As an example of research activities in decontamination for decommissioning, new data are presented on the options for corrosion layer dissolution during the decommissioning decontamination, or persulfate regeneration for decontamination solutions re-use. For the management of spent decontamination solutions, new method based on solvent extraction of radionuclides into ionic liquid followed by electrodeposition of the radionuclides has been developed. Fields of applications of composite inorganic-organic absorbers or solid extractants with polyacrylonitrile (PAN) binding matrix for the treatment of liquid radioactive waste are reviewed; a method for americium separation from the boric acid containing NPP evaporator concentrates based on the TODGA-PAN material is discussed in more detail. Performance of a model of radionuclide transport, developed and implemented within the GoldSim programming environment, for the safety studies of the LLW/ILW repository is demonstrated on the specific case of the Richard repository (Czech Republic). Continuation and even broadening of these activities are expected in connection with the approaching end of the lifespan of the first blocks of the Czech NPPs.
국내 유해폐기물의 적정 관리를 위해 폐유 및 액상연료 공정에서 발생한 폐기물 중 규제 무기물질류의 배출특성을 조사하였다. 사업장은 올바로시스템에 등록된 폐기물 배출업체를 대상으로, 유럽폐기물 분류체계(EWC, European Waste Catalogue)의 폐유 및 액상연료 공정(EWC 13)과 유사한 폐기물 발생업체를 선정하였다. 조사대상 사업장 37 개 업체를 현지 방문하여 원료, 생산제품, 생산 공정, 폐기물의 종류 및 배출과정을 조사하고 생산 공정에서 배출되는 51 개의 폐기물을 채취하여 무기물질류 16 항목(Cd, Pb, Cu, Hg, As, CN, Cr, $Cr^{6+}$, Ba, Be, F, Ni, Sb, Se, V, Zn)에 대한 함량분석을 수행하였다. 분석결과, 모든 공정에서 발생된 폐기물에서 주로 Sb가 검출되었고, 6~419(평균 98) mg/kg의 농도 범위를 나타내었다. EWC 판정 절차를 통해 국내 폐유 및 액상연료 공정에서 발생된 폐기물을 판정한 결과, EWC 중분류 24공정 중 절대유해폐기물로 분류해서 관리해야할 공정은 16 개, 상대유해폐기물로 관리가 필요한 공정은 8 개로 판단되었다. 폐기물의 배출특성을 통해 유해물질 함유 자료를 확보하고 폐기물 목록에 대한 데이터베이스를 구축함으로써 유해폐기물의 안전처리를 통한 환경오염을 방지할 수 있을 것으로 기대된다.
Adulterations fuel have been using in the vehicle in these days. Because gasoline, diesel prices are rising every day. so people find more cheap price fuel. Adulterations fuel caused a serious air pollution problems. Adulteration fuel were made from waste engine oil, waste paint. According to Government regulations permit to be used recycle fuel(adulteration fuel) only in industrial boiler. Unburned fuel pollutants are effected to human health. In this paper, the hazardous air pollutants characteristics in the diesel vehicles according to adulterations of vehicle fuels were carried out in the NEDC test mode in chassis dynamometer. It is revealed that the all of the regulation pollutants (THC, NOx, CO and PM) emission in the adulterations of vehicle fuels was increased also the green house gas, $CO_2$ was increased. In the hazardous air pollutants characteristics, the VOCs(Volitile Organic Compounds) BTEX(Benzene, Toluene, Ethylbenzene, Xylene) emissions in the adulterations of vehicle fuels showed higher level than these in the diesel fuels.
Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.
Liquid Bi pool is a candidate electrode for an electrometallurgical process in the molten LiCl-KCl eutectic to treat the spent nuclear fuels from nuclear power plants. The electrochemical behavior of Bi3+ ions and the electrode reaction on liquid Bi pool were investigated with the cyclic voltammetry in an environment with or without BiCl3 in the molten LiCl-KCl eutectic. Experimental results showed that two redox reactions of Bi3+ on inert W electrode and the shift of cathodic peak potentials of Li+ and Bi3+ on liquid Bi pool electrode in molten LiCl-KCl eutectic. It is confirmed that the redox reaction of lithium with respect to the liquid Bi pool electrode would occur in a wide range of potentials in molten LiCl-KCl eutectic. The obtained data will be used to design the electrometallurgical process for treating actinide and lanthanide from the spent nuclear fuels and to understand the electrochemical reactions of actinide and lanthanide at liquid Bi pool electrode in the molten LiCl-KCl eutectic.
In this study, extraction of uranium(VI) from an aqueous nitric acid solution was investigated using tri-n-butyl phosphate (TBP) as an extractant in an ionic liquid, 1-alkyl-3-methylimidazolium bis (trifluoromethylsulfonyl)imide ([Cnmim][Tf2N]). The distribution ratio of U(VI) in 1.1 M TBP/[Cnmim][Tf2N] was significantly high when the concentration of nitric acid was low. The value of the distribution ratio decreased as the concentration of the nitric acid increased at lower acidities, and then increased with a nitric acid concentration of up to 8 M. This can be attributed to the different extraction mechanisms of U(VI) based on nitric acid concentrations. Thus, a cation exchange at low acidity levels and an ion-pair extraction at high acidity levels were suggested as the extraction mechanism of U(VI) in the TBP/[Cnmim][Tf2N] system.
한국화재소방학회 1997년도 International Symposium on Fire Science and Technology
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pp.203-210
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1997
Reports of explosions in cargo and storage tanks of high flash point liquids such as residual fuel oil, asphalt, and oily waste water have shown that these explosions have occurred even when the liquid temperatures are well below the liquid nominal flash point. The reasons for these seemingly paradoxical explosions are reviewed and results of recent laboratory tests are presented to better define the conditions leading to flammable vapor atmospheres in these tanks. The potential effectiveness of various prevention measures are discussed including inerting, monitoring tank vapor concentrations, and periodic cleaning of condensation and deposits on the tank walls and roof.
핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.
Densities of molten salt mixtures of eutectic LiCl-KCl with $UCl_3$, $CeCl_3$, or $LaCl_3$ at various concentrations (up to 13 wt%) were measured using a liquid surface displacement probe. Linear relationships between the mixture density and the concentration of the added salt were observed. For $LaCl_3$ and $CeCl_3$, the measured densities were significantly higher than those previously reported from Archimedes' method. In the case of $LiCl-KCl-UCl_3$, the data fit the ideal mixture density model very well. For the other salts, the measured densities exceeded the ideal model prediction by about 2%.
수산시장이나 어항에서 발생하는 수산폐기물을 수거하여 처리하는 과정은 긴 시간과 불결한 처리로 악취발생 및 비위생적인 면이 많아 민원의 대상이 되어 왔다. 이것을 수거하여 완전 처리하는 기술을 적용하면 비위생에 대한 민원이 없어지고 자원재활용의 비율을 확실히 높일 수 있다. 본 논문에서는 지방과 단백질이 풍부한 수산폐기물을 증류건조시켜, 고형물은 가축사료로 활용하고 응축수는 탈취제나 하수처리장의 외부탄소원으로 활용하는 완전 재활용공법을 소개한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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