[보고서]원자력시설 DD&R 기술 개발

이근우

원자력시설 DD&R 기술 개발
Development of Decommissioning, Decontamination and Reuse Technology for Nuclear Facilities 원문보기

보고서 정보
주관연구기관	한국원자력연구원
연구책임자	이근우
참여연구자	강일식 , 김계남 , 김광욱 , 김성균 , 문제권 , 박근일 , 박승국 , 서범경 , 송기찬 , 양한범 , 양희철 , 원휘준 , 윤인호 , 이규일 , 이근영 , 이기원 , 이동규 , 이일희 , 이재원 , 임재관 , 정경민 , 정관성 , 정동용 , 정의창 , 정종헌 , 지영용 , 최병선 , 최영수 , 최왕규 , 홍상범 , 황두성 , 김창기 , 소지양 , 오원진 , 윤석본 , 이민우 , 이보람 , 정선희 , 최은경 , 현준택 , 홍순재 , 황호상
보고서유형	2단계보고서
발행국가	대한민국
언어	한국어
발행년월	2012-03
과제시작연도	2011
주관부처	교육과학기술부
사업 관리 기관	한국연구재단
등록번호	TRKO201300018183
과제고유번호	1345151823
DB 구축일자	2013-08-26
키워드	광용발 제염,부지복원,토양제염,고방사능시설 해체,안전성 평가,알파선 측정,해체 폐기물,콘크리트,감용,탄산염,산화용해,우라늄 침전laser ablation decontamination,site remediation,soil decontamination,decommissioning of high radioactive facility,safety assessment,alpha detection,decommissioning waste,concrete,volume reduction,carbonate,oxidative dissolution,uranium precipitation

초록 ▼

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
본과제의 연구개발 내용 및 범위는 다음과 같다.
1. 해체시스템 엔지니어링 기술 개발
가. 고방사능 시설 해체공정 모사 및 평가 기술 개발
○ 해체공정 모사 및 평가 기술 개발
○ 해체공정 안전성 평가 체계 설정
○ 해체공정 안전성 정량적 평가 기법 개발
○ 해체공정 안전성 평가 시스템 개발
나. 고준위 알파/베타선 오염도 동시 측정기술 개발
○ 고방사능 알파 오염도 원격측정 기술 개발
○ 알파/베타선 동시 측정용 섬광검출소재 개발
○ 고준위 알파/베타 오염도 원격측정장비 개발
다. 고방사능 설비 해체장비 단위기술 개발
○ 해체장비 개념 설계 및 제어기술 개발
○ 고방사능 설비 절단 기술 개발
2. 원자력환경 청정화기술 개발
가. 고방사능 시설 광용발 제염기술 개발
○ 광용발 제염기술 특성 시험
○ 광용발 제염 공정 개발
○ 제염생성물 포집기술 개발
○ 광용발 원격 제염시스템 개발
나. 해체 부지 복원기술 개발
○ 동전기세정 부지제염 단위기술 및 장치개발
○ 퇴적침출 부지제염 단위기술 및 장치 개발
○ 초임계 이산화탄소 제염 단위기술 및 장치 개발
○ 복원공정 모니터링 요소기술 개발
다. 겔화학 제염 기술 개발
○ 겔 화학 제염제의 표면점착 반응특성 연구
○ 제염 대상별 겔 화학 제염제 성능평가
3. 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발
가. 콘크리트 해체폐기물 재활용 방안 설정 및 평가
○ 비원자력 재활용 방안 평가
○ 원자력분야 제한적 재활용 방안 평가
나. 콘크리트 해체폐기물 가열분쇄 감용 기술 개발
○ 콘크리트 해체폐기물 특성 평가
○ 콘크리트 폐기물 부피감용 단위공정 시험 및 평가
○ 콘크리트 해체폐기물 열적/기계적 분리 공정 개발
○ 콘크리트 해체폐기물 가열분쇄 감용장치 제작 및 기술 실증
다. HEPA 필터 폐기물 저준위화 및 감용기술 개발
○ HEPA 필터 폐기물 저준위화 및 감용 단위기술 개발
○ HEPA 필터 폐기물 저준위화 및 감용 시스템 개발
라. 알파 함유 유기 혼성폐기물 처리 단위기술 개발
○ 알파 함유 유기 혼성폐기물 감용처리 단위기술 특성 평가
○ 알파 함유 유기 혼성폐기물 처리 단위공정 성능 평가
4. 우라늄 혼합물 위해도 저감화 기술 개발
가. 악티나이드 위해도 저감화 기술개발
○ 탄산염 용액계에서 악티나이드 핵종 용해 특성
○ 탄산염 용액에서 FP-산화물의 산화용해
○ 탄산염계에서 우라늄산화물 산화 용해
○ 처분저해 핵종의 선택적 침전 및 공침전 제거
○ Salt-free 탈탄산화 특성 규명 및 탄산염 회수-재순환 시스템 평가
○ 우라늄의 선택적 흡착 분리 및 우라늄 고도 침전 시험
나. 우라늄혼합물 위해도 저감화 기술개발
○ 우라늄 혼합 산화물의 재료 특성 및 산화 용해 특성 연구
○ 우라늄혼합물 내 불순물의 용해(/침출) 특성 및 고액 분리 특성 연구
○ 전해 투석에 의한 무기 산, 알카리 회수 기구 특성 연구 및 연속식 공학적 용해-침전 장치 개발

Abstract ▼

Ⅲ. Scope and Contents of the Projects
1. Development of the Decommissioning System Engineering Technology
○ Development of decommissioning process evaluation system
- Development of decommissioning process evaluation module
- Integration of VR system and evaluation module
- Development of methodology for decommissioning process safety assessment
○ Development of the monitoring technology of high radioactive alpha contamination
- Development of the bulk type counting material for the narrow area monitoring
- Development of the spray type counting material for the wide area contamination monitoring
- Development of the remote monitoring technology for the high radioactive alpha contamination
- Development of the scintillation counting material for alpha/beta measurement
- Development of the remote unit for alpha/beta contamination measurement
○ Development of dismantling technology for highly activated facility
- Development of cryogenic temperature maintenance technology
- Experiment of cryogenic cutting system and selection of operation condition
- Development of cryogenic cutting control system and muti-purpose control system
2. Nuclear Environment Clean-Up Technology Development
○ Development of a laser ablation decontamination technology for high radiation facilities
