• 제목/요약/키워드: Fuel tanks

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마찰교반접합의 공정변수가 AA2219-AA2195 이종 알루미늄 접합에 미치는 영향 (Effect of Process Parameters on Friction Stir Welds on AA2219-AA2195 Dissimilar Aluminum Alloys)

  • 노국일;유준태;윤종훈;이호성
    • 한국재료학회지
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    • 제27권6호
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    • pp.331-338
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    • 2017
  • This study was carried out to investigate the optimum condition of a friction stir welding process for a joint of AA2219-T87 and AA2195-T8 dissimilar aluminum alloys. These alloys are known to have good cryogenic properties, and as such to be suitable for use in fuel tanks of space vehicles. The welding parameters include the travelling speed, rotation speed and rotation direction of the tool. The experiment was conducted under conditions in which the travelling speed of the tool was 120-300 mm/min and the rotation speed of the tool was 400-800 rpm. To investigate the effect of the rotation direction of the tool, the joining was performed by switching the positions of the two dissimilar alloys. After welding, the microstructure was observed and the micro-hardness were measured; non-destructive evaluation was carried out to perform tensile tests on defect-free specimens. The result was that the microstructure of the weld joint underwent dynamic recrystallization due to sufficient deformation and frictional heat. The travelling speed of the tool had little effect on the properties of the joint, but the properties of the joint varied with the rotation speed of the tool. The conditions for the best joining properties were 600 rpm and 180-240 mm/min when the AA2219-T8 alloy was on the retreating side(RS).

파쇄 폐타이어를 이용한 반응벽체에 관한 연구: 폐타이어 내의 MTBE(Methyl tertiary Butyl Ether)흡착 중심 (A Study of Ground Tire as a Sorption Media for the Passive Treatment Wall: Sorption of MTBE (Methyl tertiary Butyl Ether))

  • 박상현;이재영;최상일
    • 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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    • 제8권3호
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    • pp.37-44
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    • 2003
  • MTBE(Methyl tertiary Butyl Ether)와 같은 가솔린 연료의 첨가제의 사용은 대기오염물질의 발생을 효과적으로 감소시키지만, 다른 한편으로는 지하저장 시설로부터의 누출로 인해 토양 및 지하수의 오염을 유발할 수 있다. 특히 MTBE는 높은 용해성으로 인해 지하수내에서는 지하수와 함께 광범위하게 오염을 유발할 수 있다. 본 연구에서는 MTBE를 대상 물질로 하여 폐타이어를 현장내 오염지하수 정화 공법 중 하나인 반응벽체 공법의 흡착매질로 사용을 평가하기 위해, 회분식 실험을 통해서 크기가 다른 폐타이어의 MTBE흡착 특성을 파악해 보았다. 또한 칼럼 실험을 통해서 이용 효율(Utilization Efficiency)을 구하였다. 1.18mm 이하의 폐타이어의 g당 최대 흡착량은 약 0.5 mg으로 나타났다. Freundlich 등온흡착식을 이용하여 구한 이론 흡착용량과 실제 평균 농도 측정을 한 후 계산된 MTBE의 흡착량을 비교하여 이용 효율을 계산 해본 결과, 지름이 가장 작은 폐타이어가 약 36%,나머지 두 가지 종류의 폐타이어는 각각 15.6%와 16.4%의 효율을 나타내었다. 폐타이어의 처분비용과 재생비용을 고려한다면, 폐타이어의 이용은 경제적, 환경적 측면에서 유익하리라 생각되며, 또한 Air-Sparging이나 Bioremediation과 같은 다른 현장내 공법과 복합적으로 적용된다면, 제거효율 향상과 같은 동반 상승효과(synergy effect)를 기대할 수 있을 것이라 사료된다.

