• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.2
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• pp.119-125
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• 1997

PHWR achieves high neutron economy by adopting heavy water as its moderator and coolant. On the other hand it permits much tritium generation, compared to LWR, due to the neutron capture reaction of deuterium in heavy water. Meanwhile in the reactor core, $^3He formed as the result of-decay of tritium, captures a thermal neutron and transforms to tritium again. The existing calculation models on tritium generation in PHWR neglect the contribution of $^3He$ in both moderator and coolant due to its relatively low solubility. However the neutron capture cross-section of $^3He$ is almost $1.6{\times}10^7$ times as large as that of deuterium. That means that the dissolved amount of 0.03 ppm of $^3He$ in heavy water is enough to generate the same amount of tritium as that generated by the deuterium of total heavy water in the system. This study dealt with the contribution of $^3He$ to tritium generation. As a sample case, the contribution of $^3He$ to the tritium generation in Wolsong #1 was evaluated and compared to the measured values. According to the result of this study, it is concluded that $^3He$ in coolant contributes very much to the tritium generation but that in moderator shows negligible effects due to the low solubility and $^4He$ cover gas. At the beginning of the plant operation, the contribution of $^3He$ is slightly greater than the measured value but agrees well with the measured as the operating time increases.

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

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.633-638
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• 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
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• 2004.06a
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• pp.247-247
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• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.222-222
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• 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
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• 1996.05c
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• pp.453-457
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• 1996

월성원자력발전소에서 생성되는 삼중수소는 핵융합로의 필수원료물질이다. 삼중수소 분리반응 탑에 소요되는 다단탑의 단수와 최적운전온도 및 반응탑의 효율을 결정하기 위하여, 흡수층과 촉매층으로 구성된 분리반응탑을 모델링하고, 전산코드를 작성하였다. 이 전산코드의 결과는 실험치와 잘 일치하였으며, 최소반응단수를 갖는 설계온도는 8$0^{\circ}C$임이 밝혀졌다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.23 no.1
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• pp.25-32
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• 1998

Tritium is released into the environment as various form but HTO is most relevant to the incorporation of tritium into living organisms and to the formation of OBT. Tritiated compounds may be transported to humans via several tropic levels. Retention times of organically bound tritium in organisms are considerably longer than those of tritiated water, which has significant consequences on exposure dose estimation. It is rather difficult to predict the amount of OBT produced by the photosynthetic process of plants because it may be influenced by a multitude of environmental factors and plant parameters. Tritiated organic matters are classified as the exchangeable or nonexchangeable bound tritium according to the bound form. After short term HTO exposure in plants, the formation and uptake of OBT were evaluated.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.435-440
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• 1996

삼중수소 제거 공정에 이용되는 소수성 고분자촉매의 담체인 스티렌-디비닐벤젠 공중합체의 제조 특성을 실험하였다. 스티렌-디비닐벤젠 고분자담체의 제조시 담체의 표면 특성에 대한 중합용액의 안정화 영향을 실험한 결과 약 40~55$^{\circ}C$의 범위에서 2시간 이상 용액을 안정화 시키는 것이 가장 바람직하였다. 또한 후처리 방법은 담체를 건조시키기 전에 용매를 제거하는 방법이 가장 우수한 기공 특성을 나타내었다. 담체의 입자 크기는 계면활성제의 농도가 낮을수록 더 크게 생성되었지만 용액의 점도가 증가하면 계면활성제의 영향이 감소됨을 알 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.35 no.1
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• pp.12-20
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• 2010

In a primary system at nuclear power plants (NPPs), various radionuclides including fission products and corrosion products are generated due to the complex water conditions. Particularly, $^3H,\;^{14}C,\;^{58}Co,\;^{60}Co,\;^{137}Cs,\;and^{131}I$ are important radionuclides in respect of dose assessment for radiation workers and management of radioactive effluents. In this paper, the dominant contributors of radiation exposure for radiation workers and the member of public adjacent to NPPs were reviewed and the process of dose assessment attributable to those contributors were introduced. Furthermore, the analysis for some examples of radiation exposure to radiation workers and the public during the NPP operation was carried out. This analysis included the notable precedents of internal radiation exposure and contamination of demineralized water occurred in Korean NPPs. Particularly, the potential issue about the dose assessment of tritium and carbon-14 was also reviewed in this paper.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.29 no.4
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• pp.426-436
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• 1985

Preparative and kinetic photochemical reactions of several benzanilides were studied. Several substituted benzanilides were synthesized by acylation of substituted anilines with substituted benzoyl chlorides. While benzanilide gave a photo-Fries type reaction product, 2-chlorobenzaniline, 2-bromobenzanilide, and 2-methoxybenzanilide gave a photocyclization reaction product, phenanthridone. Since 8-chlorophenanthridone was obtained from 2,2'-dichlorobenzanilide, the carbonyl phenyl is the excited site. Quantum yield of photocyclization of 2-chlorobenzanilide, 2'-chlorobenzanilide, and 2-methoxybenzanilide were obtained. 2-Chlorobenzanilide was photocyclized effectively and 2'-chlorobenzanilide ineffectively. Since the oxygen present in the reaction medium retarded the photocyclization reaction of 2-chlorobenzanilide, the triplet state of 2-chlorobenzanilide is involved. The mechanism of the photocyclization of 2-chlorobenzanilide is suggested: $\pi-complex$ between carbonyl phenyl and N-phenyl was formed from the triplet state of 2-chlorobenzanilide; neighbour phenyl (N-phenyl) assists for leaving of chlorine from carbonyl phenyl to make an intermediate, cyclized conjugated radical, because electron donating group on the N-phenyl ring accelerated the reaction; hydrogen detachment from the intermediate is obviously not a rate determined step because there was no isotope effect on the rate of photocyclization. The photocyclization reaction rate of 2-methoxybenzanilide was faster in the presence of oxygen than in the absence of oxygen. Thus, the singlet excited state of 2-methoxybenzanilide is involved in the reaction. Probably, the intermediate, methoxyhydro-phenanthridone is oxidized by oxygen in the medium to give phenanthridone.