- An assessment on the fundamental characteristics of the decontamination technologies for a decommissioning of high radiation facilities
- Experimental study on the decontamination unit processes for a decommissioning of high radiation facilities
- Development of the decontamination unit processes for a decommissioning of high radiation facilities
○ Site decontamination technology development
- Development of site decontamination unit technologies and equipments
- Modification of the site decontamination equipments and their performance demonstrations
○ Site remediation monitoring technology development
- Site remediation monitoring key technology development
○ Development of a chemical gel decontamination technology
- Optimization of the preparation conditions for chemical gel decontamination reagents
- Development of the chemical gel decontamination process
3. Development of Technology for Treatment of Wastes from High Radioactive
Facilities in Operation or under Decommissioning
○ Establishment of the scenarios and the radiological safety assessment in the recycling of dismantled concrete wastes
- Assessment of the scenarios for recycling in non-nuclear filed
- Assessment of the scenarios for limited recycling in nuclear field
○ Technology development for a volume reduction of dismantled concrete wastes by thermal and mechanical treatment
- Characterization of dismantled concrete waste
- Test and evaluation of the unit process for a volume reduction of dismantled concrete waste
- Process development for the thermal and mechanical treatment of dismantled concrete waste
- Fabrication of the thermal and mechanical equipment for a volume reduction of dismantled concrete waste and technology demonstration
○ Technology development for volume reduction and stabilization of fine concrete waste
- Process development for a regeneration of the fine concrete waste
- Process development for a slagging of the fine concrete waste
○ Development for the downgrading and volume reduction treatment of HEPA filter waste
- Study on the characterization of HEPA filter waste
- Evaluation for the unit treatment of HEPA filter waste
- Development for the treatment flowsheet of HEPA filter waste
○ Development for the downgrading and volume reduction system of HEPA filter waste
- Development of process for the chemical treatment system of HEPA filter waste
- Development of process for the high temperature melting process of HEPA filter waste
○ Development of unit process for the treatment of alpha-bearing organic mixed waste
- Evaluation of the characteristics of unit processes for the volume reduction treatment of alpha-bearing organic mixed waste
- Evaluation of the performance of unit processes for the volume reduction treatment of alpha-bearing organic mixed waste
4. Development of Technology for Reduction of Radiotoxicity of Uranium Mixture
○ Development of technology for reduction of actinide radiotoxicity (Phase I)
- Study on the dissolution characteristics of actinide oxides in carbonate media
- Study on the oxidative dissolution of major fission product oxides of spent nuclear fuel in carbonate media
- Study on Oxidative dissolution of uranium oxides in carbonate media
- Removal of environmentally-detrimental elements by means of precipitation methods
- Decarbonation and recovery of carbonate salt solution
- Selective separation of uranium in carbonate media
○ Development of technology for reduction of radiotoxicity of uranium mixture (Phase II)
- Study on evaluation of physicochemical properties of several uranium mixture materials and their oxidative dissolution characteristics
- Study on dissolution(/leaching) characteristics of impurity materials included in the uranium mixture materials and separation of liquid-solid.
