• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제28권4호
• /
• pp.415-422
• /
• 1996

Tritium removal from tritiated heavy water in a PHWR is the most effective way in reducing workers' internal dose and radioactivity emissions from Wolsong NPP. The optimum design of the Wolsong TRF (Tritium Removal Facility) was carried out using an approximate short-cut method with an assumption that the TRF, designed to extract 8 MCi per year of elemental tritium from a heavy oater feedstream, uses Liquid Phase Catalytic Exchange (LPCE) front-end process and Cryogenic Distillation (CD) process.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권1호
• /
• pp.106-113
• /
• 2024

Understanding the tritium release and retention behavior of candidate tritium breeder materials is crucial for breeder blanket design. Recently, a melt spraying process was developed to prepare Li₄SiO₄ pebbles, which were subsequently subjected to the in-pile tritium production and extraction platform in China Mianyang Research Reactor (CMRR) to investigate their in-situ tritium release behavior and irradiation performance. The results demonstrate that HT is the main tritium release form, and adding hydrogen to the purge gas reduces tritium retention while increasing the HT percent in the purge gas. Post-irradiation experiments reveal that the irradiated pebbles darken in color and their grains swell, but the mechanical properties remain largely unchanged. It is concluded that the tritium residence time of Li₄SiO₄ made by melt spraying method at 467 ℃ is approximately 23.34 h. High-density Li₄SiO₄ pebbles exhibit tritium release at relatively low temperatures (<600 ℃) that is mainly controlled by bulk diffusion. The diffusion coefficient at 525 ℃ and 550 ℃ is 1.19 × 10^-11 cm²/s and 5.34 × 10^-11 cm²/s, respectively, with corresponding tritium residence times of 21.3 hours and 4.7 hours.

• 한국수소및신에너지학회논문집
• /
• 제29권2호
• /
• pp.226-234
• /
• 2018

Even though the nuclear power plants has many advantages, safety issues of nuclear power plants are crucial factors of reliable operation. A tritium detector is a useful sensor to analyze amount of exposed radiation from the nuclear power plants. Currently, concentration of underwater tritium is measured precisely but it takes very long time. Since electrolysis is extracted hydrogen from the coolant of nuclear power plant, it can motivate to develop new type of real-time sensor. In this study, Proton Exchange Membrane (PEM) electrolyzer is studied for candidate as preprocessor of real-time tritium detector. Characteristics of the unit PEM electrolyzer were experimentally investigated. A simulation model is developed to understand physical behavior of unit PEM electrolyzer under dynamic operation.

• 품질경영학회지
• /
• 제19권2호
• /
• pp.96-107
• /
• 1991

At the design stage of a plant, the plausible causes and pathways of release of hazardous materials are not clearly known. Thus there exist large amount of uncertainties on the consequences resulting from the operation of a fusion plant. In order to better handle such uncertain circumstances, we utilize the Probabilistic Risk Assessment(PRA) for the safety analyses on fusion power plant. In this paper, we concentrate on the tritium release accident. We develop a simple model that describes the process and flow of tritium, by which we figure out the locations of tritium inventory and their vulnerability. We construct event tree models that lead to various levels of tritium release from abnormal initiating events. Branch parameters on the event tree are assessed from the fault tree analysis. Based on the event tree models we construct influence diagram models which are more useful for the parameter updating and analysis. We briefly discuss the parameter updating scheme, and finally develop the methodology to obtain the predictive distribution of consequences resulting from the operating a fusion power plant. We also discuss the way to utilize the results of testing on sub-systems to reduce the uncertain ties on over all system.

• Ocean Science Journal
• /
• 제43권1호
• /
• pp.39-48
• /
• 2008

Tritium ($^3H$ or T) has been produced mostly by atmospheric nuclear weapon tests, and entered the ocean in the form of water (HTO). As tritium exists as water itself, it has been regarded as an ideal tool to study the transport of water masses. In April 2001 we collected water samples in the western Japan Basin (WJB) for tritium and helium measurement. The timely sampling provided direct evidence of the bottom water formation, resulting in the drastic increase in tritium concentration from 0.3 TU in 2000 to 0.67 TU in 2001. Considering that the new bottom waters were found mostly in the WJB, it implies that maximum 1% of the whole bottom layer below 2600 m should be replaced with the surface water during the severely cold winter 2000 2001. $^3H-^3He$ age, showing the elapsed time since the water left from the surface, can be used to calculate oxygen utilization rate by dividing AOU by the age. Under the condition of 90% oxygen saturation in the surface water, the integration of OUR in the water column below 200 m yields net oxygen consumption of 12 mol $(O_2)m^{-2}yr^{-1}$, which corresponds to the export production of $99\;g\;C\;m^{-2}yr^{-1}$. This estimate is comparable to a previous estimate based on satellite data and implies that the ratio of export to primary production(f-ratio) is as high as 0.5 in the WJB.

