• 제목/요약/키워드: waste organic solvent

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Proposal of a prototype plant based on the exfoliation process for the treatment of irradiated graphite

  • Pozzetto, Silvia;Capone, Mauro;Cherubini, Nadia;Cozzella, Maria Letizia;Dodaro, Alessandro;Guidi, Giambattista
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제52권4호
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    • pp.797-801
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    • 2020
  • Most of irradiated graphite that should be disposed comes from moderators and reflectors of nuclear power plants. The quantity of irradiated graphite could be higher in the future if high-temperature reactors (HTRs) will be deployed. In this case noteworthy quantities of fuel pebbles containing semi-graphitic carbonaceous material should be added to the already existing 250,000 tons of irradiated graphite. Industry graphite is largely used in industrial applications for its high thermal and electrical conductivity and thermal and chemical resistance, making it a valuable material. Irradiated graphite constitutes a waste management challenge owing to the presence of long-lived radionuclides, such as 14C and 36Cl. In the ENEA Nuclear Material Characterization Laboratory it has been successfully designed a procedure based on the exfoliation process organic solvent assisted, with the purpose of investigate the possibility of achieving graphite significantly less toxic that could be recycled for other purpose [1]. The objective of this paper is to evaluate the possibility of the scalability from laboratory to industrial dimensions of the exfoliation process and provide the prototype of a chemical plant for the treatment of irradiated graphite.

The exfoliation of irradiated nuclear graphite by treatment with organic solvent: A proposal for its recycling

  • Capone, Mauro;Cherubini, Nadia;Cozzella, Maria Letizia;Dodaro, Alessandro;Guarcini, Tiziana
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제51권4호
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    • pp.1037-1040
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    • 2019
  • For the past 50 years, graphite has been widely used as a moderator, reflector and fuel matrix in different kinds of gas-cooled reactors. Resulting in approximately 250,000 metric tons of irradiated graphite waste. One of the most significant long-lived radioisotope from graphite reactors is carbon-14 ($^{14}C$) with a half-life of 5730 years, this makes it a huge concern for deep geologic disposal of nuclear graphite (NG). Considering the lifecycle of NG a number of waste management options have been developed, mainly focused on the achievement the radiological requirements for disposal. The existing approaches for recycling depend on the cost to be economically viable. In this new study, an affordable process to remove $^{14}C$ has been proposed using samples taken from the Nuclear Power Plant in Latina (Italy) which have been used to investigate the capability of organic and inorganic solvents in removing $^{14}C$ from exfoliated nuclear graphite, with the aim to design a practicable approach to obtain graphite for recycling or/and safety disposed as L& LLW.

초산(醋酸), 질산(窒酸), 인산(燐酸)을 함유한 삼원계(三元系) 폐혼산(廢混酸)으로부터 인산(燐酸) 회수(回收)에 관한 기초 연구(硏究) (A Study on the Recovery of Phosphoric acid from Waste acid containing Acetic acid, Nitric acid and phosphoric acid)

  • 이향숙;이창훈;신준영;김주엽;안재우
    • 자원리싸이클링
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    • 제14권5호
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    • pp.18-23
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    • 2005
  • 초산, 질산, 인산이 함유된 폐혼산으로부터 인산을 분리하여 재활용하기 위한 방법으로 용매추출법을 이용하였다. 폐혼산에서 초산과 질산을 선택적으로 분리하고, 추출 잔류액에서 인산을 회수하고자 하였다. 주요 실험 변수로는 추출제 농도, 교반시간, 교반속도 등의 변화에 따른 초산, 질산, 인산의 추출거동을 조사하였다. 또한, McCabe-Thiele diagram으로부터 초산, 질산 성분의 추출 및 탈거에 필요한 이론적 단수를 조사하였다. 실험결과 인산염계 추출제를 사용할 경우 초산과 질산을 선택적으로 분리 추출이 가능하였으며, 추출제의 함량은 유기상의 50%가 적합하였다. 교반속도와 교반시간의 영향은 크게 없었으며, 상비(A/O)=1/3, 6단에서 초산과 질산을 완전히 추출 분리하여 인산을 추출잔류액에서 회수가 가능하였다.