- Study on recovery of acid-bas by electro-dialysis and development of continuous dissolution-precipitation equipments and system with engineering concept.

목차 Contents

표지 ... 1
제출문 ... 2
보고서 요약서 ... 3
요약문 ... 4
SUMMARY ... 25
CONTENTS ... 44
목차 ... 46
표목차 ... 48
그림목차 ... 49
제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 58
제 1 절 연구배경 ... 58
제 2 절 추진현황 및 연구내용 ... 63
제 2 장 국내외 기술 개발 현황 ... 75
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 75
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 77
제 3 절 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발 ... 81
제 4 절 우라늄혼합물 위해도 저감화 기술 개발 ... 84
제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 86
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 86
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 146
제 3 절 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발 ... 190
제 4 절 우라늄 혼합물 위해도 저감화 기술 개발 ... 250
제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 283
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 283
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 285
제 3 절 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발 ... 287
제 4 절 우라늄혼합물 위해도 저감화 기술 개발 ... 290
제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 292
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 292
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 294
제 3 절 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발 ... 295
제 4 절 우라늄 혼합물 위해도 저감화 기술 개발 ... 297
제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 298
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 298
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 299
제 7 장 연구시설·장비 현황 ... 302
제 1 절 해체 시스템 엔지니어링 기술 개발 ... 302
제 2 절 원자력환경 청정화기술 개발 ... 303
제 3 절 고방사능 시설 운영 및 해체폐기물 처리기술 개발 ... 304
제 4 절 우라늄혼합물 위해도 저감화 기술 개발 ... 305
제 8 장 참고문헌 ... 306
서지정보양식 ... 310
BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 311

표/그림 (231)

표 Fig. 3.1.1. 원자력시설 해체공정 모사 및 평가 시스템.
표 Fig. 3.1.2. 고방사능 시설 해체 VR 시스템 기능.
표 Fig. 3.1.3. 해체 시나리오 평가 항목 및 체계.
표 Fig. 3.1.4. 해체 대상물 Pulsed column과 Dissolver 모델링.
표 Fig. 3.1.5. 해체 VR 환경 모델링 구현.
표 Fig. 3.1.6. 해체 공간 방사능 가시화.
표 Fig. 3.1.7. 해체 작업경로 피폭량 가시화.
표 Fig. 3.1.9 해체 VR 시스템 GUI.
표 Fig. 3.1.8. 해체공정 작업비용 및 작업 안전성 평가.
표 Fig. 3.1.10. 해체공정 안전성 평가 시스템.
표 Fig. 3.1.11 원자력시설 해체 안전성 평가 체계도.
표 Fig. 3.1.12. 원자력시설 해체 안전성 평가요소.
표 Fig. 3.1.13. 해체공정 방사선학적 Risk Matrix 모델 (100점 척도).
표 Fig. 3.1.14. 해체공정 비방사선학적 Risk Matric 모델 (25점 척도).
표 Fig. 3.1.15. 해체공정 방사선학적 퍼지추론 규칙.
표 Fig. 3.1.16. 해체공정 방사선학적 안전성 정량적 평가.
표 Fig. 3.1.17. 해체공정 비방사선학적 퍼지추론 규칙.
