• 한국지구물리탐사학회:학술대회논문집
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• 한국지구물리탐사학회 2003년도 Proceedings of the international symposium on the fusion technology
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• pp.344-351
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• 2003

Hydrogeological survey and geochemical analysis were carried out in Phra Yun area, Northeast Thailand, which is a typical salt-affected area for an understanding of hydrogeological groundwater behaviours. Geological survey reveals the presence of G1 and F1 faults. Electromagnetic ground conductivity prospecting shows that the high conductivity zones of 15 mS/cm or more are distributed at underground of the G1 and F1 faults where saline groundwater is discharged. The distribution patterns of tritium concentration show that high tritium concentration zones of groundwater were recharged from pond and river. On the assumption that the annual average tritium concentration of precipitation in Northeast Thailand is same as tritium concentration of precipitation in Tokyo and groundwater flows as piston flow, the age of recharging precipitation of groundwater with 15 TU in 1997 could be estimated at 1967-1970 years. The velocity of groundwater flow was calculated to be $5.3{\times}10^{-7}\;m/s\;and\;2.1{\times}x10^{-6}\;m/s$ respectively from a duration time of 30 years and distance of groundwater flow 500m -2000m from the pond and river to the investigation wells. Because the estimated values of velocity of groundwater flow are compatible with the hydraulic conductivities, it is considered that 30 years is a reasonable period for recharging groundwater.

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

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권4호
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• pp.184-189
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• 2009

중수로원전의 방사선작업종사자는 방사선작업 종료 후에 뇨시료를 제출하여 공기중 삼중수소의 섭취에 따른 내부피폭 선량을 평가하고 있다. 이 경우 종사자가 제출한 뇨시료는 삼중수소가 체내에서 평형에 도달한 대표시료(Representative sample)라는 전제를 필요로 한다. 국제방사선방호위원회(ICRP)의 간행물과 삼중수소의 인체평형에 대한 캐나다의 실험결과에 의하면 체내로 유입된 삼중수소는 약 2-3시간 후에 평형에 도달한다고 기술하고 있다. 그런데 원전에서는 계획예방정비기간 동안 일시에 많은 작업이 진행되고 빈번한 종사자의 출입으로, 방사선작업 종료 후 제출하는 뇨시료는 섭취 후 평형에 도달하는 약 2시간 경과 이전에 제출하거나, 지연하여 제출하는 경우가 발생할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 방사선작업 종료 후 종사자가 제출하는 시간대별 뇨시료 중의 삼중수소 농도를 측정하였고, 이를 근거로 체내 삼중수소의 농도에 대한 변화추이와 선량평가에 미치는 영향을 분석하였다. 그 결과 종사자의 뇨시료는 대부분 삼중수소 섭취 후 2시간 정도에 신체 내에서 평형에 도달하는 것으로 확인되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권2호
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• pp.55-64
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• 2009

In a pressurized heavy water reactor (PHWR), radiation workers who have access to radiation controlled areas submit their urine samples to health physicists periodically; internal radiation exposure is evaluated by the monitoring of these urine samples. Internal radiation exposure at PHWRs accounts for approximately 20 $\sim$ 40% of total radiation exposure; most internal radiation exposure is attributed to tritium. Carbon-14 is not a dominant nuclide in the radiation exposure of workers, but it is one potential nuclide to be necessarily monitored. Carbon-14 is a low energy beta emitter and passes relatively easily into the body of workers by inhalation because its dominant chemical form is radioactive carbon dioxide ($^{14}CO_2$). Most inhaled carbon-14 is rapidly exhaled from the worker's body, but a small amount of carbon-14 remains inside the body and is excreted by urine. In this study, a method for dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of workers at nuclear power plants is developed and a method for internal dose assessment using its excretion rate result is established. As a result of the developed dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of radiation workers who entered the high radiation field area at a PHWR, it was found that internal exposure to carbon-14 is unlikely to occur. In addition, through the urine counting results of radiation workers who participated in the open process of steam generators, it was found that the likelihood of internal exposure to either tritium or carbon-14 is extremely low at pressurized water reactors (PWRs).

