• 제목/요약/키워드: fuel energy

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수소/이산화탄소 분리를 위한 프리스탠딩 고분자 및 혼합매질 분리막에 대한 총설 (Review on Free-Standing Polymer and Mixed-Matrix Membranes for H2/CO2 Separation)

  • 강미소;이소연;강두루;김종학
    • 멤브레인
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    • 제32권4호
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    • pp.218-226
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    • 2022
  • 대용량 화학 및 청정에너지의 운반체인 수소는 석유화학 산업 및 연료전지 등에서 많이 활용되는 중요한 산업용 기체이다. 특히 수소는 주로 증기개질 및 가스화를 통해 화석 연료에서 생성되며 부산물로 이산화탄소가 발생한다. 따라서 고순도 수소를 얻기 위해서는 이산화탄소를 제거해야 한다. 본 총설에서는 배러 단위[1 Barrer = 10-10 cm3 (STP) × cm / (cm2 × s × cmHg)]로 보고된 이산화탄소로부터 수소를 분리하는 프리스탠딩 고분자 분리막 및 혼합매질 분리막에 초점을 맞추었다. 최근 보고된 다양한 논문들을 분석하여 분리막의 구조, 형태, 상호 작용 및 제조 방법에 대해 논의하고 구조-물성 관계를 이해하여 향후 더 나은 분리막 소재를 찾는 데 도움이 되고자 한다. 다양한 분리막의 성능 및 특성 검토를 통해 수소/이산화탄소 분리에 대한 Robeson 성능 한계선을 제시하고, 가교, 혼합 및 열처리 등의 기술을 사용하여 분리 특성을 개선하는 다양한 혼합매질 분리막에 대해 논의하였다.

Acute oral toxicity and bioavailability of uranium and thorium in contaminated soil

  • Nur Shahidah Abdul Rashid;Wooyong Um ;Ibrahim Ijang ;Kok Siong Khoo ;Bhupendra Kumar Singh;Nurul Syiffa Mahzan ;Syazwani Mohd Fadzil ;Nur Syamimi Diyana Rodzi ;Aina Shafinas Mohamad Nasir
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제55권4호
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    • pp.1460-1467
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    • 2023
  • A robust approach was conducted to determining the absolute oral bioavailable (fab) fractions of 238U and 232Th in rats exposed to contaminated soil along with their hematotoxicity and nephrotoxicity. The soil sample is the International Atomic Energy Agency-312 (IAEA-312) certified reference material, whereas blood, bones, and kidneys of in vivo female Sprague-Dawley (SD) rats estimate 238U- and 232Th-fab fractions post-exposure. We predict the bioavailable concentration (Cab) and fab values of 238U and 232Th after acute soil ingestion. The blood 238U (0.750%) and 232Th (0.028%) reach their maximum fab values after 48 h. The 238U (fab: 0.169-0.652%) accumulates mostly in the kidney, whereas the 232Th (fab: 0.004-0.021%) accumulates primarily in the bone. Additionally, 238U is more bioavailable than 232Th. Post 48 h acute ingestion demonstrates noticeable histopathological and hematological alterations, implying that intake of 238U in co-contaminated soil can lead to erythrocytes and proximal tubules damage, whereas, 232Th intake can harm erythrocytes. Our study provides new directions for future research into the health implications of acute oral exposures to 238U and 232Th in co-contaminated soils. The findings offer significant insight into the utilization of in vivo SD rat testing to estimate 238U and 232Th bioavailability and toxicity in exposure assessment.

고정식 수소충전소에서의 Dispenser Module 내 구역별 위험성 평가 (Risk Assessment of Stationary Hydrogen Refueling Station by Section in Dispenser Module)