표 Fig. 3.1.18. 해체공정 비방사선학적 안전성 정량적 평가.
표 Fig. 3.1.20. 해체공정 안전성 평가 프로그램 구성.
표 Fig. 3.1.19. 해체공정 안전성 정량화 수학적 모델 원리.
표 Fig. 3.1.21. 해체공정 안전성 평가를 위한 퍼지추론 체계도.
표 Fig. 3.1.22. 해체공정 위험의 크기 산정 메뉴 구성.
표 Fig. 3.1.23. 해체공정 안전성 평가 시스템 기능 연계도.
표 Fig. 3.1.24. 오염도 측정 대상별 측정 방법 및 개념.
표 Fig. 3.1.25. 고방사능 시설 오염도 측정 개념도.
표 Fig. 3.1.26. 결정형 센서 측정 및 제조 개념.
표 Fig. 3.1.27. 결정형 센서 지지체 제조 방법.
표 Fig. 3.1.28. 알파선 검출용 검출소재의 면밀도별 스펙트럼과 계수율 비교.
표 Fig. 3.1.29. 베타선 검출용 섬광체 모델링.
표 Fig. 3.1.30. 유기섬광체 POPOP 함량 변화에 따른 발광 스펙트럼
표 Fig. 3.1.31. 에폭시 소재 유기섬광체 센서의 베타선 측정 스펙트럼
표 Fig. 3.1.32. 알파/베타선 동시 측정용 phoswich 검출기 응답특성 모델링.
표 알파 선원과 센서의 거리에 따른 알파선 응답특성
표 Fig. 3.1.33. 광섬유-지지체 일체형 센서 및 전송 시험용 장치.
표 Fig. 3.1.34. 광섬유의 기하학적 조건에 따른 센서 성능평가.
표 Fig. 3.1.35. 파형분석법을 이용한 알파선과 베타선의 신호분리 회로도.
표 Fig. 3.1.36. 알파/베타선의 동시 측정 스펙트럼 및 파형분석법을 이용한 알파선과 베타선의 신호분리
표 Fig. 3.1.37. 알파선과 베타선 검출 신호 분리 전송형 센서.
표 Fig. 3.1.38. 고준위 백그라운드 제거용 센서.
표 Fig. 3.1.39. Poly(St-EA) 고분자에멀젼의 DSC curve와 TEM image.
표 Fig. 3.1.40. 유기섬광체가 함침된 poly(St-EA) 고분자의 방사능 오염도 검출.
표 Fig. 3.1.41. Stainless steel plate에서의 박리성.
표 Fig. 3.1.42. 협소구역 오염도 측정 센서 위치 제어 시스템 제작.
표 Fig. 3.1.43. 매니플레이터를 이용한 협소구역 오염도 측정 장비.
표 Fig. 3.1.44. 협소구역 오염도 측정 센서 위치 제어 프로그램.
표 Fig. 3.1.45. 높이 별 스테레오비젼의 정밀도.
표 스테레오 비전의 거리별 정밀도.
표 Fig. 3.1.46. 알고리즘 블록 다이어그램.
표 Fig. 3.1.47. 랜덤 패턴 투영.
표 Fig. 3.1.48. 중첩된 3차원 좌표 영역.
표 Fig. 3.1.49. 서로 다른 위치에서 촬영된 시차 맵.
표 Fig. 3.1.51. 스캐닝 장치.
표 Fig. 3.1.50. 원격측정 시스템 개념/구성도.
표 Fig. 3.1.52. 3축 모션 컨트롤 프로그램.
표 Fig. 3.1.53. 개별 스테레오 영상 및 시차.
표 Fig. 3.1.54. 형상 측정 소프트웨어.
표 Fig. 3.1.55. 스테레오 카메라를 이용한 형상측정.
표 Fig. 3.1.56. 랜덤 패턴을 조사한 스테레오 카메라 형상측정
표 Fig. 3.1.57. 랜덤패턴 조사하여 필터링한 형상결과.
표 Fig. 3.1.58. 실험 장치.
표 Fig. 3.1.60. 시차 맵 비교.
표 Fig. 3.1.59 랜덤 패턴 투영 대상 및 투영 영상.