LNG 저장탱크 바닥판 단열 시스템 개선 (Improvement of Insulation System for LNG Storage Tank Base Slab)

  • 이용진;노병철
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제14권4호
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    • pp.141-147
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    • 2010
  • LNG 천연가스로서 저장과 운반이 용이한 액체로 변형이 가능하며, 청정연료로 각광받게 되어, 석유에너지의 의존도를 낮추고 에너지사용의 다변화를 위해 1986년 인도네시아로부터 처음 도입된 이래로 산업의 성장과 더불어 그 수요량이 지속적으로 증가하고 있다. LNG는 천연가스의 부피를 영하 약 $-162^{\circ}C(-260^{\circ}F)$까지 냉각시켜 1/600까지 줄일 수 있으므로, 저장 및 운반에 있어서 매우 효율적이다. 현대의 LNG 저장탱크는 철근 콘크리트 이중벽과 내부 니켈방호벽 및 벽사이의 효율이 높은 단열재로 구성된 완전 방호식이 적용되고 있다. 단열재는 극저온의 온도가 LNG 탱크 외벽으로 전달되는 것을 차단하며, 바닥슬래브, 외벽 및 상부에 설치된다. LNG 저장탱크의 단열재의 배치에 따라 콘크리트 외조에 작용하는 온도분포에 차이가 나므로, 본 연구에서는 기 건설된 완전 방호식 LNG 저장탱크 바닥판 단열재의 배치에 대해 검토하고, 이를 바탕으로 단열시스템 개선 방안을 제안하고자 한다.

소형발사체 공통격벽 추진제 탱크의 단열재 두께 변화에 따른 과도 열전달 해석 (Transient Heat Transfer Analysis of Small Launch Vehicle Common Bulkhead Propellant Tank with Different Insulation Thickness)

  • 양지윤;이경한;김상우;이수용
    • 항공우주시스템공학회지
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    • 제18권3호
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    • pp.70-75
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    • 2024
  • 본 연구에서는 단열재 두께에 따른 소형발사체 공통격벽 추진제 탱크의 단열 성능을 분석하였다. 단일 파트로 이루어진 공통격벽 추진제 탱크는 탱크 연결부가 불필요하여 추진제 탱크의 경량화 설계가 가능하다. 그러나 산화제와 연료의 온도차로 인한 열전달에 의하여 추진제의 손실과 점화 지연 등의 문제가 발생할 수 있다. 따라서 산화제 탱크와 연료 탱크를 구분하는 공통격벽 구조의 단열 성능 확인이 필수적이다. 본 연구에서는 기화 질량(boil- off mass)을 이용한 단열 성능 분석을 위하여 단열재 두께가 50, 55, 60, 65, 70 mm인 추진제 탱크에 대해 과도 열전달 해석을 수행하였다. 이어서 추진제 탱크의 1단 비행시간 동안 발생하는 산화제의 기화 질량을 도출하였다. 그 결과, 단열재 두께가 증가할수록 기화 질량이 감소하여 단열 성능이 향상되었다.

CO2 수송선 저장탱크의 BOG 측정 실험 및 회수에 관한 연구 (A Study on the Experimental Measurements and Its Recovery for the Rate of Boil-Off Gas from the Storage Tank of the CO2 Transport Ship)

  • 박진우;김동선;고민수;조정호
    • 청정기술
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    • 제20권1호
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    • pp.1-6
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    • 2014
  • 화석연료로부터 에너지를 얻을 때, 연소반응에 의해 이산화탄소가 생성되어 진다. 이렇게 이산화탄소의 배출이 늘어나게 되면 지구온난화 문제가 더욱 심각해지게 된다. 따라서 이를 방지하기 위한 이산화탄소 포집 및 저장기술(carbon capture and storage, CCS) 개발이 요구되고 있다. 하지만 액화 이산화탄소를 수송 시 여러 문제로 인해 지속적으로 BOG (boil-off gas)가 발생하게 된다. 본 연구에서는 $40m^3$저장 탱크 2대에 액화 이산화탄소를 주입하여 압력변화 및 외부열과 선적, 하역 시 발생하는 BOG의 양과 조성을 30일 간 측정하였다. 측정한 결과 16,040 kg의 BOG가 발생하였으며, 조성은 $CO_2$ 99.95%, $N_2$ 0.05%인 것을 알 수 있었다. 또한 상용성 모사기인 PRO/II with PROVISION 9.2를 이용하여 발생한 BOG를 증기 재압축 냉동사이클을 통해 재액화 하는 전산모사를 수행하였다. 그 결과 냉동사이클의 총 순환유량은 42.07 kg/h, 응축기 설비의 소모량은 48.85 kg/h가 나오는 것을 알 수 있었다.