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.539-543
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• 2003

본 연구의 목적은 월성의 삼중수소 저장 시설의 안전성 평가를 위해 개발 중인 환경영향 평가 코드의 시간에 따른 삼중수소 농도를 기존의 연구 결과와 비교하여 신뢰성을 높이기 위해 수행되어졌다. 그 결과 삼중수소 저장시설이 2005년에 가동된다고 가정하였을 때 가동시점에서의 월성 발전소 내의 삼중수소의 농도는 각 호기별로 60.9Ci/kg, 36.3Ci/kg, 30.0Ci/kg, 26.5Ci/kg로 기존의 문헌 결과 값과 거의 일치하는 결과를 얻었다. 그러나 TRF 시설의 가동에 따른 발전소별 농도 감소 속도는 기존 문헌 보다 더 빨리 감소하는 결과를 얻었으며 최종적으로는 각 발전소별 감속재 내의 삼중수소의 농도가 10Ci/kg 이하로 떨어지는 것은 같음을 확인 할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권2호
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• pp.87-94
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• 2009

삼중수소는 중수로형 원전에서 방사선작업종사자의 내부피폭을 일으키는 주요 방사성핵종 중의 하나이다. 이 핵종은 계통에서 HTO 형태로 비교적 쉽게 누설되며, 호흡과정을 통해 작업종사자의 신체내부로 유입된다. 이러한 삼중수소는 신체 내에서 약 2시간 후에 평형에 도달하며, 약 10일의 유효반감기를 가지고 신체로부터 제거된다. 신체내의 삼중수소는 체액을 따라 유동하기 때문에 전신이 피폭을 받게 된다. 원전의 운영경험에 의하면 원전종사자의 전체 피폭방사선량의 약 20$\sim$40% 정도가 삼중수소에 의한 내부피폭으로 발생하고 있다. 따라서, 원전의 방사선안전관리 측면에서 볼 때 중요하게 관리되는 방사성핵종이다. 본 논문에서는 중수로 원전에서 삼중수소의 흡입에 따른 뇨시료 중의 삼중수소 방사능 측정 자료를 이용하여 삼중수소의 인체 대사모델을 수립하고, 이를 근거로 피폭방사선량 평가의 중요 인자인 유효반감기를 분석하였다. 이 결과에 따르면 국내 원전 종사자의 유효반감기는 국제방사선 방호위원회에서 제시한 10일보다 짧은 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권5호
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• pp.729-738
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• 2009

Given the evolution of High-Temperature Gas-cooled Reactor(HTGR) designs, the source terms for licensing must be developed. There are three potential source terms: fission products, actinides in the fuel and tritium in the coolant. It is necessary to provide first an inventory of the source terms under normal operations. An analysis of source terms has yet to be performed for HTGRs. The previous code, which can estimate the inventory of the source terms for LWRs, cannot be used for HTGRs because the general data of a typical neutron cross-section and flux has not been developed. Thus, this paper uses a combination of the MCNP, ORIGEN, and MONTETEBURNS codes for an estimation of the source terms. A method in which the HTR-10 core is constructed using the unit lattice of a body-centered cubic is developed for core modeling. Based on this modeling method by MCNP, the generation of fission products, actinides and tritium with an increase in the burnup ratio is simulated. The model developed by MCNP appears feasible through a comparison with models developed in previous studies. Continuous fuel management is divided into five periods for the feeding and discharging of fuel pebbles. This discrete fuel management scheme is employed using the MONTEBURNS code. Finally, the work is investigated for 22 isotope fission products of nuclides, 22 actinides in the core, and tritium in the coolant. The activities are mainly distributed within the range of $10^{15}{\sim}10^{17}$ Bq in the equilibrium core of HTR-10. The results appear to be highly probable, and they would be informative when the spent fuel of HTGRs is taken into account. The tritium inventory in the primary coolant is also taken into account without a helium purification system. This article can lay a foundation for future work on analyses of source terms as a platform for safety assessment in HTGRs.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.309.2-309
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• 2002

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2010년도 제39회 하계학술대회 초록집
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• pp.314-314
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• 2010

For the optimal design of a tokamak-type reactor, self-consistent determination of a radial build of reactor systems is important and the radial build has to be determined by considering the plasma physics and engineering constraints which inter-relate various reactor systems. In a low aspect ratio (LAR) tokamak reactor with a superconducting toroidal field (TF) coil, the shield should provide sufficient protection for the superconducting TF coil and the shield plays a key role in determining the size of a reactor. To determine the radial build of a reactor, neutronic effects such as tritium breeding in the blanket, nuclear heating, and radiation damage to toroidal field (TF) coil has to be included in the systems analysis. In this work, the outboard blanket only is considered where tritium self-sufficiency is possible by using an inboard neutron reflector instead of breeding blanket. The reflecting shield should provide not only protection for the superconducting TF coil but also improved neutron economy for the tritium breeding in outboard blanket. Tungsten carbide, metal hydride such as titanium hydride and zirconium hydride can be used for improved shielding performance and thus smaller shield thickness. With the use of advanced technology in the shield, conceptual design of a compact superconducting LAR reactor with aspect ratio of less than 2 will be presented as a viable power plant.