표 Fig. 3.1.61 측정 대상.
표 랜덤패턴 미투영/투영 결과.
표 Fig. 3.1.62. 3차원 형상 측정 결과.
표 Fig. 3.1.63. 경로 생성 결과.
표 Fig. 3.1.64. 방사능 오염영역 표시.
표 Fig. 3.1.65. 다기능 해체장비 설계 개념.
표 Fig. 3.1.66. 다기능 해체장비 시스템 구성도.
표 Fig. 3.1.67. 극저온 절단 장비 시스템 구성도.
표 Fig. 3.1.68. 극저온 절단 가압공정장치 설계 및 제작.
표 Fig. 3.1.69. 액체질소 공급 장치 및 진공 유지 장치 시스템 구성도.
표 Fig. 3.1.70. 극저온 유지장치 성능 시험.
표 Fig. 3.1.71. 노즐 위치 제어 장비
표 Fig. 3.1.72. 그래픽 제어 시스템.
표 대면적 겔 화학 제염장비의 구성품 및 사양
표 개인선량기준(10 μSv/y)에 근거한 핵종별 규제해제농도.
표 Fig. 3.3.1. 방사성폐기물 처분용기.
표 Fig. 3.3.3. 콘크리트 해체폐기물의 감용 및 재활용 공정개념.
표 Fig. 3.3.2. 열적 처리 후 기계적 분리에 의한 골재 및 골재 잔류 비방사능 분포.
표 Fig. 3.3.4. 우라늄 변환시설 경량콘크리트 폐기물의 골재회수율 및 오염도분포.
표 Fig. 3.3.5. 일체형 가열분쇄 공정장치.
표 Fig. 3.3.6. 패들형 회전충격식 조밀분쇄 공정장치.
표 Fig. 3.3.7. Semi-pilot 실험 후 연구로 방사화 해체 콘크리트 골재의 오염도 분포 및 회수율.
표 Fig. 3.3.8. Semi-pilot 실험 후 우라늄 변환시설 해체 콘크리트 골재의 오염도 분포 및 회수율.
표 Fig. 3.3.10. 방사성 콘크리트 폐기물 가열분쇄 감용 실증실험
표 Fig. 3.3.9. 콘크리트 해체폐기물 가열분쇄 실증장치.
표 Fig. 3.3.11. 가열분쇄 실증시험 후 우라늄 변환시설 해체 콘크리트 골재의 오염도 분포 및 회수율.
표 Fig. 3.3.12. 콘크리트 가열분쇄 감용 시스템 모형도.
표 Fig. 3.3.13. 무수규산을 첨가한 중량 및 경량 미분말 고화체의 압축강도
표 Fig. 3.3.14. 콘크리트 미분말 슬래깅 고화체의 압축강도.
표 Fig. 3.3.15. 슬래깅 고화체의 침출율.
표 슬래깅에 의한 콘크리트 미분말의 감용비.
표 Fig. 3.3.16. Specific radioactivity during leaching by 4.0M HNO3-0.1M Ce(IV) solution
표 Fig. 3.3.17. Specific radioactivity during repetition leaching by 2.0M HNO3 solution
표 Fig. 3.3.18. Specific radioactivity during repetition leaching by 4.0M HNO3 solution.
표 Fig. 3.3.19. Specific radioactivity during repetition leaching by 4.0 M HNO3-0.1 M Ce(IV) solution
표 Fig. 3.3.20. Specific radioactivity during repetition leaching by 0.5M H2O2 - 1.0M Na2CO3 solution
표 Fig. 3.3.21. Specific radioactivity during leaching by 4.0M HNO3 solution
표 Fig. 3.3.22. Specific radioactivity during repetition leaching by 4.0M HNO3 solution
표 Fig. 3.3.23. HEPA 필터 매체의 TGA 분석.
표 Fig. 3.3.24. 유리고화체 압축강도 및 미세경도.
표 Fig. 3.3.25. HEPA 필터 매체 부피감용율.
표 Fig. 3.3.26. 저방사성 및 고방사성 오염 HEPA 필터 폐기물 처리 공정 flowsheet.
표 Fig. 3.3.27. 실험실규모 HEPA 유리섬유 용출 장치.