• Korean Chemical Engineering Research
• /
• 제50권4호
• /
• pp.595-603
• /
• 2012

국제핵융합실험로(ITER)가 2019년까지 7개국의 공동개발사업으로 건설될 예정이다. ITER의 핵융합연료주기는 핵융합진공용기, 삼중수소 플랜트, 연료공급부로 구성되어 있다. 이중에서 삼중수소 플랜트는 핵융합연료주기를 위한 중 수소와 삼중수소의 저장, 공급, 분리, 제거, 회수 등의 기능을 제공한다. 삼중수소 플랜트는 외부에서 중수소와 삼중수소를 공급받아 저장 공급하는 SDS, 토카막배출처리의 TEP, 수소동위원소 분리의 ISS, 삼중수소수 및 대기 처리의 WDS ADS, 정성 정량분석의 ANS 등으로 구성된다. 이 논문에서는 삼중수소 플랜트를 구성하는 주요 공정에 대한 기능 및 설계요건을 기술하였다. 한국은 SDS 개발에 참여하고 있으며 월성원전 삼중수소 제거설비(WTRF) 건설 및 운전경험을 통해 WDS 대한 기술을 일부 확보하였다. 향후 ISS 및 TEP에 대한 기술확보를 위한 여러 분야에서의 참여 확대를 기대하고 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권2호
• /
• pp.119-125
• /
• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• 대한지하수환경학회지
• /
• 제2권2호
• /
• pp.49-57
• /
• 1995

지하수에 대한삼중수소농도의 측정치가 발표된 충청남도 청양, 제주도 지역 및 미국 조지아지역에 대해 평균체제시간을 계산하는 지하수연령측정 모델인 PFM, CMM, DBM과 평균체제시간과 분산매개변수를 동시에 계산하는 DNM, DM( $C_{FF}$ )모델을 적용하여 그 결과를 비교하였다. 입력자료인 강우의 삼중수소 농도의 부족한 측정자료를 보완하기 위하여 한국의 포항, 카나다의 오타와지역의 강수자료를 이용하여 입력함수를 작성하였다. 내재적으로 적은 분산을 가정하는 PFM과 DBM모델에 의한 결과는 유사하게 계산되었으며, 동일한 지역에서도 특이하게 높은 농도를 보이는 지점은 CMM에 의한 계산이 되지 않았다. 평균체제시간과 분산매개변수가 동시에 계산된 DNM과 DM( $C_{FF}$ )모델의 결과는 PFM, CMM, DBM의 결과를 이용하여 매개변수값을 한정시켰다. 동일지역에서도 삼중수소농도의 변화가 큰 경우는 각 지점마다 특징적인 지하수유동특성을 보이는 것으로 판단되어, 전 지 역에 걸쳐 동일한 모델을 일률적으로 적용하는 것은 바람직하지 않은 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권4호
• /
• pp.319-328
• /
• 2005

본 논문에서 사고로 누출된 삼중수소에 의한 농작물 오염평가 모델을 제시한다. 본 논문에서 제시된 모델은 동적격실모델로써 작물의 성장 방정식을 도입한 것이 특징이며, 이로부터 삼중수소 피폭시 작물의 성장단계에 따른 오염 정도를 예측할 수 있다. 시스템은 크게 대기, 토양, 작물격실로 구성되며, 격실의 삼중수소 농도 변화는 비선형 상미분방정식으로 표현되므로 시간에 따른 각 격실의 삼중수소 농도가 계산된다. 모델의 검증을 위해 배추 및 무에 대한 삼중수소 피폭 실험을 수행하였다. 생육단계별 오염 효과를 조사하기 위해 각기 다른 생육단계에 있는 배추와 무를 독립적으로 HTO 증기에 노출시켰으며, 피폭 후 오염된 작물의 tissue free water tritium(TFWT) 및 organically bound tritium(OBT) 농도를 측정하였다. 측정된 작물 부위별 삼중수소 농도 데이터와 모델 예측 값은 대체로 잘 일치하였다.

• Mass Spectrometry Letters
• /
• 제2권1호
• /
• pp.1-7
• /
• 2011

China's rapid economic growth has resulted in significant environmental side effects. Therefore, China has been interested in reducing her dependence on foreign oil and gas by developing technologies needed for hydrogen, in addition to her increasing energy mix of nuclear and renewable energy form, such as solar and wind power. There are three isotopes of hydrogen, i.e. protium (P or H), deuterium (D), and tritium (T). Both deuterium and tritium are important materials in nuclear fuel cycle industry. Tritium is one of the critical radioactive nuclides. Planning for and implementing contamination control as a part of normal operation and maintenance activities is an important function in any hydrogen facility, especially tritium facility. The development of hydrogen isotopes analysis is the key issues in this area. Mass spectrometry (MS) with medium (about 600) and high resolution (> 1,400) is commercially available; however, the routine analysis of hydrogen isotopes is done with low-resolution MS (< 200) in China. This paper summarizes the progress of MS measurement technology for hydrogen isotope abundance in China, focusing on our lab's research program and technical status. An analyzing method has been introduced for accurate measurement of tritium abundance in the H.D.T system by low resolution MAT-253 MS. The quotient of compression ratio coefficient is determined by building up equipment for laboratory-scale preparation of secondary standard gases and by considering the difference in sensitivity between hydrogen isotopes. The results show that the measured value is reproducible within the relative error range of 0.8% for gas samples of different tritium abundance.