and dodecane. Subsequently, samples containing U(VI), Eu(III), and Sr(II) underwent thorough analysis utilizing LSC and HPGe detectors. Our radiation measurements have firmly established that the concentration of nitric acid enhances the selective separation of uranium within the process.

현 국제해사기구(IMO)에서의 선박엔진에서 발생되는 NOx와 SOx 등의 연소 가스 배출에 대한 규제 강화에 따라, 발트 해 연안을 지나는 모든 선박들은 배출되는 연소가스 저감장치를 장착해야 된다. 국내에서도 IMO의 규제에 따른 NOx와 SOx를 저감장치를 개발하고 있으며, 그중에 대표적인 장 치인 Scrubber는 세정액으로 암모니아수와 요소수를 사용하게 되고 사용된 폐 세정액에는 NOx와 SOx 와 반응한 질산암모늄과 황산암모늄이 포함되어 있다. 본 연구에서는 폐 세정액이 포함하고 있는 유용한 부산물을 유기용매를 사용하는 염석법을 적용하여 회수하였다. 질산암모늄과 황산암모늄의 회수방법과 질안석회를 추출 후 회수된 부산물의 정성분석을 위하여, FT-IR 분석을 통하여 물질의 정성적 특성과 화학적 조성을 평가해 보았다. 한편 응집제를 투입하여 질안석회를 침전시켜 비료상의 물질로 회수하였 다. FeSO4 응집제와 CaCl2를 응집보조제로 사용하고 입자의 크기를 키우기 위해 CaCO3를 사용하였다.

선박엔진에서 발생하는 NOx 및 SOx 제거용 스크러버 폐세정액에 포함되어 있는 저농도상 의 질산 및 황산이온을 비료상 물질로 회수하고자 하였다. 본 연구에서는 네 가지 유기용매를 적용하여 선택적으로 추출하여 회수하는 방법을 시험하였다. 아세톤과 메틸알콜을 이용하여 추출한 질산암모늄과 디에틸에테르와 에틸알콜을 적용한 황산암모늄의 시료를 적외석흡수분광법(IR)을 이용하여 분석한 결과, 상용제품과 거의 동일한 구성성분으로 나타났다. 이때 폐수로부터의 회수율은 최대 89%와 80%까지 각 각 얻을 수 있었다. 따라서 배기가스 스크러버에 잔존해있는 질산이온과 황산이온에 대한 회수는 사용하 는 용매의 선택도 및 용해도가 핵심적인 요소인 것으로 판단된다.

Carbonaceous thin films were prepared from acetylene and argon gases by plasma assisted chemical vapor deposition (Plasma CVD) at 873 K. The carbonaceous thin films were characterized by mainly Raman spectroscopy, and their electrochemical properties were studied by cyclic voltammetry and charge-discharge measurements in propylene carbonate (PC) solution. Raman spectra showed that crystallinity of carbonaceous thin films is correlated by the applied RF power. The difference of the applied RF power also affected on the results of cyclic voltammetry and charge-discharge measurements. In PC solution, intercalation and de-intercalation of lithium ion can occur as well as in the mixed solution of EC and DEC.