표 세슘과 코발트 오염 HEPA 유리섬유 용출실험 결과
표 Fig. 3.3.28. 제작된 실증규모 HEPA 필터 용출장치.
표 Fig. 3.3.29. Cold HEPA 필터 용출시험 준비.
표 Fig. 3.3.30. HEPA 필터 용출처리 cold 시험 수행 과정.
표 Fig. 3.3.31. HEPA 필터 용출시험 앆료 후 모습.
표 Fig. 3.3.32. HEPA 필터 폐기물 hot 실증 시험을 위한 오염필터 장착.
표 실증규모 HEPA 유리섬유 용출시험 결과.
표 Fig. 3.3.33. HEPA 필터 매체의 고온용융 처리 개요.
표 Fig. 3.3.34. 중금속과 모의 방사성 핵종의 고농도 휘발성 실험 결과.
표 Fig. 3.3.35. 고온 용융 처리한 HEPA 필터 매체와 Zn와 Sr, Cs의 XRD 결과.
표 고온 용융처리한 HEPA 필터매체와 유리고화체의 침출속도 비교.
표 Fig. 3.3.36. 방사성 HEPA 필터 매체의 부피감용과 휘발성 결과.
표 TBP-dodecane 유기혼성폐기물 2종의 우라늄 및 인의 함량 (( )는 mole/L)
표 Fig. 3.3.37. Weight reduction pattern of two uranium-bearing TBP-dodecane waste and pure TBP at elevated temperatures under N2 atmosphere
표 Fig. 3.3.38. Morphology of pyrolysis residue of uranium-bearing TBP/dodecane organic liquid and its further oxidation residue
표 Results of elemental analysis of pyrolysis residue of uranium-bearing TBP/dodecane organic liquid and its further oxidation residue.
표 Fig. 3.3.39. XRD patterns for pyrolysis (a) and incineration residue (b) of T-1.
표 Fig. 3.3.40. Overall reaction pathway of pyrolysis and gasification of uranium-bearing TBP
표 Fig. 3.3.41. A schematic diagram of lab-scale (0.2 kg-TBP/h) steam reforming process for the treatment of alpha-bearing mixed waste
표 Fig. 3.3.42. Installed lab-scale (0.2 kg-TBP/h) steam reforming process for the treatment of alpha-bearing mixed waste.
표 Fig. 3.3.43. Samples of two Uranium -bearing TBP-dodecane waste solvents and pure TBP for the analysis of their pyrolysis gas at different temperatures.
표 Fig. 3.3.45. Analysis of pyrolysis gas composition of two uranium-bearing TBP/dodecane waste at 600°C, based on the pyrolysis-GC/MS analysis
표 Fig. 3.3.44. Analysis of pyrolysis gas composition of two uranium-bearing TBP/dodecane waste at 320°C, based on the pyrolysis-GC/MS analysis.
표 Fig. 3.3.46. Analysis of pyrolysis gas composition of two uranium-bearing TBP/dodecane waste at 750°C, based on the pyrolysis-GC/MS analysis
표 Fig. 3.3.47. A schematic diagram of MEO process for NOx removal
표 Fig. 3.3.48. Lab-scale MEO process equipment for the removal of acid gases
표 Fig. 3.3.49. Parametric study of steam reformer for gaseous mixtures from the pyrolysis of waste TBP solution
표 Fig. 3.3.50. Gas residence time in steam reforming PFR at different steam feed rates, as a function of temperature and reactor length
표 Fig. 3.3.52. Decomposition of butadiene at different steam feed rates, as a function of temperature and reactor length
표 Fig. 3.3.51. Generation and decomposition of butadiene at different steam feed rates, as a function of temperature and reactor length
$Fig. 3.3.53. Mole fraction of incompletely oxidized species at the outlet of steam reforming PFR at different steam feed rates, as a function of temperature and reactor length$ 표 Fig. 3.3.53. Mole fraction of incompletely oxidized species at the outlet of steam reforming PFR at different steam feed rates, as a function of temperature and reactor length
표 Fig. 3.3.55. Influence of gas volumetric flow rate of 16,000-98,000 SCCM (GHSV of 10000-60000) on the oxidation efficiency of total UHCs (top figures) and emission concentrations of each UHC species (bottom figures) at three different temperatures
표 Fig. 3.3.54. Temperature effect on the reactor performance at φ = 0.2 and GHSV = 20000h-1
표 Fig. 3.3.56. Changes in NO concentration with respect to time as a function of current density
표 Fig. 3.3.57. Changes in NO concentration and NO removal efficiency by scrubbing liquid with and without Ag(II) accumulation before commencing the gas removal experiment, as a function of time
표 Fig. 3.3.58. Effect of AgNO3 concentration on NO removal efficiency
표 Fig. 3.3.59. Effect of scrubbing liquid flow rate on NO removal efficiency
표 Fig. 3.3.60. Effect of gas flow rate on NO removal efficiency
표 Fig. 3.3.61. Effect of sodium sulfite concentration for the removal of NO2.
