세제용액 중에서 오염물질의 응집과 분산에 관한 연구

황성태,박용록,장경환,변윤섭,정경락 ( Seong Tae Hwang,Yong Rok Park,Gyeong Hwan Chang,Youn Seop Byoun,Gyeong Rak Jheong ) 한국화학공학회 1996 화학공학의이론과응용 Vol.2 No.2

방사성 슬러지 폐액 내 함유된 질산염 분리 및 잔류물의 안정화

황두성 ( Hwang Du Seong ),오종혁 ( O Jong Hyeog ),이규일 ( Lee Gyu Il ),최윤동 ( Choe Yun Dong ),황성태 ( Hwang Seong Tae ),박진호 ( Park Jin Ho ),박소진 ( Park So Jin ) 한국공업화학회 2003 공업화학 Vol.14 No.7

저실리카 X 제올라이트(LSX)의 합성에 대한 원료조성 및 온도에 의한 변화를 검토하였다. K₂O의 비율이 높은 혼합 Gel을 사용하면 보다 높은 온도범위에서도 순수한 LSX가 합성되었지만 결정화속도가 느려지고 입자의 크기가 커지는 경향이 있었다. K₂O의 비율이 낮아지면 합성시간이 짧아지고 결정입자의 크기는 작아지지만 LSX의 합성온도 영역이 감소하고 A형 제올라이트가 쉽게 생성되었다. 합성원료혼한 Gel을 저온에서 숙성하고 서서히 가열하는 방법으로 결정성이 높은 LSX를 24 h 이내의 비교적 짧은 시간에 합성할 수 있었다. LSX결정분말을 seed 물질로 원료 Gel에 소량 첨가한 결과 1㎛ 이하의 작은 LSX결정입자를 얻을 수 있었다. 합성 후에 버려지는 폐액의 약 72%를 합성원료로 반복해서 재사용하더라도 생성되는 LSX의 물성은 크게 달라지지 않았다. This study investigated the dissolution property of nitrate salts in the desalination process with water and the stabilization property of residue after separating nitrates in a series of the processes for the radioactive sludge treatment. Desalination was carried out with the adding ratio of water and drying property was analyzed by TG/DTA, FTIR, and XRD. Nitrate salts involved in the sludge were separated over 97 wt% at the water adding ratio of 2.5. But a small quantity of calcium and sodium nitrates remained in the residue. These were decomposed over 500℃ and calcium carbonate, which was consisted mainly of residue, was decomposed into calcium oxide over 750℃. The residue have to be decomposed over 800℃ to reduce uranyl nitrate of six value into the stable U₃O^(8) of four value. As a result of removing the nitrates at the water adding ratio of 2.5 and drying the residue over 900℃, volume of the sludge waste decreased over 80%.

우라늄 변환시설에서 발생한 우라늄함유 슬럿지의 물리 화학적 특성

황두성(Doo Seong Hwang),박진호(Jin Ho Park),최윤동(Yun Dong Choi),황성태(Seong Tae Hwang),정기정(Ki Jeong Jeong) 한국공업화학회 2002 응용화학 Vol.6 No.1

단일 회로망 분석기를 동시 공유하기 위한 스위칭 시스템의 설계 및 시험

황성태(Sung-Tae Hwang),김동환(Dong-Hwan Kim),정여진(Yeo-Jin Jeong),김유진(Yeo-Jin Jeong),김유진(Yu-Jin Kim),길희종(Hee-Jong Gil),손성호(Seong-Ho Son) 한국통신학회 2023 한국통신학회 학술대회논문집 Vol.2023 No.6