LNG 운반선에 적용된 독립형 탱크의 균열 진전 해석에 관한 연구 (Crack Propagation Analysis for IMO Type-B Independent Tank with Liquefied Natural Gas Carrier)

  • 김범일;모하메드 샤피쿨
    • 해양환경안전학회지
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    • 제27권4호
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    • pp.529-537
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    • 2021
  • LNG 운반선은 선체와 화물창이 일체형인 멤브레인 타입을 적용한 대형선을 중심으로 건조되어 왔으나, 최근 친환경 연료인 LNG의 수요 증가 및 LNG 벙커링 인프라 확대로, 중소형 운반선에 대한 관심이 증가하고 있다. 본 연구에서는 중소형 LNG 운반선에 IMO B 형식 탱크를 적용하고 설계의 안정성 및 적합성을 검증하는 것을 목표로 하였고, B 형식 탱크를 적용하는 경우 필수적으로 수반되는 파괴역학 기반의 균열 진전 해석 및 가스 누출을 대비하여 설치되는 부분 2차 방벽의 크기의 결정을 위한 내용을 소개하였다. LNG 운반선 적용에 적용되는 국제 규정인 IGC 코드를 이용하여 설계 수명동안 균열 진전 해석에 적용될 응력 분포를 산정하는 방법을 제시하였고, Paris 법칙과 British Standard 7910 (BS 79110) 기반의 균열 진전 해석 프로그램을 개발하여 표면 균열 진전 해석을 수행하였다. 다음으로 2차 방벽의 크기를 결정하기 위하여, 초기 관통 균열의 크기를 가정할 수 있는 방법론을 제시하고, 균열 감지 후 회항 가능 기간인 15일 동안의 관통 균열 진전 해석을 수행하여 국제 규정에서 요구하는 B 형식 화물 탱크의 안정성 및 적합성을 검증하였다. 더 정확한 피로 균열 진전 해석을 위하여 코드 기반에 더하여 직접 해석을 통한 해석 절차 개발 및 검증이 필요할 것으로 사료된다.

압축 수소 충전 공정 해석을 위한 대류 열전달 계수 비교 분석 (Comparative Investigation of Convective Heat Transfer Coefficients for Analyzing Compressed Hydrogen Fueling Process)

  • 서효민;박병흥
    • 한국가스학회지
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    • 제27권3호
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    • pp.123-133
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    • 2023
  • 상용 수소연료전지 차량은 기체 수소를 고압으로 압축하여 차량 내 저장 탱크로 저장하는 방식으로 충전이 진행된다. 이러한 압축 과정은 기체의 온도 상승을 유발하며, 저장 탱크의 안전성을 확보하기 위해 온도는 제한된다. 따라서 이러한 온도 상승을 설명하기 위한 열전달 모델이 필요하다. 열전달 모델은 대류 열전달 현상을 포함하며 정확한 대류 열전달 계수 추산이 요구된다. 본 연구에서는 수소 충전 과정에서의 대류 열전달 계수를 물리적 현상을 고려한 다양한 상관관계식을 이용하여 계산하고 비교 분석하였다. 수소 충전 과정은 디스펜서로부터 탱크 입구까지의 충전라인과 차량 내 저장 탱크로 분류하였고, 각각의 내부 및 외부에서의 대류 열전달 계수를 질량 유량, 직경, 온도와 압력 등 공정 변수에 따라 추산하였다. 그 결과, 충전라인 내부의 경우 저장 탱크 내부에서보다 대류 열전달 계수가 약 1000배 크게 나타났고, 충전라인 외부의 경우 저장 탱크 외부에서보다 대류 열전달 계수가 약 3배 크게 나타났다. 마지막으로 각 과정에서의 대류 열전달 계수를 종합 분석한 결과 전체 수소 충전 과정에서 저장 탱크 외부에서의 열전달 계수가 가장 낮아 열전달 현상을 지배하는 것으로 나타났다.

