• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05b
• /
• pp.250-255
• /
• 1997

중수로형(PHWR) 원자력발전소는 감속재와 냉각재로 중수를 사용하고 있어 방사성 수소동위원소인 삼중수소 생성량이 경수로에 비해 크며 계통내 삼중수소 축적량은 운전년수에 따라 증가하게 된다. 중수로형 원전에서 삼중수소 저감화를 위한 장기 대책으로 Tritium Removal Facility를 적용하는 경우, 우선적으로 괴려하여야 할 사항은 적절한 TRF의 용량을 결정하는 것이다. 이는 초기 시설 투자비뿐만 아니라 설비 및 운전의 신뢰도와 이용율에도 영향을 미치므로 연속운전이 가능하도록 용량을 결정하는 것이 중요하다. 이를 위해 감속재를 대상으로 삼중수소 농도 목표치, 삼중수소 농도 목표치 도달기간, 탈 삼중수소율, TRF 적용시점이 TRF 처리량과 촉매탑 높이에 미치는 영향을 분석하였다. 삼중수소 농도 목표치는 5~15Ci/kg, 도달기간은 3~8년, 탈 삼중수소율은 0.05~0.4, TRF 적용시점은 가동 후 10~20년이 적절한 것으로 확인되었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2011.11a
• /
• pp.330-331
• /
• 2011

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.28 no.1
• /
• pp.1-8
• /
• 2003

The periodic safety review of operational nuclear power plants requires that the plants should keep a well organized environmental monitoring program. The past records of environment monitoring data were analyzed. and the tritium concentrations of the samples in the surface and ground water around Kori site were measured. It was shown that the tritium concentrations around the Kori site were slightly higher than that of natural background. The change of background tritium concentration was estimated through a numerical modeling. Two different versions of 7 compartments model - the world and the northern hemisphere - defined in NCRP-62 were modeled for the global tritium cycling. The numerical solution of the model was obtained using a computer program, AMBER. The four cases of tritium source-terms into the atmosphere were considered. The results showed that the tritium concentration in the surface soil water was higher than that in sea water or surface stream water. Also, it was shown that the tritium produced by the interaction between cosmic rays and the gases were the major source of tritium, and the tritium produced by nuclear weapon test decreased considerably.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.824-828
• /
• 1995

월성원전에서 삼중수소에 의한 작업자 피폭 및 환경방출량을 가능한 한 낮게 유지하기 위해서는 계통중수중에 축적되는 삼중수소를 근원적으로 제거할 수 있는 삼중수소제거시설이 필수적이다. 삼중수소제거공정은 방사선 안전성과 에너지 효율 측면에서 액상촉매교환과 초저온증류공정의 복합공정이 가장 효과적인 것으로 알려지고 있다. 본 연구에서는 월성원전의 후속기를 고려하여 용량이 연간 8MCi의 삼중수소제거시설에 대한 최적설계를 수행하였다. 액상촉매교환공정에 대해서는 NTU-HTU법 그리고 초전온증류공정에는 Fenske-Underwood-Gilliland법을 이용하여 공정을 해석하였고 공정내 삼중소소의 재고량이 최소가 되는 최적의 설계변수들을 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
• /
• 2011.02a
• /
• pp.414-414
• /
• 2011

핵융합로는 고온의 고밀도 플라즈마에 노출되므로 고 열부하 및 플라즈마 이온에 의한 물성수치를 충분히 고려한 재질로 구축하여야 한다. 특히 핵융합의 연료인 중수소, 삼중수소와 관련하여 플라즈마 대면 부품, 블랑켓, 열 교환기 등의 구축재질에 대한 수소동위원소의 누설거동 데이터 확보는 삼중수소의 취급 및 안전성과 경제성 측면에서 매우 중요하다. 현재 국내의 삼중수소 누설거동과 관련된 실험장치 개발 및 데이터는 관련 연구가 진행되는 선진국에 비해 초보적인 수준이며, 핵융합 기술의 자력개발을 위해서도 수소동위원소 관련 누설거동 데이터의 확보는 매우 중요하다. 본 연구는 삼중수소 누설거동 해석을 위한 예비 실험으로, 수소를 사용하는 누설거동 실험장치를 설계 제작하여 기초실험을 수행하였다. 시편은 스테인레스 스틸(SS-316L)을 사용하였으며, 시편의 두께를 변화시켜가며 수소에 대한 activation energy, permeability, diffusivity, solubility를 구한 후 타 연구그룹의 실험결과와 비교 하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.117-123
• /
• 2003

In succession to the previous paper, the tritium injection system and the regeneration system of the tritium handling system are presented. Both systems should be placed inside glove boxes since there can be potential leakage of tritium from these systems. The tritium injection system should be capable of measuring the exact amount of the injected tritium to keep track of the tritium inventory. The tritium injection system is designed to recover the remaining tritium from the system after injection for the minimization of tritum release to the environment as well as for the recovery of precious resource. TRS equipment such as MS, Ni catalyst bed, and metal getter are regenerated with a standalone regeneration system. Unlike other equipments which can be regenerated by heating and purging with appropriate gas, regeneration of the metal getter used to recover tritium is somewhat complicated.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.239-240
• /
• 2004

작년 2월에 착공식을 가진 월성의 WTRF (Wolsung Tritium Removal Facility)에서 2005년 후반기부터 매년 $2.6{\times}10^{16}$ Bq(7 MCi) 이상의 삼중수소가 생산될 예정이므로 이제 우리나라에서도 삼중수소를 활용하는 연구를 본격적으로 할 수 있게 되었다. 현재 우리나라는 삼중수소를 전량, 수입하여 37 MBq (1 mCi) 혹은 $3.7{\times}10^{10}$ Bq (1 Ci)미만의 매우 적은 양으로 생물, 생화학, 농학 및 의약품 합성연구 등의 연구에 이용하오 있는 정도이고, 삼중수소의 활용에 관한 국내의 연구는 거의 전무한 상태이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.633-638
• /
• 1998

벼의 성장시기에 다른 대기중 삼중수소의 식물채내 흡수실험을 수행하였다. 투명한 아크릴로 만들어진 피폭상자(50x60x120cm)내의 피폭조건은 비록 같은양(18.5 MBq)의 HTO를 증발시키더라도 동일한 농도를 유지하는 것이 거의 불가능하였다. 벼꽃의 매화 직후부터 수확기까지 이삭의 생성시기별로 HTO에 피폭시킨 후 잎, 줄기 및 이삭으로 구분된 시료에서 피폭 후 시간별로 조직자유수의 삼중수소 농토를 측정하였다. 조직자유수의 삼중수소 농도는 이삭에서 가장 느리게 감소하였으나 조직결합수의 삼중수소 농도는 이삭 성장이 가장 왕성한 시기에 높게 측정되었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.222-222
• /
• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05b
• /
• pp.787-791
• /
• 1995

중수형 원자력발전소의 중수는 중성자 흡수반응에 따라 그 일부가 삼중수소화 된다. 삼중수소의 제거반응에 효율적인 고분자 백금촉매를 제조하여 회분식 반응기에서 탈삼중수소 반응실험을 수행하였다. 기액접촉반응탑내에서 고분자 촉매는 탈삼중수소 반응에 유효한 활성이 있음을 확인하였다.