Tritium was extracted from tritium-contaminated aluminum samples by heating it in a high-temperature furnace at 200, 300, or 400 ℃ for 15 h. The extracted tritium was analyzed by using a liquid scintillation counter (LSC); the sample thicknesses were 0.4 and 2 mm. The differences in tritium extraction over time were also investigated by cutting aluminum stick samples into several pieces (1, 5, 10, and 15) with the same thickness, and subsequently heating them. The results revealed that there are most of the hydrated material based on tritium on the surface of aluminum. When the temperature was increased from 200 or 300 ℃-400 ℃, there are no large differences in the heating duration required for the radioactivity concentration to be lower than the MDA value. Additionally, at the same thickness, because the surface of aluminum is only contaminated to tritiated water, cutting the aluminum samples into several pieces (5, 10, and 15) did not have a substantial effect on the tritium extraction fraction at any of the applied heating temperatures (200, 300, or 400 ℃). The proportion of each tritium-release materials (aluminum hydrate based on tritium) were investigated via diverse analyses (LSC, XRD, and SEM-EDS).
Tritium extraction from radioactively contaminated cement mortar samples was performed using heating and liquid scintillation counting methods. Tritiated water molecules (HTO) can be present in contaminated water along with water molecules (H2O). Water is one of the primary constituents of cement mortar dough. Therefore, if tritium is present in cement mortar, the buildings and structures using this cement mortar would be contaminated by tritium. The radioactivity level of the materials in the environment exposed to tritium contamination should be determined for their disposal in accordance with the criteria of low-level radioactive waste disposal facility. For our experiments, the cement mortar samples were heated at different temperature conditions using a high-temperature combustion furnace, and the extracted tritium was collected into a 0.1 M nitric acid solution, which was then mixed with a liquid scintillator to be analyzed in a liquid scintillation counter (LSC). The tritium extraction rate from the cement mortar sample was calculated to be 90.91% and 98.54% corresponding to 9 h of heating at temperatures of 200 ℃ and 400 ℃, respectively. The tritium extraction rate was close to 100% at 400 ℃, although the bulk of cement mortar sample was contaminated by tritium.
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.
Kim, Dong-Gyung;Kim, Myung-Chul;Lee, Bum-Sig;Lee, Sang-Gu
한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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pp.64-72
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2004
The dryer (ten per unit) are operating to remove tritium in PHWR(Pressurized Heavy Water Reactor). There are coming out heavy water adsorbent from operating the dryer (95 drums for ten year per unit) The amount of radioactivity of heavy water adsorbent almost exceed ninety times more than disposal limit-in-itself showed by The Ministry of Science and Technology. It has to be disposed whole radioactive waste products, however there are problems of increase at the expense of their permanent disposal. In this research, We have studied how to remove kinds of nuclear materials and amount of tritium with in heavy water adsorbent. As the result we could develop disposal equipment and apply it. D20 adsorbent have to contain below Gamma nuclide O.3Bq/g and tritium 100Bq/g "The Regulation for disposal of the radioactivity wastes" showed by The Ministry of Science and Technology. There fore. So as to remove amount of tritium and kinds of nuclear materials (DTO) we needed a equipment. Also we have studied how to remove effectively radioactivity with in Adsorbent. As cleaning heavy water adsorbent and drying on each condition (temperature for drying and hours for cleaning). Because there is something to return heavy water adsorbent by removing impurities within adsorbent when it is dried o high temperature. After operating, we have been applying this research to the way to dispose heavy water adsorbent. Through this we could reduce solid waste products and the expense of permanent disposal of radioactive waste products and also we could contribute nuclear power plant run safely. According to the result we could keep the best condition of radiation safety super vision and we could help people believe in safety with Radioactivity wastes control for harmony with Environment.
Generally, the radioactivity from NPP(Nuclear Power Plants) operation can be released below 3% of DRLs(Derived Release Limits) to environment. It was tried to understand which plant was efficient for absorbing radioactivity in this study. Pinus thunbergii Parl. and Viburnum awabuki K. KOCH were analyzed for radioisotope absorption. The samples were collected at three different locations depending on the distance from NPP at the vicinity 10km away, and 30km away. Gamma radionuclide was not detected from the samples, which means that the direct transition into the plant was not significant. Meanwhile, the very low level of radioactive tritium was detected in the samples. One remark was that every plant has different ability for tritium absorption. These results are expected to be applied to propagation and transplanting in radioactively contaminated area or reducing radioactivity in the soil and water near the plants.
Journal of Korean Society for Atmospheric Environment
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제10권E호
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pp.299-302
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1994
At a nuclear power plant, environmental radioactivity monitoring is routine work for the radiation safety management For the environmental monitoring of tritium($^3$H) activity in water sampled liquid scintillation counting( LSC) method is applied to measure low- energy beta activity from tritium in the samples. The $^3$H activity is measured using the BECKMAN 5801 system at the KRISS( Korea Research Institute of Standards and Science) for evaluating the lower limits of detection( LLD) of $^3$H measurement and the measuring capability of low-level $^3$H activity at four nuclear Power Plant sites. The LSC systems used for low-level $^3$H activity measurements at the nuclear Power Plants are confirmed to satisfy throughout an intercomparison study under the experimental arrangements by the KRISS.