Modified Photo-Fenton Reaction을 이용한 Methyl Tert-butyl Ether (MTBE)의 분해 Kinetic 및 메커니즘 규명에 관한 연구 (Degradation Kinetic and Mechanism of Methyl Tert-butyl Ether (MTBE) by the Modified Photo-Fenton Reaction)

  • 김민경;공성호
    • 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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    • 제11권6호
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    • pp.69-75
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    • 2006
  • 지하 저장 탱크로부터의 유류 유출로 인하여 전세계적으로 넓은 지역의 토양 및 지하수가 오염되고 있다. Methyl tert-butyl ether(MTBE)는 대기 오염 감소를 위하여 널리 사용되고 있는 유류 첨가제이지만 토양 및 지하수로 유입되어 섭취 되었을 때 발암 가능성이 있는 유독 물질이다. 본 연구는 고도 산화 처리 기법 중 유기 오염물의 분해에 높은 효율을 나타내는 고전적 Fenton reaction의 최대 단점인 강한 산성(pH 2.5-3) 의존성을 극복한 새로운 산화 처리 기법을 개발하여 고농도의 MTBE를 효과적으로 분해 하는 것을 그 목적으로 하여 자연 친화적인 chelating agents를 사용하여 중성 영역에서 Fenton reaction을 가능하게 하는 기법인 Modified Fenton reaction과 Ultra Violet light(UV)를 이용하여 분해효율을 극대화 하는 Photo-assisted Fenton reaction을 응용한 Modified Photo-Fenton reaction system을 개발하여 최적 반응 조건 및 반응 차수, 반응 메커니즘을 밝혀내었다. 낮은 독성과 높은 생분해성을 나타낸 Citrate ion을 chelating agents로 선정하였으며 최적 반응 조건은 [$Fe^{3+}$] : [Citrate] = 1 mM : 4 mM, 3% $H_2O_2$, 17.4 kWh/L UV dose, 초기 pH 6.0이며 이 조건에서 1000 ppm MTBE를 분해한 결과 6시간 후 86.75%, 16시간 후 99.99%의 높은 분해율을 나타냈으며 최종 pH는 6.02로 안정적이었다. 또한 Modified Photo-Fenton reaction을 이용한 MTBE 분해 반응은 유사 1차 반응을 나타내었으며 methoxy group이 ${\cdot}OH$ radical과 주로 반응하여 tert-butyl formate(TBF)가 주요 분해 산물이 되는 분해 경로를 따른 다는 것이 밝혀졌다. 본 연구로 개발된 Modified Photo-Fenton reaction에서 발생되는 산화제인 ${\cdot}OH$ radical의 비선택적 반응성을 고려할 때 본 system은 다른 종류의 유기 오염물 분해에도 효과적일 것으로 판단된다.