표 Fig. 3.3.62. Effect of sodium sulfide concentration for the removal of NO2.
표 Fig. 3.3.63. Changes in NO, NO2, and NOX concentrations with respect to time and the removal efficiencies of NOX through gas scrubber Ⅰ,Ⅱ.
표 Fig. 3.4.1. pH에 따른 H2O2와 Actinide 산화물의 Redox 전위
표 Fig. 3.4.2. mV 산화력의 용액에서 U, Pu, Np 산화물의 용해도.
표 Fig. 3.4.3. NpO2 제조 방법.
표 Fig. 3.4.4. 제조된 NpO2.
표 Fig. 3.4.5. NpO2의 탄산염에서 용해도.
표 Fig. 3.4.6. 탄산염 종류별 용해성.
표 Fig. 3.4.7. 다성분계 FP-산화물의 산화용해 -침출.
표 Fig. 3.4.9. Na2CO3 농도별 용해속도.
표 Fig. 3.4.8. Na2CO3 농도별 용해성.
표 Fig. 3.4.10. 산화제 종류에 따른 FP 산화물의 용해율.
표 Fig. 3.4.13. pH에 따른 용해성.
표 Fig. 3.4.12. 각 원소의 용매에 따른 용해도
표 Fig. 3.4.11. H2O2 농도별 용해율.
표 Fig. 3.4.16. 착물이온 흡수스펙트럼.
표 Fig. 3.4.18. H2O2 분해.
표 Fig. 3.4.19. SIMFUEL 용해.
표 Fig. 3.4.21. 전압에 따른 U 용해속도.
표 Fig. 3.4.20. UO2 전극에서 CV.
표 Fig. 3.4.23. 침전제 종류에 따른 침전율.
표 Fig. 3.4.22. SIMFUEL 전극에서 CV.
표 Fig. 3.4.24. NaTPB 및 TPPCl의 침전속도.
표 Fig. 3.4.25. pH에 따른 Cs 및 Re의 침전율.
표 Fig. 3.4.28. NaTPB-Cs 및 TPPCl-Re 침전물의 Microscope 사진
표 Fig. 3.4.26. [NaTPB]/[Cs] 및 {TPPCl]/[Re] 몰비에 따른 Cs 및 Re의 침전율
표 Fig. 3.4.27. Na2CO3 농도에 따른 Cs 및 Re의 침전율.
표 Fig. 3.4.29. 탈탄산화 전해 반응기 기구.
표 Fig. 3.4.32. 전해 반응 시 전기 전도도 변화.
표 Fig. 3.4.31. 탈탄산화 시 이온 농도 변화.
표 Fig. 3.4.30. 전해 단산염 회수-재순환 장치도
표 Fig. 3.4.34. Stacked cell 전해조.
표 Fig. 3.4.33. 정전압 정전류 에너지 효율 비교.
표 Fig. 3.4.36. 전류 밀도 별 pH 변화.
표 Fig. 3.4.35. 연속식 전해 탈탄산.
표 Fig. 3.4.37. Salt-free 전해 탄산염 회수-순환 시스템 구성도.
표 Fig. 3.4.38. DVB-amidoxime 수지 합성
표 Fig. 3.4.39. DVB-amidoxime IR 스펙트럼
표 Fig. 3.4.41. Amidoxime 수지의 Kd 측정
표 Fig. 3.4.42. Amidoxime 수지탑 용리 특성평가.
표 Fig. 3.4.40. PE-amidoxime 수지 합성.