Biochemical Characterization of a Novel Alkaline and Detergent Stable Protease from Aeromonas veronii OB3

  • Manni, Laila;Misbah, Asmae;Zouine, Nouhaila;Ananou, Samir
    • 한국미생물·생명공학회지
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    • 제48권3호
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    • pp.358-365
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    • 2020
  • An organic solvent- and bleach-stable protease-producing strain was isolated from a polluted river water sample and identified as Aeromonas veronii OB3 on the basis of biochemical properties (API 20E) and 16S rRNA sequence analysis. The strain was found to hyper-produce alkaline protease when cultivated on fish waste powder-based medium (HVSP, 4080 U/ml). The biochemical properties and compatibility of OB3 with several detergents and additives were studied. Maximum activity was observed at pH 9.0 and 60℃. The crude protease displayed outstanding stability to the investigated surfactants and oxidants, such as Tween 80, Triton X-100, and H2O2, and almost 36% residual activity when incubated with 1% SDS. Remarkably, the enzyme demonstrated considerable compatibility with commercial detergents, retaining more than 100% of its activity with Ariel and Tide (1 h, 40℃). Moreover, washing performance of Tide significantly improved by the supplementation of small amounts of OB3 crude protease. These properties suggest the potential use of this alkaline protease as a bio-additive in the detergent industry and other biotechnological processes such as peptide synthesis.

Development of New Processes for the Decommissioning Decontamination and for Treatment and Disposal of the Secondary Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste

  • John, Jan;Bartl, Pavel;Cubova, Katerina;Nemec, Mojmir;Semelova, Miroslava;Sebesta, Ferdinand;Sobova, Tereza;Sul'akova, Jana;Vetesnik, Ales;Vopalka, Dusan
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제19권1호
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    • pp.9-27
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    • 2021
  • 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.

Headspace Hanging Drop Liquid Phase Microextraction and GC-MS for the Determination of Linalool from Evening Primrose Flowers

  • Kim, Nam-Sun;Jung, Mi-Jin;Yoo, Zoo-Won;Lee, Sun-Neo;Lee, Dong-Sun
    • Bulletin of the Korean Chemical Society
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    • 제26권12호
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    • pp.1996-2000
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    • 2005
  • Headspace hanging drop liquid phase micro-extraction (HS-HD-LPME) is studied as a novel solvent-based sample pretreatment method for floral volatile aroma compounds. This paper reports on application of the HSHD- LPME combined with GC-MS for the analysis of linalool component emitted from evening primrose flowers. The effect of several variables on the method performance was investigated. Additionally, the separation of enantiomers on a cyclodextrin capillary column was performed to identify chirality of (−)-linalool component. Since the unsurpassed volume of a few micro-liters of solvent is used, there is minimal waste or exposure to toxic organic solvents. This method enables to combine extraction, enrichment, clean-up, and sample introduction into a single step prior to the chromatographic process.

Ethylene glycol을 사용한 폐지의 전처리공정에서 발생된 폐액으로부터 polyester 제조 (Preparation of Polyester Using Waste Ethylene Glycol Generated from the Wastepaper Pretreatment Process)

  • 이동헌;김창준;김성배
    • KSBB Journal
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    • 제27권1호
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    • pp.51-56
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    • 2012
  • This research was to investigate the polyester preparation using waste ethylene glycol (EG) generated from the wastepaper pretreatment process. Waste EG was obtained from using EG five times repeatedly in the pretreatment of wastepaper. The hydroxyl value of the waste EG was 441 mg KOH/g and its composition was 0.68% cellulose, 6.5% hemicellulose, 6.1% lignin, and 86.7% EG. Maleic acid was used as carboxylic acid. The effect of reaction temperature and time except carboxyl group/hydroxyl group ratio on the crosslinkage of the prepared polyester was marginal. Citric acid, lithium hydroxide and dicumyl peroxide were used as additive or catalyst to enhance the crosslinkage of polyester. Among them, 10% of citric acid was found to be most effective. The crosslinkage was 86% when the polyester was prepared at an optimum condition such as $130^{\circ}C$ and 15 minutes, 1.5 of C/H ratio, and 10% of citric acid, and its insoluble percentage in boiling water for 6 hours was 47%. The weight loss of the prepared polyester was approximately 40% when it was buried in damp soil for 5 months, indicating that it is readily biodegradable. This results can provide some information for future development of wastepaper pretreatment by organic solvent.

