• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권2호
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• pp.171-177
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• 2003

A dynamic compartment model was required for the prediction of radiological consequences of the tritiated vapor released from the nuclear facility after an accident. A computer code, ECOREA-T, was developed by incorporating the unit models for the evaluation of tritium behavior in the environment. Dry deposition of tritiated vapor from the atmosphere to the soil was calculated using a deposition velocity. Transport of tritium from the atmosphere to the plant was calculated using a specific activity model, and the result was compared with the Belot's analytic solution. Root uptake of tritiated water from the soil and formation of OBT from T were considered in the model. The ECOREA-T code was verified by comparing the results from the other computer codes using a scenario developed through BIOMOVS II study. The results showed good agreements.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제23권1호
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• pp.56-64
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• 2012

The ITER fuel cycle is designed for DT operation in equimolar ratio. It involves not only a group of fuelling system and torus cryo-pumping system of the exhaust gases through the divertor from the torus in tokamak plant, but also from the exhaust gas processing of the fusion effluent gas mixture connected to the hydrogen isotope separation in cryogenic distillation to the final safe storage & delivery of the hydrogen isotopes in tritium plant. Tritium plant system supplies deuterium and tritium from external sources and treats all tritiated fluids in ITER operation. Every operation and affairs is focused on the tritium inventory accountancy and the confinement. This paper describes the major fuel cycle processes and interfaces in the tritium plant in aspects of upcoming technologies for future hydrogen and/or hydrogen isotope utilization.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제24권2호
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• pp.121-127
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• 2013

Tritium was attracted with high energy source in neutron fusion energy systems. A number of research was performed in tritium storage materials. The Korea was raised storage and delivery systems (SDS) of international thermonuclear experimental reactor (ITER) research. However, bottles of SDS would be important because of stability. The bottles have a welding zone, this zone will be vulnerable to hydrogen embrittlement. This zone have a high thermodynamic energy and heat deterioration. Therefore bottles were studied about hydrogen embrittlement to retain stability. The heat treatment of hydrogen was carried under pressure-composition-temperature (PCT) apparatus because of checking at real time. And then, mechanical properties were evaluated by tensile test and hardness test. In results of this study, hydrogen atmosphere condition is very important by tensile test and kinetics test. The samples were evaluated, that is more weak hydrogen pressure, increasing temperature and time. This results could be useful in SDS bottle designs.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.172-181
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• 2005

국내 원전에서 공기 중 삼중수소 농도를 평가하기 위해 사용하는 삼중수소 버블러의 포집효율에 대하여 고찰하였다. 수증기 형태인 공기 중 삼중수소는 기포가 물을 통과하는 동안 평형농도에 도달하게 된다. 많은 양의 기체시료를 통과시킬 경우 포집수의 삼중수소 농도가 높아지고 포집수가 감소하거나 증가하는 현상이 발생하여 포집효율에 영향을 미치게 된다. 이러한 영향을 고려한 포집수의 예측농도는 실측값과 잘 맞았다. 통상적인 방식과 같이 초기 포집수량을 이용하여 삼중 수소 포집량을 평가할 경우 기체시료의 상대습도가 0.5보다 높으면 포집효율은 1보다 낮아지고 상대습도가 0.5보다 낮으면 포집효율은 1보다 높아진다. 상대습도가 0.5가 아니더라도 $\frac{포화수증기량\times기체통과량}{포집수량}$을 작게 하면 포집효율을 1에 가깝게 유지할 수 있다.

• 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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• 제23권1호
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• pp.25-32
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• 1998

환경에서 삼중수소는 주로 HTO 형태로 존재하며, 이동성이 크므로 대기권으로 쉽게 증발한 후 광합성작용을 거쳐 식물의 영양분과 결합한 다음 먹이연쇄 과정을 통하여 최종적으로 사람에게까지 전달된다. 조직결합수(OBT)는 인체 내에서 장시간 체류할 수 있으므로 피폭선량 측면에서 지금까지 주로 고려되어진 조직자유수(TFWT)와는 다르게 인식되어야 한다. 육상생태계 내에서 OBT는 식물의 광합성 작용에 의해 주로 생성되지만 다양한 환경매체의 영향을 받기 때문에 생성량을 예측하기는 매우 어렵다. 특히 생체 내에서 결합형태에 따라 교환성 삼중수소와 비교환성 삼중수소로 구분된다. 우리나라 주요 곡류의 하나인 벼의 어린시기와 잔디에 인위적으로 HTO에 피폭시킨 후 조직결합수의 생성율을 비교하였다.

• 분석과학
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• 제20권5호
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• pp.419-423
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• 2007

환경준위의 삼중수소 측정법을 확립코자 극저준위 액체섬광계수기(LSC)와 1 TU(Tritium Unit) 미만까지 측정이 가능한 전기분해 농축 장비의 특성을 연구하였다. 삼중수소의 측정한계를 알기위해 다양한 측정용기에 의한 장비의 바탕값을 조사한 결과 테프론 코팅된 폴리에틸렌 측정용기에서 1.86 cpm 수준이었으며 5 시간동안 계측할 경우 2.01 Bq/L로 17 TU의 검출한계를 얻었다. 400 mL 시료를 전기분해하여 20 mL까지 농축할 경우 0.8 TU의 검출한계를 얻었다. 전해농축시 수소와 삼중수소의 분리효율은 20 이상이었으며, 전해농축과정에 따른 삼중수소 회수율은 약 90%정도였다. NIST 삼중수소 표준시료를 사용하여 LSC의 측정효율을 검증한 결과 10 mL의 시료와 10 mL의 cocktail 용액을 사용한 경우 $28.70{\pm}0.27%$의 측정효율을 얻었다.

• 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.

• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• 제30권12호
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• pp.3095-3097
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• 2009

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권3호
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• pp.113-120
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• 2008

이 연구에서는 국내 개발중인 초고온가스로 (VHTR: Very High Temperature Reactor)를 대상으로, 발생되는 삼중수소 양, 계통간 이송, 제거, 분포 그리고 최종적으로 생산된 수소에 대한 삼중수소에 의한 오염 준위를 예측할 수 있는 해석 모델인 TRITGO 코드를 소개하였고, 수소를 생산하는 IS (Iodine Sulfide) 계통으로의 삼중수소 투과양을 모의할 수 있도록 코드를 개선하였다. 또한 GT-MHR 600MW 열출력을 가정, 최종 수소 생산물의 삼중수소에 의한 오염치를 예측하였다. 예상 오염치는 약 0.055 Bq/$H_2-g$으로 일본 규제치 56 Bq/$H_2-g$에 약 1/1000 수준으로 낮게 예측되었다. 모의 결과 삼중수소 방출을 억제하기 위해서는 피복관의 건전성 유지 및 헬륨 냉각재와 흑연으로 구성된 반사체내 불순물인 $^3He$ 및 Li을 가능한한 낮은 준위로 유지하는 것이 필요함을 보여 주었다. 또한 냉각재내 불순물을 직접 제거할 수 있는 정화계통의 성능이 중요한 설계인자로 판단되었다.