케미컬 탱커선 운항노선별 최적선형에 관한 연구 (An Investigation on the Optimal Ship Size for Chemical Tankers by Main Shipping Routes)

  • 김재호;김택원;우수한
    • 한국항해항만학회지
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    • 제39권6호
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    • pp.439-450
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    • 2015
  • 본 연구는 아시아 케미컬 탱커 시장을 구성하는 수요 및 공급적 특성을 알아보고 케미컬 탱커선의 주요 비용을 파악하여 탱커시장의 주요 노선별로 최적선형을 제시하는 것이다. 따라서 본 연구는 선박 운항 상 비용분석에 관한 선행연구사례를 파악하고 케미컬 탱커 관련 연구를 통해 케미컬 탱커선에 적용 가능한 비용모델을 파악하였다. 또한 각 비용요소에 해당하는 데이터를 수치해석(Numerical Analysis)하고 연구결과의 민감도를 최소화하기 위해 시나리오 분석을 시행하였다. 그 결과 다음과 같이 다섯 가지의 시사점을 도출할 수 있다. 첫째, 연구대상 선형에서 평균적인 마켓상황을 가정했을 때, '극동-중동 노선'에서는 12,000DWT급 선형, '극동-동남아시아 노선'에서는 9,000DWT급 선형, 극동지역 내 에서는 3,000DWT급이 비용측면에서 경쟁력을 보일 수 있다. 둘째, 케미컬 탱커의 선박 사이즈가 커질수록, 연료의 가격이 상승함에 따른 경쟁우위가 높아지고 작은 사이즈의 경우 연료가격이 하락할 경우 경쟁우위가 높아지는 것으로 나타났다. 셋째, 케미컬 탱커의 용선료 변동은 호황기와 불황기의 표준편차가 20%미만으로 시황의 영향을 덜 받는 것으로 나타났으며, 비슷한 비율로 상승 시 사이즈별 경쟁력에는 큰 차이가 없는 것으로 나타났다. 넷째, 케미컬 탱커의 Parcelling의 규모가 커질수록 큰 사이즈의 케미컬 탱커가 경쟁력을 가지며 반대의 경우 작은 탱커의 경쟁력이 상승하는 것으로 나타났다. 마지막으로, 케미컬 탱커의 재항시간은 선박의 비용측면에 큰 영향을 미치는데 재항시간이 감소할 경우 큰 사이즈의 선박 경쟁력이 더욱 상승하여 보다 짧은 루트에 투입하여도 경쟁력이 있는 것으로 나타났다.

