음이온 교환막(AEM) 수전해용 AEM 소재 개발은 재생 에너지를 활용한 수소 생산 기술을 개선하는 데 중요한 역할을 한다. 이러한 소재를 설계하고 최적화하는 데 분자동역학 전산모사가 유용하게 사용되지만, 전산모사 결과의 정확도 는 사용된 force-field에 크게 의존한다. 본 연구의 목적은 AEM 소재의 구조와 이온 전도 특성을 예측할 때 force-field 선택 이 미치는 영향을 체계적으로 조사하는 것이다. 이를 위해 poly(spirobisindane-co-aryl terphenyl piperidinium) (PSTP) 구조를 모델 시스템으로 선택하고 COMPASS III, pcff, Universal, Dreiding 등 네 가지 주요 force-field를 비교 분석하였다. 각 force-field의 특성과 한계를 평가하기 위해 298~353 K의 온도 범위에서 수화 채널 형태, 물 분자와 수산화 이온의 분포, 수산 화 이온 전도성을 계산하였다. 이를 통해 AEM 소재의 분자동역학 전산모사에 가장 적합한 force-field를 제시하고, 고성능 AEM 소재 개발을 위한 계산 지침을 제공하고자 한다.

Total dissolved solids (TDS) 제거에 이용되는 이온교환수지는 컬럼에 충진시켜 사용하게 되는데, 이온교환 과정 에서 이온성 물질과 이온교환수지의 충분한 접촉시간을 필요로 한다. 본 연구에서는 이온교환수지의 분체화를 통하여 짧은 접촉시간으로도 높은 TDS 제거 성능을 보이는 이온교환수지의 특성을 연구하였다. 흐름성 등을 고려한 분체의 최적 크기는 100 μm 이상임을 확인하였고, 250~500 μmd와 100~250 μm 크기의 최대 분쇄 수율은 각각 67.3%와 36.9%였다. 또한 100~500 μm 크기의 분쇄 수율은 분쇄 시간 2분에서 87.1%로 나타났다. 회분식(batch) 실험 조건에서 250~500 μm 크기의 분체가 95%와 99%의 제거율에 도달하는 시간은 분쇄 전(non-pulverized) 이온교환수지에 비해 각각 1.82배와 1.96배 더 빨랐 다. 100~250 μm 크기의 분체는 각각 15.9배와 6.18배 더 빨랐다. 컬럼 테스트의 경우 분쇄 전 이온교환수지는 총 1.74 g, 250~500 μm 크기의 분체는 1.83 g, 100~250 μm 크기의 분체는 1.63 g의 NaCl을 제거하였다. 분체의 크기가 작아질수록 용 량(capacity)이 약간 감소한 것으로 나타났다. 결과적으로 분체화된 이온교환수지를 사용하는 것이 접촉시간 대비 높은 TDS 제거 성능을 얻을 수 있는 방법임을 확인하였다.

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.

이온교환막은 전기막 공정의 성능을 결정하는 핵심 구성 요소이다. 본 총설에서는 다양한 전기막 공정에 적용되 는 이온교환막의 성능을 탄소계 및 금속계 나노물질을 이용한 개질을 통해 향상시킨 최신 연구 동향을 살펴보았다. 나노물질 들은 다양한 방법을 통해 이온교환막에 도입될 수 있다. 특히 탄소계 나노물질은 화학적 개질을 통해 추가적인 기능기를 도 입함으로써 고분자 사슬과의 상호작용을 강화할 수 있다. 이를 통해 이온교환막의 이온전도도를 개선시킬 수 있을 뿐만 아니 라 적층 구조를 통한 체거름 현상으로 이온 선택 투과성을 향상시킬 수 있다. 한편, 금속계 나노물질은 적층 구조 혹은 다공 성 구조를 갖는 특성을 이용하여 이온교환막 내에서 목적 이온과 배제 이온 간의 수화 반경 차이를 이용한 체거름 특성을 통 해 이온 선택 투과성을 향상시킬 수 있다. 또한, 사용한 바인더의 특성에 따라서는 나노물질-바인더 간의 상호작용을 통해 이 온전도도도 향상시킬 수 있다. 본 총설로부터 탄소계 및 금속계 나노물질을 이용하여 이온교환막의 특성을 효과적으로 조절 할 수 있으며, 따라서 이에 관한 연구가 전기막 공정의 성능을 크게 향상시키기 위해 중요함을 확인할 수 있다.