  • 임상진;김민기;김수;이윤호
    • 해양환경안전학회지
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    • 제29권1호
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    • pp.76-85
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    • 2023
  • 신재생에너지로서 수소에 대한 수요가 증가하고 있으나 기존의 화석 연료와 달리 수소는 연료 공급을 위한 전용 충전소가 필요하며, 이러한 인프라 확보를 위해서 수소충전소의 위험성 평가가 선행되어야 한다. 따라서 본 연구에서는 정성적 위험성평가와 정량적 위험성 평가로 구분하여 수소충전소에 대한 위험성평가를 수행하였다. 정성적 평가는 Hazard and Operability Analysis(HAZOP) 기법을 사용하여 Dispenser Module을 두 개의 Node로 평가하였으며, Criticality Estimation Matrix에 따라 Filter의 막힘으로 인한 사고와 고압 사고의 위험도가 High Level로 평가되었다. 정량적 위험성 평가는 Hydrogen Korea Risk Assessment Module(Hy-KoRAM)을 사용하여 화재의 형상과 피해영향범위를 나타냈고, 개인적 위험도와 사회적 위험도에 대한 평가를 수행하였다. 개인적 위험도는 수소충전소로부터 약 100m 떨어진 공공시설 부근까지 추가적인 안전조치가 고려되는 As Low As Reasonably Practicable(ALARP) 구간의 위험도를 보였고, 사회적 위험도 역시 약 10명의 사망자가 발생할 사고빈도가 1E-04/year로 도출되며 ALARP 구간 내에 나타났다. 정성적·정량적 위험성 평가 결과, 공정 단계의 추가적인 안전 조치와 수소충전소 부근의 제한구역 설정을 통하여 안전성 향상 방안을 제시하였다.

건공화 공법의 발파 성능 평가를 위한 현장 시험에 관한 연구 (A Study of a Pilot Test for a Blasting Performance Evaluation Using a Dry Hole Charged with ANFO)

  • 이승훈;정성훈;최형빈
    • 대한토목학회논문집
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    • 제42권2호
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    • pp.197-208
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    • 2022
  • 암반층이 얕은 깊이에서 출현하는 국내 지층 조건과 지하 공간의 활용도 증가로 인해서, 발파에 의한 굴착은 여전히 이용되고 있다. 발파 천공 이후에 존재하는 물이 있는 조건에서 실시되는 표준 발파는 폭굉압력 감소, 일정 장약량 사용, 디커플링과 같은 기술적인 어려움이 있다. 하지만, 기존의 표준 발파 공법을 대체할 만한 공법이 없는 실정이다. 본 논문에서는 건공화 펌프 시스템을 이용하여, 천공 내부에 존재하는 물을 제거하는 건공화 ANFO (Ammonium Nitrate Fuel Oil) 발파와 발파 성능의 비교를 위해서 추가적으로 표준 발파를 수행하였다. 각각의 발파 공법에서 계측된 진동 속도 데이터들과 환산거리의 함수로 이루어진 경험적인 발파진동 추정식을 이용하여, 최소제곱법에 의한 선형회귀분석을 실시하고, 궁극적으로 발파 성능을 정량적으로 분석하였다. 그 결과, 건공화 ANFO 발파에서 진동 감쇠가 더 크게 발생하고, 암반 파쇄에 더 많은 에너지를 소비하여, 더 가까운 거리에서 진동 허용 기준을 만족하는 진동 속도를 보였다. 또한, 표준 발파의 발파 진동 영향권이 건공화 ANFO 발파보다 더 멀리 있고, 발파 패턴의 범위가 더 넓은 것으로 나타났다. 본 연구에서 수행된 현장 발파 실험 결과로부터, 건공화 ANFO 발파 공법의 발파 성능이 효율적임을 확인하였다.

매립지가스의 메탄 비율 증가를 위한 이산화탄소 포집 연구 (A Study to Increase Methane Ratio of Landfill Gas by Capturing Carbon Dioxide)

  • 김바다;박정현;최성운;안영철;이대엽
    • 한국가스학회지
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    • 제27권2호
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    • pp.25-31
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    • 2023
  • 화학적 CO2 흡수 공정에 많이 사용되는 모노에탄올아민(MEA)을 사용하여 매립지가스(LFG)에서 이산화탄소(CO2)를 포집하여 매립지가스를 이용한 발전용 엔진의 열효율을 증가시키고자 하는 것이 본 연구의 목적이다. LFG를 에너지원으로 사용하는 것은 온실가스 배출량을 줄이는 수단이 될 수 있기 때문에 MEA를 이용하여 LFG 중의 CO2를 줄이고 CH4의 농도를 높여 발전 효율을 향상시킬 수 있게 된다. 본 연구에서는 MEA 용액에서 CO2와 CH4의 용해도를 측정하고 다양한 조건에서 용해도를 높이고 용해 특성을 분석하기 위해 실험을 수행했다. 그 결과 반응 가스에 대한 MEA의 비율이 증가함에 따라 CO2 흡수율이 증가하는 것으로 나타났다. CO2 용해도를 최대화하기 위한 최적의 MEA 농도가 있으며, 이 농도 이상으로 농도를 높여도 용해도가 크게 향상되지 않았다. 본 연구는 온실가스 배출량을 줄이면서 LFG에서 CO2를 포집하고 CH4의 농도를 높여 보다 실용적인 연료를 개발할 수 있는 기반 연구를 수행했다.

