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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2006.1
- 수록면
- 574 - 582 (9page)
이용수
이 논문의 연구 히스토리 (16)
2009
방사성 콘크리트 재생 미분말 고화체의 압축강도 및 침출특성 평가
민병연
,
이근우
,
박정우
외 1명
한국폐기물자원순환학회지
2009.01
학술저널
방사성 콘크리트 미분말 슬래깅 고화체의 특성 평가
민병연
,
박정우
,
이근우
외 1명
한국폐기물자원순환학회지
2009.01
학술저널
해체 콘크리트 폐기물로부터 방사성핵종 분리
민병연
,
박정우
,
최왕규
외 1명
방사성폐기물학회지
2009.01
학술저널
원자력 연구시설에서 발생된 해체 콘크리트 폐기물의 고도화 분리공정에 의한 방사성핵종제거
민병연
,
김계남
,
최왕규
외 1명
한국방사성폐기물학회 학술대회
2009.01
학술대회자료
인코넬 용융시 방사성 핵종의 분배특성
민병연
,
김계남
,
최왕규
외 1명
한국방사성폐기물학회 학술대회
2009.01
학술대회자료
2007
2006
플라즈마 아크 용융시스템에 의한 혼합 방사성 폐기물의 배기체 특성 평가
민병연
,
강용
,
송평섭
외 3명
대한환경공학회 학술발표논문집
2006.12
학술대회자료
플라즈마 아크 용융로를 이용한 혼합 방사성폐기물의 용융 특성
민병연
,
강용
,
최왕규
외 3명
한국폐기물자원순환학회지
2006.01
학술저널
아크 용융로에서 방사성 알루미늄 폐기물의 용융특성
민병연
,
송평섭
,
안준형
외 4명
방사성폐기물학회지
2006.01
학술저널
아크 용융에 의한 방사성 금속 폐기물의 제염 특성
민병연
,
송평섭
,
최왕규
외 3명
한국방사성폐기물학회 학술대회
2006.01
학술대회자료
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It is necessary to find the method for solving the treatment problem of mixed radioactive waste generated from the nuclear facilities, because of disposal space limitations, maximum volume reduction was desired and a stable, leach resistant final waste form was need. We concluded that the D.C Graphite Arc Melter is the most effective method to be capable of processing mixed radioactive waste. This study was carry out for evaluation of concentration and removal efficiencies of the plasma arc melter (PAM) vitrification system for dioxin and off-gas, such as polychlorinated dibenzo-p-dioxins (PCDDs), polychlorinated dibenzofurans (PCDFs), NOx, CO, SOx, THC, CO2. After manufacturing surrogate wastes similar to radioactive wastes produced in Nuclear Power Plants, the concentration of dioxin was measured to verify that Plasma Graphite Arc Melter would be proper for radioactive waste treatment. Test results showed that the concentration of all hazardous gas released from stack was below environmental regulatory limits. The concentration of dioxin emission gas in stack was 0.022 ng-TEQ/Nm3, 0.014 ng-TEQ/Nm3, 0.012 ng-TEQ/Nm3 and the average concentration was 0.016 ng-TEQ/Nm3. This value is almost equivalent to a sixth of dioxin limits value, 0.1 ng-TEQ/Nm3. The PAM system is evaluated that it can properly treat low and medium level radioactive wastes through analysis of produced off-gas in the course of melting various wastes.
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