• 제목/요약/키워드: 트리튬

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트리튬 처리기술 현황 (A Status of Tritium Processing Technologies)

  • 안도희;김광락;백승우;이민수;임성팔;정흥석
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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    • pp.172-179
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    • 2003
  • 핵확산 저항성 핵연료주기공정, 트리튬을 활용하는 첨단산업 시설과 중수로형 원전 등의 국내 원자력 산업에서 다양한 화합물 형태로 발생하는 트리튬 폐기물을 처리하는 기술을 개발하기 위하여 국내외 트리튬 처리기술의 현황을 조사하였음. 트리튬 폐기물을 크게 기체상, 유기상, 수용액상으로 분류하였고, 이들을 각각 처리할 수 있는 기술을 분석하였음. 이러한 트리튬 폐기물의 처리기술 개발은 원자력 산업의 지속적인 발전을 위한 기술력 기반조성 및 국민의 방사성 폐기물에 대한 긍정적 이미지를 심어 주는데 필수적임.

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B형 삼중수소 운반용기 안정성 평가 (Safety evaluation of type B transport container for tritium storage vessel)

  • 이민수;백승우;김광락;안도희;임성팔;정홍석;최희주;최종원;손순환;송규민
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권2호
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    • pp.155-169
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    • 2007
  • 월성 원자력 발전소의 TRF 시설에서 수집된 트리튬을 metal hydride 형태로 보관하고 있는 500 kCi급 트리튬 1차 저장용기를 발전소 밖의 폐기물 저장고로 안전하게 운반하기 위하여 트리튬 운반용기를 개발하였다. B형 운반용기의 기술기준을 적용하여 구조평가, 열평가, 방사선차폐평가, 격납평가 등을 수행하여 운반용기의 안전성을 분석하였다. 트리튬 운반용기는 정상운반조건 및 사고운반조건에서도 격납 경계가 손상되지 않는다고 평가되었다. 붕괴열로 인한 운반용기 내부 저장용기의 온도상승은 수치해석 결과, 원통형 모델에서는 $134.8^{\circ}C$로 나타났다. 운반사고 조건에 대한 열 평가로서 $800^{\circ}C$ 외부환경에 30분간 노출되었을 경우에는 단열재만의 열차폐를 고려하여 계산한 결과, 약 $405^{\circ}C$로 나타났으며, 내부 온도 상승은 1차 격납 경계인 1차 저장용기의 허용 온도인 $550^{\circ}C$에도 미치지 못하였다. 격납 차폐 평가에서도 사고조건인 $800^{\circ}C$의 외부 환경에 노출된 경우에서도 충분히 운반용기의 격납 성능을 유지할 수 있다고 판단되었다. 방사선에 대한 차폐 특성을 조사한 결과, 트리튬에서 발생된 ${\beta}-ray$ 선량은 1차 저장용기 외부 표면에서 0으로 계산되었다. 이상과 같이 500 kCi 급 트리튬 운반용기에 대한 안전성을 평가한 결과, 운반사고조건에서도 트리튬 운반용기는 전혀 이상이 없는 것으로 나타났다.

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트리튬을 이용한 지하수 연대측정 수학모델 개발 및 삼광광산 주변 지하수 유동시간 분석 (Development of the Mathematical Model to Calculate Groundwater Ages Using Tritium and Analysis on Groundwater Flow Times around the Samkwang Mine)

  • 김계남;구자공;김천수
    • 대한지하수환경학회지
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    • 제2권2호
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    • pp.72-77
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    • 1995
  • 수학모델 개발, 현장수리시험, 그리고 연구지점에서 샘플링한 강수 및 지하수의 트리튬농도를 분석하여, 삼광광산 주변의 편마암에서의 지하수의 유동시간을 평가했다. 이 연구의 결과는 다음과 같다: (1) 연구지역에 1961∼1993년 동안 내린 강우의 트리튬농도를 고려하여, 지하수의 연령을 계산할수 있는 수학모델을 개발했다. (2) 지표면으로부터 44, 92, 102, 205 m 밑의 터널내의 지하수의 연령은 각각 2.0, 4.0, 4.5, 9.0 년으로 평가되었다. 이들 결과는 1991∼1993 년 동안 터널내의 지하수의 트리튬 농도에 관한 자료로 검증했다.

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PWR 사용후핵연료 중 탄소-14 및 트리튬 정량 (Determination of carbon-14 and tritium in a PWR spent nuclear fuel)

  • 김정석;박순달;이창헌;송병철;지광용
    • 분석과학
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    • 제18권4호
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    • pp.298-308
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    • 2005
  • 사용후핵연료시료 중에 함유된 탄소-l4와 트리튬을 회수 및 정량하였다. $CO_2$ 운반체($CaCO_3$)를 포함한 사용후핵연료시료를 $90^{\circ}C$에서 8M $HNO_3$ 용액으로 용해하면서 휘발된 $^{14}CO_2$를 1.5 M NaOH 용액을 포함한 포집관에 수집하였다. 용해 중 휘발되는 방사성 요오드는 Ag-silica gel 흡착체를 담은 포집 관으로 사전제거하였다. 핵연료 용해용액 중에 남아있는 트리튬(HTO)를 정량하기 위하여 양이온과 음이온 교환수지 혼합물 및 무기이온교환체를 이용한 뱃치 및 분리관법으로 용해용액을 탈이온화시켜 간섭이온을 제거하였다. 포집용액 중의 탄소-14와 탈이온화수 중의 트리튬을 액체섬광계수법으로 정량하였다.