밀폐된 선내 공간에서 가스 누출방향과 환기횟수에 따른 확산특성 (Diffusion Characteristics Based on the Gas Leakage Direction and Air Change per Hour in a Enclosed Space on Board a Ship)

  • 이성민;김하영;김별;황광일
    • 해양환경안전학회지
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    • 제30권2호
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    • pp.165-175
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    • 2024
  • 수소는 기후변화 위기에 대응하기 위한 에너지원 중 하나로 주목받고 있다. 그러나, 수소는 밀폐된 공간에 누출되면 천장으로 상승하여 축적되고, 점화원과 만나면 화재나 폭발의 위험이 있다. 특히, 수소를 운송하거나 연료로 사용하는 선박은 여러 밀폐된 공간으로 구성되어 있기 때문에 수소를 안전하게 사용하기 위해서는 공간 내에서의 확산 특성을 파악해야 한다. 본 연구는 선박 내 밀폐된 공간에서 수소와 유사한 특성을 가진 헬륨의 누출방향에 따른 확산 특성을 실험적으로 파악하고, CFD 시뮬레이션을 통해 환기횟수가 25, 30, 35, 40, 45ACH로 증가함에 따라 누출방향에 따른 산소농도 변화를 파악하는 것이 목적이다. 연구 결과, 산소농도감소율은 -z 방향의 누출이 2%, +x와 +z 방향의 누출이 1%였으며, 환기소요시간은 -z 방향 누출이 15분 30초, +x 방향 누출이 7분, +z 방향 누출이 9분으로 누출방향에 따라 산소농도와 환기소요시간에 차이가 있음을 보여준다. 또한, 실험공간에서 환기횟수 35ACH 이상부터는 모든 누출 방향에서의 산소농도감소율과 환기소요시간에 유의미한 차이가 없었다. 따라서, 환기횟수를 증가하여도 산소농도와 환기소요시간이 개선되지 않았기 때문에 본 실험환경에서의 적정 환기횟수는 35ACH임을 알 수 있었다.

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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원자력발전소의 방사성폐기물 드럼 운반을 위한 볼트체결방식의 두꺼운 철판을 이용한 IP-2형 운반용기의 구조 안전성 해석 및 시험 (Structural Safety Test and Analysis of Type IP-2 Transport Packages with Bolted Lid Type and Thick Steel Plate for Radioactive Waste Drums in a NPP)

  • 이상진;김동학;이경호;김정묵;서기석
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권3호
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    • pp.199-212
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    • 2007
  • IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다.

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방사성폐기물 드럼 비파괴 검사를 위한 X-ray 장비 평가 (Evaluation of X-ray System for Nondestructive Testing on Radioactive Waste Drums)