표 Fig. 3.4.43. 최종 제시된 탄산염 용액계를 이용한 COL 공정
표 Fig. 3.4.44. 우라늄혼합물(K1, K2, 슬러지) 함유 원소의 조성비
표 Fig. 3.4.46. UO4 침전물의 XRD.
표 Fig. 3.4.45. K2 용해액 침전.
표 Fig. 3.4.47. 탄산+H2O2계에서 우라늄산화물 용해.
표 Fig. 3.4.48. 탄산용액에서 Gd 용해도.
표 Fig. 3.4.49. UO4 침전물의 SEM.
표 Fig. 3.4.50. 탄산 용액에서 K1 용해.
표 Fig. 3.4.51. 탄산 용액에서 불순물 용해도.
표 Fig. 3.4.52. (U,Gd)Ox 스크랩 처리 공정
표 Fig. 3.4.53. 석회침전물 처리 공정.
표 Fig. 3.4.54. 열처리 슬러지 처리 공정.
표 Fig. 3.4.55. 고품위우라늄 불순물 용해 농도 및 용해율.
표 Fig. 3.4.56. 저품위우라늄 불순물 용해 농도 및 용해율.
표 고품위 우라늄혼합물의 불순물 제염 계수.
표 Fig. 3.4.58. 저품위우라늄 불순물 침전.
표 저품위 우라늄 혼합물의 불순물 제염 계수.
표 Fig. 3.4.60. 탄산염 용액에서 각 원소 타닌침전
표 Fig. 3.4.59. 침전물 구조 해석을 위한 XRD, TG-DT, IR 측정 결과.
표 Fig. 3.4.61. 질산 용액에서 각 원소 타닌 침전
표 Fig. 3.4.62. 열처리 슬러지 처리 공정.
표 Fig. 3.4.64. 우라늄 침전 속도에 따른 UO4 침전물의 크기 성상 변화.
표 Fig. 3.4.63. pH 변화에 따른 입자크기.
표 Fig. 3.4.65. 비저항측정.
표 Fig. 3.4.66. 여과량에 따른 비저항값 변화.
표 Fig. 3.4.67. 필터메디아 종류별 비저항값
표 Fig. 3.4.68. UO4 분말화를 위한 OREOX 처리 전후 침전물의 크기 변화.
표 Fig. 3.4.69. 우라늄 스크랩 처리를 통한 UO4로부터 UO2 핵연료 제조 공정.
표 Fig. 3.4.71. 회분식, 연속식 전해투석기.
표 Fig. 3.4.74. 정전류 전해투석 시 농도변화.
표 Fig. 3.4.70. 산-알카리 전해투석시스템
표 Fig. 3.4.72. CEM-AEM 조합 전해투석.
표 Fig. 3.4.73. CEM-AEM-BPM 조합 전해투석
표 Fig. 3.4.75. 정전압 전해 투석 시 농도변화.
표 Fig. 3.4.76. 전해 방식에 따른 에너지소모율.
표 Fig. 3.4.78. 연속식 전해투석 시 농도변화
표 Fig. 3.4.77. 공급전기량에 따른 투석율.
표 Fig. 3.4.79. 탄산염회수를 위한 전해투석 공정
표 Fig. 3.4.81. 설치된 COL test station.
표 Fig. 3.4.80. COL test station P&ID.
표 Fig. 3.4.82. 우라늄 슬러지 용해 및 고액분리 후 실험 사진.
표 Fig. 3.4.83. TPPCl 유기 침전 반응 및 고액분리 후 실험 사진.
표 Fig. 3.4.84. COL test station에서 UO4 침전을 위한 pH 조절 과정과 용액 변화 사진.
표 Fig. 3.4.85. 자동 필터케익 제거 기능을 가진 필터형 고액분리기 조감도.
표 Fig. 3.4.86. 자동 필터케익 제거 기능을 가진 필터형 고액분리기 실물.
표 Fig. 6.1.1. IAEA FaSa Project 추진 계획.

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과제기간(DetailSeriesProject) :	-
총연구비 (DetailSeriesProject) :	-
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과제수행기간(LeadAgency) :	-
연구목표(Goal) :	-
연구내용(Abstract) :	-
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