APPLICATION OF FUZZY SET THEORY IN SAFEGUARDS

  • Fattah, A.;Nishiwaki, Y.
    • 한국지능시스템학회:학술대회논문집
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    • 한국퍼지및지능시스템학회 1993년도 Fifth International Fuzzy Systems Association World Congress 93
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    • pp.1051-1054
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    • 1993
  • The International Atomic Energy Agency's Statute in Article III.A.5 allows it“to establish and administer safeguards designed to ensure that special fissionable and other materials, services, equipment, facilities and information made available by the Agency or at its request or under its supervision or control are not used in such a way as to further any military purpose; and to apply safeguards, at the request of the parties, to any bilateral or multilateral arrangement, or at the request of a State, to any of that State's activities in the field of atomic energy”. Safeguards are essentially a technical means of verifying the fulfilment of political obligations undertaken by States and given a legal force in international agreements relating to the peaceful uses of nuclear energy. The main political objectives are: to assure the international community that States are complying with their non-proliferation and other peaceful undertakings; and to deter (a) the diversion of afeguarded nuclear materials to the production of nuclear explosives or for military purposes and (b) the misuse of safeguarded facilities with the aim of producing unsafeguarded nuclear material. It is clear that no international safeguards system can physically prevent diversion. The IAEA safeguards system is basically a verification measure designed to provide assurance in those cases in which diversion has not occurred. Verification is accomplished by two basic means: material accountancy and containment and surveillance measures. Nuclear material accountancy is the fundamental IAEA safeguards mechanism, while containment and surveillance serve as important complementary measures. Material accountancy refers to a collection of measurements and other determinations which enable the State and the Agency to maintain a current picture of the location and movement of nuclear material into and out of material balance areas, i. e. areas where all material entering or leaving is measurab e. A containment measure is one that is designed by taking advantage of structural characteristics, such as containers, tanks or pipes, etc. To establish the physical integrity of an area or item by preventing the undetected movement of nuclear material or equipment. Such measures involve the application of tamper-indicating or surveillance devices. Surveillance refers to both human and instrumental observation aimed at indicating the movement of nuclear material. The verification process consists of three over-lapping elements: (a) Provision by the State of information such as - design information describing nuclear installations; - accounting reports listing nuclear material inventories, receipts and shipments; - documents amplifying and clarifying reports, as applicable; - notification of international transfers of nuclear material. (b) Collection by the IAEA of information through inspection activities such as - verification of design information - examination of records and repo ts - measurement of nuclear material - examination of containment and surveillance measures - follow-up activities in case of unusual findings. (c) Evaluation of the information provided by the State and of that collected by inspectors to determine the completeness, accuracy and validity of the information provided by the State and to resolve any anomalies and discrepancies. To design an effective verification system, one must identify possible ways and means by which nuclear material could be diverted from peaceful uses, including means to conceal such diversions. These theoretical ways and means, which have become known as diversion strategies, are used as one of the basic inputs for the development of safeguards procedures, equipment and instrumentation. For analysis of implementation strategy purposes, it is assumed that non-compliance cannot be excluded a priori and that consequently there is a low but non-zero probability that a diversion could be attempted in all safeguards ituations. An important element of diversion strategies is the identification of various possible diversion paths; the amount, type and location of nuclear material involved, the physical route and conversion of the material that may take place, rate of removal and concealment methods, as appropriate. With regard to the physical route and conversion of nuclear material the following main categories may be considered: - unreported removal of nuclear material from an installation or during transit - unreported introduction of nuclear material into an installation - unreported transfer of nuclear material from one material balance area to another - unreported production of nuclear material, e. g. enrichment of uranium or production of plutonium - undeclared uses of the material within the installation. With respect to the amount of nuclear material that might be diverted in a given time (the diversion rate), the continuum between the following two limiting cases is cons dered: - one significant quantity or more in a short time, often known as abrupt diversion; and - one significant quantity or more per year, for example, by accumulation of smaller amounts each time to add up to a significant quantity over a period of one year, often called protracted diversion. Concealment methods may include: - restriction of access of inspectors - falsification of records, reports and other material balance areas - replacement of nuclear material, e. g. use of dummy objects - falsification of measurements or of their evaluation - interference with IAEA installed equipment.As a result of diversion and its concealment or other actions, anomalies will occur. All reasonable diversion routes, scenarios/strategies and concealment methods have to be taken into account in designing safeguards implementation strategies so as to provide sufficient opportunities for the IAEA to observe such anomalies. The safeguards approach for each facility will make a different use of these procedures, equipment and instrumentation according to the various diversion strategies which could be applicable to that facility and according to the detection and inspection goals which are applied. Postulated pathways sets of scenarios comprise those elements of diversion strategies which might be carried out at a facility or across a State's fuel cycle with declared or undeclared activities. All such factors, however, contain a degree of fuzziness that need a human judgment to make the ultimate conclusion that all material is being used for peaceful purposes. Safeguards has been traditionally based on verification of declared material and facilities using material accountancy as a fundamental measure. The strength of material accountancy is based on the fact that it allows to detect any diversion independent of the diversion route taken. Material accountancy detects a diversion after it actually happened and thus is powerless to physically prevent it and can only deter by the risk of early detection any contemplation by State authorities to carry out a diversion. Recently the IAEA has been faced with new challenges. To deal with these, various measures are being reconsidered to strengthen the safeguards system such as enhanced assessment of the completeness of the State's initial declaration of nuclear material and installations under its jurisdiction enhanced monitoring and analysis of open information and analysis of open information that may indicate inconsistencies with the State's safeguards obligations. Precise information vital for such enhanced assessments and analyses is normally not available or, if available, difficult and expensive collection of information would be necessary. Above all, realistic appraisal of truth needs sound human judgment.

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