  • 박종길;맹성준;이연의;황태원
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제6권3호
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    • pp.189-203
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    • 2008
  • 원전 부지에 저장중인 방사성폐기물을 처분장에 인도하기 전에 폐기물의 물리 화학적 특성이 인수기준에 적합한지를 검사해야 한다. 검사하는 방법 중 비파괴 검사방법에 대해 조사하였는데, 조사결과 X-ray를 이용한 비파괴 방법을 적용하면 인수검사 항목 중 '드럼내 내용물 검사', '유리수 및 채움율 정량검사'를 할 수 있는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 먼저 X-ray 장비의 원리와 시스템 선정 시 고려해야 할 사항들에 대해 간략하게 살펴 본 후 X-ray 장비를 이용하여 검사해야 할 드럼들의 특성을 분석하였다. 분석한 특성들은 드럼의 종류, 드럼의 규격, 드럼내 내용물의 종류 등이었고 이들 특성자료를 이용하여 검사에 필요한 X-ray 소요에너지를 계산하였다. 계산 결과 드럼 크기가 320 l 이하인 드럼을 검사하기 위한 소요에너지는 3 MeV 이하로 나타났으며 경제성 및 실현가능성 측면에서 450 keV 장비와 3 MeV 장비를 조합하거나 단독으로 사용하는 것이 바람직하고 이 때 450 keV 장비를 이용하여 검사가 가능한 저밀도 드럼 수는 2006년 12월 저장기준으로 42,327 드럼, 3 MeV 장비를 이용하여 검사가 가능한 드럼 수는 18,105 드럼으로 나타났다. 검사를 수행하는 주체, 장비 구매 방안 등에 따라 4가지 검사 시나리오를 수립하고 이에 대해 경제성 및 적용 가능성을 분석한 결과 최적의 검사시나리오는 인수기준, 처리 및 처분장 인도에 대한 폐기물 발생자의 정책 등에 영향을 받는 것으로 나타났다. 예를 들어, '유리수', '채움율'에 대한 정량분석과 ‘내용물 확인’을 모두 해야 할 경우에는 밀도가 상대적으로 낮은 폐기물이 담겨있는 ‘저밀도 드럼’의 검사를 위해 450 keV 이동형 장비 2대를 구입하여 자체 검사하고 ‘고밀도 드럼’은 외주로 검사하는 것이 바람직할 수 있다. 반면‘내용물 확인’만을 비파괴 검사항목으로 할 경우에는 450 keV 급 이동형 장비 1대면 연간 13,000 드럼을 검사할 수 있는 것으로 나타났다.

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이산화탄소 흡수 공정에서 흡수액 최적 재생 조건에 대한 이론적 고찰 (Theoretical Study on Optimal Conditions for Absorbent Regeneration in CO2 Absorption Process)

  • 박성열
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • 제50권6호
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    • pp.1002-1007
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    • 2012
  • 에너지 수요의 지속적인 증가는 화석 연료의 사용을 통해 상당한 부분이 충족되고 있으며 이로 인한 이산화탄소의 배출은 지구온난화의 주요 원인으로 인식되고 있다. 대규모 발생원으로부터 이산화탄소를 포집하기 위한 방안의 하나로 흡수 공정이 적용되고 있으며, 흡수제의 흡수 및 재생으로 구성된 연속 순환 공정 특성상 흡수제의 특성뿐만 아니라 흡수 재생 운전 조건은 전체 공정 성능에 매우 중요한 부분을 차지한다. 이러한 최적의 운전 조건은 실제로 운전되고 있는 공정에서 찾아내는 것이 최선이라 할 수 있으나, 이를 위해 실제 상용 공정의 운전 변수를 임의로 변경하는 것은 공정 안정성 측면에서 현실적으로 불가능한 경우가 많다. 따라서 본 논문에서는 이러한 현실적인 제약을 극복하고자 흡수제의 기-액 상평형에 대한 이론적인 접근법을 적용하였다. 12 wt% $NH_3$ 수용액을 이용한 $CO_2$ 흡수 공정에서 최적 흡수 재생 조건 파악에 적용된 이론적인 접근법을 20 wt% Monoethanl amine (MEA) 수용액에 적용하여 흡수제의 최적 재생 조건을 예측하였다. 12 wt% $NH_3$ 수용액을 $CO_2$ 흡수 재생 공정에 사용할 경우, 재생 공정으로 공급하는 흡수액의 $CO_2$ 부하(loading)를 0.4 이하로 유지하는 것이 필요한 반면, 20 wt% MEA 수용액을 사용하는 경우에는 재생 공정으로 공급되는 흡수액의 $CO_2$ 부하에 대한 제한이 필요 없음을 알 수 있었다. 최적 재생 온도는 이론적 접근법을 이용해서 재생 공정으로 공급되는 흡수액의 $CO_2$ 부하에 따라 결정할 수 있으며, 재생된 흡수액의 $CO_2$ 부하는 흡수 공정에서 필요한 $CO_2$ 흡수량에 따라 결정되고 이를 기준으로 최적 재생 온도에 해당하는 열원의 공급량을 결정할 수 있게 된다. 12 wt% $NH_3$ 수용액을 이용한 실험실 규모의 연속 $CO_2$ 흡수 재생 실험에서 최적 재생 조건을 비교적 정확하게 예측할 수 있었던 이론적 접근법을 20 wt% MEA 수용액에 적용하여 최적 재생 조건 예측에 적용할 수 있음을 확인하였고, 실제 화학흡수제를 이용한 $CO_2$의 흡수 재생 공정의 설계 및 운전에 사용할 수 있는 가능성을 확인하였다.