Degradation of a compound with a hydroxyl group during the course of its diffusion across the skin was investigated. Based on the experimental findings of ashortened retention time of a degradant peak from post-diffusion samples and from the ability to evaporate radioactivity from such samples, it seems that during diffusion the parent compound degrades into a more hydrophilic product which is then oxidized. A tritium label at the carbon with a hydroxyl group was released as a tritiated water. When the post-diffusion samples were left open to the air allowing evaporation of water, there was a corresponding decrease in radioactivity of such samples. There was a linear relationship between the time left open and the fraction of radioactivity lost. When such samples were fractionated by HPLC, and then had their radioactivities measured by scintillation counting, two peaks wre identified. The first peak, which may be attributable to tritiated water, was eluted at the same retention time as the solvent front. The second peak eluted at the retention time of the parent compound. When the evaporation/loss of radioactivity experiment was repeated using a $^{14}C$-labeled compound there was no significant loss of radioactivity, indicating that the earlier loss with $^{3}H$-labeled compound was related to the formation and loas sof tritiated water.
원전 기체 및 액체 방사성폐기물 중 가장 배출 기여도가 높은 삼중수소를 대상으로 국내 원전 가압경수로 및 가압중수로에 대해서 배출량 비교 분석과 풍향 빈도 분석, 또한 환경매체 중 삼중수소 거동 추이를 비교 분석하였다. 분석결과 먼저 기체 및 액체 삼중수소 배출량은 가압경수로보다 가압중수로에서 기체는 2013년 기준 약 10배 이상, 액체는 2배 내지 3배 정도 더 배출을 하고 있는 것을 알 수 있었다. 배출량 분석시 특이사항은 일부 원전에서 2개 호기가 배출량이 동일하게 분석된 것을 알 수 있었는데 이는 정확한 배출관리 및 분석을 위해서는 호기별 독립적인 배출관리 및 분석이 이루어져야 할 것으로 판단된다. 풍향빈도 분석은 16 방위 기준 평균 범위가 1.7~11.5%의 넓은 범위를 보였으며 풍향에 따라 환경매체 분석용 시료채취 지점을 분석해본 결과 대체적으로 풍향에 따라 잘 선정되어 있으나 일부 지점 검토가 필요한 것을 알 수 있었다. 환경매체 중 삼중수소 농도 추이 분석은 원전으로부터 거리가 가까울수록 삼중수소 농도가 높은 것을 확인할 수 있었고 가압경수로 원전의 경우는 원거리 환경매체는 극히 미미한 수준을 나타낸 반면 가압중수로 원전은 비록 원거리 환경매체라 하더라도 가압경수로 원전의 근거리 농도 수준 이상으로 월등히 많이 검출이 되고 있음을 알 수 있었다. 이렇게 가압중수로 원전에서 삼중수소 배출량이 높고 환경매체 중 삼중수소가 기준치 미만이긴 하나 검출이 되고 있으므로 계통에서의 관리 강화와 환경에서의 모니터링이 지속적으로 이루어져야 할 것으로 판단된다.
In this study, for the measurement of 3H(tritium) radioactivity concentration, a study was conducted on whether the type of cocktail and the material of the vial had an effect on the measurement before liquid scintillation counter measurement on HTO-type samples that had undergone physical and chemical pretreatment. As a result of the study, the efficiency according to the type of cocktail was higher in Ultima Gold LLT than Ultima Flo-AP cocktail with polyethylene (1.49%), glass (5.10%), and teflon (6.58%), respectively. Regarding the effect according to the type of vial, the efficiency and SQP(E) of both Ultima Gold LLT and Ultima Flo-AP showed the highest values in the order of teflon, polyethylene, and glass.
We confirmed that the dismantling of two research reactors with thermal power of $2MW_{th}$ and $100kW_{th}$, respectively, reveals no significant difference between the radiation levels of the research reactor site and the surrounding environment far away from it, from the radiation level aspect. Radiation dose and radioactivity were measured at monitoring points around the research reactor site of the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) in Seoul and comparison points 0.5 km to 3.3 km from the site. To grasp trends in the radiation levels during dismantling from the end of 2002 to the end of 2007, the gamma radiation dose rate, the accumulated dose, and the radioactivity of the strontium, tritium, and gamma isotopes were statistically treated and estimated. The averages of these items between the two groups, the research reactor site and comparison points, were assessed by applying a T-test with a significance level of 0.05. P-values found by using the T-test were from 0.12 to 0.83 where the values were much higher than the significance level. As a result, no difference was observed between the radiation levels at the research reactor site and at the comparison points by this T-test. This study showed that dismantling activity of the Korea Research Reactor of the Seoul site did not expose the public or the environment to harmful levels of radiation.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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