이차전지 폐액으로부터 D2EHPA + TBP solvent를 활용한 탄산리튬 제조기술 (High-purity Lithium Carbonate Manufacturing Technology from the Secondary Battery Recycling Waste using D2EHPA + TBP Solvent)

  • 센디팍;양희열;홍세철
    • 자원리싸이클링
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    • 제32권1호
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    • pp.21-32
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    • 2023
  • 리튬이온 배터리(LIB) 제조를 위한 리튬의 사용이 점차 증가함에 따라 그에 따라 발생되는 리튬이온배터리 폐기가 증가될 것으로 사료된다. 이에 따라 폐배터리를 재활용을 하기위한 용매 추출을 통한 재활용에 대한 활발한 연구가 니켈, 코발트 및 망간과 같은 유가금속을 제거한 후 얻은 폐 용액에서 리튬의 회수가 중요하다. 본 연구에서는 폐이차전지 재활용공정 후 발생되는 폐액에서 리튬을 회수하기위해 추출제 Di-(2-ethylhexyl) hosphoricacid(D2EHPA)와 등유의 개질제 Tri-n-butyphosphate(TBP)를 선택적으로 혼합하여 추출조건을 최적화하였다. 폐액에는 리튬과 고농도의 나트륨(Li+ = 0.5% ~ 1%, Na+ = 3 ~ 6.5%)을 함유하고 있었으며, 리튬의 추출은 유기용매의 다른 구성에서 최종적으로 20% D2EHPA + 20% TBP + 60% 등유로 구성된 유기용매에서 효과적인 추출을 조건을 확립하였다. NaOH의 비누화를 이용한 SX 시스템에서는 평형 pH 4~4.5에서 유기 대 수성(O/A)이 5일 때 약 95% 이상의 리튬이 선택적으로 추출되는 것을 확인하였다. 적은 양의 나트륨으로 염화리튬에서 탄산리튬 분말을 얻기 위해 고순도 중탄산암모늄을 처리하였다. 최종적으로 처리된 탄산리튬에 여러번 세수를 통하여 미량의 나트륨을 제거하고 고순도 탄산리튬 분말(순도 99.2%)을 제조하였다. 따라서 본 연구를 통하여 폐이차전지 재활용공정에서 발생되는 폐액을 활용하여 탄산리튬의 효율적인 제조방법을 확인하였다.

고온 고압 조건에서의 난분해성 액상폐기물 분해 특성 (Decomposition Characteristics of Non-Degradable Liquid Waste under High Temperature and High Pressure Conditions)