Spent ion exchange resins have been generated during the operation of nuclear facilities. These resins include radioactive nuclides. It is needed to fabricate them into a stable form for final disposal. Cement solidification process is a useful method for the fabrication of them into a waste form for final disposal. In this study, proper conditions for the fabrication of them into a stable waste form were determined using the cement solidification process. In-drum waste forms were then produced at the conditions, where the stability of representative samples was evaluated for final disposal. The samples were satisfied to the Waste Acceptance Criteria for low and intermediate level radioactive waste disposal sites. This result can be utilized to derive optimal conditions for the fabrication of spent ion exchange resins into a final disposal form.

Ion exchange resins are commonly employed in the treatment of liquid radioactive waste generated in nuclear power plants (NPP). The ion exchange resin used in NPP is a mixed-bed ion exchange resin known as IRN-150, which is of nuclear grade. This resin is a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin. The cation exchange resin removes cationic radionuclides such as Cs and Co, while anion exchange resin handles anions (e.g., H14CO3 -), effectively purifying the liquid waste. Spent ion exchange resins (spent resin) containing C-14 are classified as low and intermediate level radioactive waste, and their radioactivity needs to be reduced as it exceeds the disposal limit regulated by law. Therefore, the microwave technology for the removal of C-14 from spent resin has been investigated. Previous studies have successfully developed a method for the effective removal of C-14 during the resin treatment process. However, it was observed that, in this process, functional groups in the resin were also removed, resulting in the generation of off-gases containing trimethylamine. These off-gases can dissolve in water from process, increasing its pH, which can subsequently hinder the recovery of C-14. In this study, we investigated the high-purity recovery of C-14 by adjusting the moisture content within the reactor following microwave treatment. Mock spent resins, consisting of 100 g of resin with HCO3 - ion-exchanged and 0, 25, or 50 g of deionized water, were subjected to microwave treatment for 40 or 60 minutes. Subsequently, the C-14 desorption efficiency of the mock spent resins was evaluated using an acid stripping process with H3PO4 solution. The functional group status of the mock spent resins was analyzed using 15N NMR spectroscopy. The results showed that the mock spent resins exhibited efficient C-14 recovery without significant functional group degradation. The highest C-14 desorption efficiency was achieved when 25 g of deionized water was used during microwave treatment.

Korea Atomic Energy Research Institute’s Post Irradiated Examination Facility safely stores spent nuclear fuel using a wet storage method to conduct research. Here, in order to remove the radioactivity released into the water, the stored water is passed through an ion exchange resin tower, and the radionuclides are exchanged with the bead-shaped ion exchange resin filled inside to lower the radioactivity concentration. At this time, because the stored water passes in one direction, clogging of the ion exchange resin occurs. If this phenomenon continues, the flow rate of the water treatment process decreases and operation efficiency decreases, so a backwashing process is necessary to re-mix the ion exchange resin and secure the flow rate again. In this study, the flow rate reduction trend according to the lifespan of the ion exchange resin and the flow rate recovery according to the backwash process operation amount were analyzed. The flow rate reduction trend of the ion exchange process was analyzed immediately after the backwashing process was started. In addition, the amount of flow recovery according to the backwash process operation amount was evaluated by the amount of waste generated during the backwash process and the number of days of operation until the backwash process was needed again. As a result, the flow rate of the ion exchange process decreased rapidly right after the backwash process until the position of the ion exchange resins was stabilized, and then stabilized. After that, it gradually decreased and reached the point where the backwash process was necessary. However, the decline trend was analyzed to be the same regardless of the lifespan of the ion exchange resin. In addition, the amount of waste generated during the operation of the backwash process was increased in the order of 400 L, 600 L, 1,100 L, 1,400 L, 3,500 L, and 4,200 L to increase the amount of operation of the backwash process. As a result, the number of days of ion exchange resin operation was 285 days, 338 days, and 342 days, was analyzed as 422 days, 322 days, and 720 days. Based on this study, it was confirmed that the flow rate reduction trend is the same regardless of the lifespan of the ion exchange resin, and as the backwash process operation increases, the number of days the ion exchange process can be operated increases, but there is a turning point where the waste treatment cost exceeds the number of days of operation.