우라늄 정광의 용해 / 정제 및 핵연료 분말 가공공정에서 발생된 폐액의 처리에 관한 연구

정경채,황성태 ( Kyung Chai Jeong,Seong Tae Hwang ) 한국공업화학회 1997 공업화학 Vol.8 No.1

핵연료분말 변환공정 중 우라늄 정광의 용해/정제 및 가공공정에서 발생하는 폐액의 처리에대한 연구가 수행되었다. 우라늄 정광의 용해/정제공정에서 발생된 폐액은 pH 1 이하의 강산성으로 AUC 분말 제조공정에서 발생된 폐액 중의 우라늄을 ADU 형태로 회수한 후 발생된 2차 여액 속의 미세 ADU 입자 용해를 위해 사용된다. 2차 여액 속의 미세 ADU 입자들의 용해를 위해 용해/정제 공정의 폐액을 사용해서 pH 4로 전처리한 후, lime을 이용하여 pH 9.2로 30분 정도 반응시킬 경우 여액 중의 우라늄 농도를 3ppm 이하로 처리할 수 있었다. 가공 폐액은 미세 oil droplet들이 emulsion 형태로 발생하며, 약 300ppm의 우라늄 농도를 나타내었다. 먼저, emulsion을 파괴시키는 방법은 질산을 가하여 급속가열시키는 것이 효과적이었다. Emulsion 파괴 후 1mole NaOH를 가하여 Na₂U₂O_7 형태로 우라늄을 회수하였으며, pH 11.5에서 최적 처리조건을 나타내었으나 최종 여액 중의 우라늄 농도는 5ppm을 나타냈다. 여액 중의 우라늄 농도를 최소화하기 위해 lime으로 처리하는 방법이 연구되었으며, 가공폐액을 직접 lime 처리하기 위해 4N 질산으로 emulsion을 파괴 시킨 후, pH 1.6에서 lime을 1.5g/100ml로 반응시킬 경우 여액 중의 우라늄 농도를 1ppm까지 낮출 수 있었다. 한편, 경수로형 분말 제조공정 중 우라늄 회수공정에서 발생된 폐액 중의 미량 우라늄은 NaOH를 가하여 우라늄을 침전시킨 결과, Na·U·F·NH₄ 등이 혼합된 침전물이 얻어졌으며, 여과후 상등액에서는 우라늄은 감지할 수 없었다. This study provides the treatment methods of liquid wastes from the dissolution/purification process of nuclear fuel raw material and the fabrication process of nuclear fuel powder. One of the treatment methods is to process liquid waste from uranium raw material dissolution/purification process. This waste, of the strong acid, can be reused to dissolve the fine ADU particles in filtrate which is ADU waste of pH 8.0 converted from AUC waste after recovery of uranium. To dissolve the fine ADU particles, ADU filtrate was pretreated to pH 4.0 with the dissolution/purification waste, and then mixed with the lime to pH 9.2 and aged for 30 minutes. From this processing, uranium content of the filtrate was decreased to below 3ppm. The waste from fuel powder fabrication is emulsified solution dispersed with fine oil droplets. This emulsion was destroyed effectively by adding and mixing the nitric acid with rapid heating at the same time. After this processing, Na₂U₂O_7 compound is produced by addition of NaOH. Optimum condition of this processing was shown at pH 11.5, and uranium content of the filtrate was analyzed to 5ppm. To remove the trace of uranium in the filtrate, lime should be added. Otherwise, 4N nitric acid was used to destroy the emulsion directly, and then lime was added to this waste. Uranium content of the treated filtrate was below 1 ppm. In addition to these wastes, the trace of uranium in filtrate after recovery of uranium from the AUC waste which is produced during PWR powder preparation, is treated with NaOH to takeup fluorine(F) in the waste because fluorine is valuable and environmental toxic material. In the finally treated waste, uranium was not detected.

회분식 발효조에서 미생물을 이용한 라군 슬러지 질산염 폐액의 탈질 공정 평가

오종혁,이오미,황두성,최윤동,황성태,조병렬,박진호,Oh Jong-Hyeok,Lee O-Mi,Hwang Doo-Seong,Choi Yun-Dong,Hwang Sung-Tae,Jo Byung-Real,Park Jin-Ho 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.2

It is a serious task to the decommissioning of the uranium conversion plant that the demolition of the lagoon sludge. The main component of the sludge is ammonium nitrate and that is the very explosive material. Therefore, the bio-denitrification is a attractive process to remove the nitrate. In this work, some process variables was tested such as incubation temperature, nitrate concentration, electron donor, C/N ratio, seeding ratio, and pH with an anaerobic bacteria as Pseudomonas halodenitrificans. The results would be used as basic data to the continuous bio-denitrification process.

라군 슬러지 물 용해 후 고체 패기물의 열분해 및 안정화

오종혁,황두성,이규일,최윤동,황성태,박진호,박소진,Oh Jong-Hyeok,Hwang Doo-Seong,Lee Kue-Il,Choi Yun-Dong,Hwang Sung-Tae,Park Jin-Ho,Park So-Jin 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.3

Thermal decomposition and stabilization characteristics of the solid cake after the dissolution of nitrate of the lagoon sludge was investigated. Most of the nitrates were dissolved in the water and removed to the filtrate, but small amount of nitrates, calcium carbonate and uranium were remained in the solid cake. The solid cake was thermally decomposed in the muffle furnace at $900^{\circ}C$ for 5 hours. Uranium, which is in the lagoon 1, was stabilized with $NaNO_3$ decomposition to $Na_{2}O{\cdot}2UO_3$ form. For the lagoon 2, it is confirmed that CaO, which was created by thermal decomposition of the $Ca(NO_3)_2$ and $CaCO_3$, was transferred to $Ca(OH)_2$ in the air with water. Because it is known that $Ca(OH)_2$ is stable material, further additives did not need to the stabilization of the thermal decomposition of the lagoons.