  • 이강우;손병현
    • 한국산학기술학회논문지
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    • 제8권6호
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    • pp.1572-1578
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    • 2007
  • 지정폐기물은 폐산, 폐알칼리, 폐유, 폐유기용제, 폐합성수지, 먼지, 슬러지, 감염성폐기물 등이며, 이 중에서 많은 부분이 폐산, 폐알칼리, 폐유, 폐유기용제, 폐합성수지 등 액상지정폐기물이다. 이와 같은 액상지정폐기물을 적절히 분해하기 위해 먼저 액상지정폐기물에 대하여 밀도, 삼성분, 원소분석, 발열량 등 물리화학적 특성을 분석하고 0.3톤/일급의 고온고압시스템을 설계하였으며, 반응온도는 $1,200^{\circ}C$ 이상, 압력은 최대 4 $kg_f/cm^2(g)$ 조건에서 실험을 수행하였다. 폐유의 평균 밀도값은 0.93 g/mL. 폐유기용제는 0.93 g/mL, 폐합성수지는 0.91 g/mL이었으며, 삼성분과 원소분석 결과 폐유기용제는 수분 54.34%, 회분 3.35%, 가연분 42.31%이었고, 탄소 29.73%, 수소 3.82%, 산소 5.94%, 질소 2.31%, 황 0.51%이었다. 폐유의 평균 저위발열량은 8,294 kcal/kg, 폐유기용제의 경우 7,462 kcal/kg, 그리고 례합성수지는 5,809 kcal/kg으로 나타났다. 액상례기물 중 유해물질의 분해 특성을 보기 위해 대상 폐기물에 혼합한 톨루엔, TCE 그리고 톨루엔이 고온에서 분해될 때 발생하는 벤젠 3가지 물질에 대해 고온 고압 처리 전후의 양으로 각물질의 DRE를 비교한 결과, 상압조건에서 벤젠 99.73%, 톨루엔 99.73%, TCE가 99.95% 이었으며 가압조건에서 벤젠99.97%, 톨루엔 99.82%, TCE가 99.99%으로 나타나 가압조건이 상압조건보다 유해물질의 분해율이 향상된 결과를 보였다. 본 실험결과 TCE/톨루엔 혼합물의 DRE는 99.73% 이상으로 매우 높게 나타나 유해물질이 적절히 분해됨을 확인할 수 있었다.nes., CWT+35‰+Anes., NWT+15‰+Anes. 및 CWT+15‰+Anes.의 8개 실험구를 2반복으로 설정하여 경북울진∼부산까지 약 400 km (6시간)를 차량수송하였다. 수송용기는 스티로폼상자(66×42×20 cnn)로서, 여기에 해수 3 L와 액화산소를 넣은 비닐봉지에 넙치 8마리씩 수용하여 수송하였다. 혈액의 성상 및 분석항목은 수송전ㆍ후에 채혈하여 비교하였다. 수송전 hematocrit는 22.2±3.8%에서 수송후 NWT+35‰에서 15.3+3.9%, CWT+35‰은 16.7±3.0%, NWT+15‰구에서는 19.2±1.8%로 낮아졌으며, CWT+15‰구는 20.9±3.6%로 수송전과 차이가 없었다. 한편 NWT+15‰+Anes.구는 17.8±0.9%, CWT+15‰+Anes.구는 14.5±1.5%로 낮아졌다. Cortisol은 수송전 2.4±0.1 ng/ml로부터 CWT+35‰구는 16.7±12.8 ng/ml, NWT+35‰구는 47.9+19.8 ng/ml, NWT+15‰구는 43.5±13.9 ng/ml, CWT+15‰구는 26.1±8.3 ng/ml, NWT+15‰+Anes.구는 61.7±3.3 ng/ml, CWT+15‰+Anes.구는 86.1±19.0 ng/ml로 높아졌다. Glucose는 수송전 74.2±32.6 mg/dl로부터 NWT+35‰구는 197.9±27.5 mg/dl, CWT+35‰구도 272.1±29.9 mg/dl로 유의하게 높아졌다. Na/sup +/의 수송전 농도는 163.5±0.6 mEq/L로부터 NWT+35‰구와 CWT+35‰구는 각각 175.3±1.2 mEq/L, 190.0±5.0 mEq/L로 높아졌으며, 다른 실험구에서는 차이가 없었다. 본 연구 결과, cortisol과 glucose에서 수송전보다는 모든 실험구에서 높게

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용매 추출법에 의한 폐수중 6가크롬의 원자흡수 분광분석에 관한 연구 (Studies on Atomic Absorption Spectrophotometric Analysis of Hexavalent Chromium in Waste Water by Solvent Extraction)

  • 김응표;김영상
    • 대한화학회지
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    • 제30권5호
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    • pp.423-432
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    • 1986
  • 폐수 중의 6가크롬을 음이온 교환체인 aliquat-336(tri-caprylmethyl ammonium chloride)으로 이온쌍을 형성시켜 유기용매인 p-xylene으로 추출하여 원자흡수분광도법으로 정량하는 방법에 대하여 조사 검토하였다. Toluene을 용매로 사용하여 유기물을 제거한 폐수 100ml를 취하여 염산으로 pH 0.5 되게 산성화시킨 다음 aliquat-336을 0.01M되게 녹인 p-xylene 20ml로 6가크롬을 추출하였다. 표준물첨가법에 의해 air-acetylene 불꽃에서 용매중에 추출된 6가크롬을 정량하였다. Al(III), Fe(III), Cr(III)이온들은 6가크롬의 추출 및 흡광도 측정에 방해 하지 않았으며, Fe(III)이온이 6가크롬을 3가크롬으로 환원시키기 때문이다. 또한 유기물이 존재하면 6가크롬의 흡광도를 감소시키므로 이런 방해유기물을 toluene으로 추출 제거하였다. 최적 조건으로 분석한 결과는 96%이상의 회수율을 보여 주었고 이는 미량 분석에서 정확한 방법이라 할 수 있고, 상대평균편차가 3.95%로서 재현성도 비교적 좋았다.

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