모의 담금질 최적화 기법을 이용한 RF 캐비티 필터 튜닝

권동원(Dongwon Kwon),황성태(Sung-Tae Hwang),정장훈(Janghoon Jeong),손성호(Seong-Ho Son) 한국통신학회 2023 한국통신학회 학술대회논문집 Vol.2023 No.6

핵연료분말 제조공정 여액으로부터 Uranyl - peroxide 화합물의 제조

정경채,김태준,최종현,박진호,황성태 ( Kyung Chai Jeong,Tae Joon Kim,Jong Hyun Choi,Jin Ho Park,Seong Tae Hwang ) 한국공업화학회 1997 공업화학 Vol.8 No.3

핵연료 분말제조 공정에서 발생하는 여액중의 미량 우라늄과 과산화수소 용액을 반응시켜 uranyl-peroxide 화합물을 제조하였다. 여액에 CO₃^2-가 공존할 경우에는 용해되어 있는 UO₂^2+가 침전되지 않기 때문에, 여액을 98℃로 가열하여 CO₃^2-를 우선 제거하였다. Uranyl-peroxide 화합물 제조시 최적조건으로는 암모니아 가스로 여액의 pH를 9.5로 조절한 후 과량의 과산화수소 용액을 10ml/lit.-filtrate로 첨가하여 1시간 ageing시킬 때이며, 처리후 여액중의 우라늄농도는 3ppm 이하로 나타났다. 제조된 uranyl-peroxide 화합물을 FT-IR, X-ray, TG 및 화학분석 등을 통해 분석한 결과 화합물의 조성은 UO₄·2NH₄F로 나타났으며, 초기 생성된 1-2㎛의 UO₄·2NH₄F 입자들은 반응온도 60℃ 및 pH 9.5에서 약 4㎛로 성장하였다. 최적조건에서 제조된 입자들의 고/액 분리효율은 pH의 증가 및 반응온도의 상승에 따라 증가하는 경향으로 나타났다. 한편, 제조된 입자들의 결정형태는 SEM 및 XRD에 의한 분석결과 octahedral 형태로 나타났으며, 이 분말을 공기분위기에서 650℃까지 열분해한 결과 U₃O_8으로 판명되어 핵연료 분말제조 공정으로 재순환이 가능하였다. Uranyl-peroxide compound was prepared by the reaction of excess hydrogen peroxide solution and trace uranium in filtrate from nuclear fuel conversion plant. The CO₃^2- in filtrate was removed first by heating more than 98℃, because uranyl-peroxide compound could not be precipitated by CO₃^2- remaining in filtrate. The optimum condition for uranylperoxide compound was ageing for 1 hr after controling the pH with NH₃ gas and adding the excess H₂O₂ of 10 ml/lit.-filtrate. Uranium concentration in the filtrate was appeared to 3 ppm after the precipitation of uranyl-peroxide compound, and the chemical composition of this compound was analyzed to UO₄·2NH₄F with FT-IR, X-ray diffractometry, TG and chemical analysis. Also, this fine particle, about 1-2 ㎛, could be grown up to 4㎛ at pH 9.5 and 60℃. The separation efficiency of precipitate from mother liquor was increased with increase of pH and reaction temperature. Otherwise, the crystal form of this particle showed octahedral by SEM and XRD, and U₃O_8 powder was obtained by thermal decomposition at 650℃ in air atmosphere.

핵연료 분말제조 공정에서 발생하는 폐액의 처리에 관한 연구

정경채,김태준,최종현,박진호,황성태 ( Kyung Chai Jeong,Tae Joon Kim,Jong Hyun Choi,Jin Ho Park,Seong Tae Hwang ) 한국공업화학회 1996 공업화학 Vol.7 No.6

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 UO₄화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 UO₄·2NH₄F형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 101℃까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 60℃에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다. Treating methods and characteristics of waste from a nuclear fuel powder conversion plant were studied. To recovery or treat a trace uranium in liquid waste, the ammonium uranyl carbonate(AUC) filtrate must be heated for CO₂ expelling, essentially. Uranium content of final treated waste solution from fuel powder processes for a heavy water reactor(HWR) could be lowered to 1 ppm by the lime treatment after the ammonium di-uranate(ADU) precipitation by simple heating. Otherwise, in case of the waste from fuel powder processes for a pressurized light water reactor(PWR), it is result in 0.8 ppm as a form of uranium peroxide such as UO₄·2NH₄F compounds. Optimum condition was found at 101℃ by the simple heating method in case of HWR powder process waste. And in case of PWR powder process waste, optimum condition could be obtained by precipitating with adding hydrogen peroxide and adjusting at pH 9.5 with ammonia gas at 60℃ after heating the waste in order to expelling CO₂. As the characteristics of recovered uranium compounds, median particle size of ADU was increased with pH increasing in case of HWR waste. Also, in case of uranium peroxide compound recovered from PWR waste, the property of U₃O_8 powder obtained after thermal treatment in air atmosphere was similar to that of the powder prepared from AUC conversion plant.