• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.484-490
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• 2003

WTRF 가동에 따른 월성원전 삼중수소 방출량을 예측하였다. 호기별 WTRF 처리량 변화에 따른 월성원전 감속재와 냉각재 삼중수소 농도변화를 예측하였으며, 이로부터 삼중수소 방출량을 계산하였다. WTRF 가동에 의해 2013년에는 감속재 삼중수소 농도는 적어도 10 Ci/kg-$D_2O$ 이하로 떨어지며, 이때 연간 삼중수소 방출량은 WTRF 가동초기보다 약 25% 정도로 감소하는 것으로 나타났다.

• 분석과학
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• 제17권3호
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• pp.251-262
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• 2004

생활폐기물을 매립, 처리하는 위생매립장에서 발생된 침출수의 삼중수소 분포 특성을 조사하기 위해 침출원수, 처리수 및 메탄가스응축수의 삼중수소 농도를 측정하였다. 또한 침출수 및 처리수의 콜로이드 크기에 따른 삼중수소의 용존특성을 조사하였다. 침출수의 주요 무기물 오염성분은 Na, K, Ca, Mg, 암모니아성 질소 및 염소이온이었다. 연구대상 매립장중 2개 매립장을 제외한 나머지 매립장의 침출수에서 환경준위보다 수십 내지 수백 배 이상 높은 농도의 삼중수소가 검출되었으며, 조사기간중 침출수의 평균 삼중수소 농도분포는 17 ~ 1196 TU였다. 메탄가스응축수 및 침출수 처리공정을 거친 처리수에서도 침출수와 비슷한 수준의 삼중수소가 검출되었다. 이와 같은 삼중수소의 농도는 삼중수소의 음용수 기준에 비해 약 100배 이상 낮은 수준임을 확인할 수 있었다. 침출수중 삼중수소는 대부분 $0.45{\mu}m$ 이하의 용해성 콜로이드에 분포되어 있었나, 일부는 $0.45{\mu}m$ 이상의 콜로이드에 분포되어 있는 것으로 추정되었다. 침출수의 삼중수소와 총유기성탄소가 상대적으로 높은 상관성을 나타내었다. 그러나 침출수의 삼중수소 농도는 매립장의 규모, 수문학적 특성 및 매립연령 등과 특별한 상관성이 없는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.303-309
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• 2019

Tritium is an important nuclide that must be monitored for radiation safety management. In this study, HTO was orally administered to rats at the level of 37 kBq ($1{\mu}Ci$) or 370 kBq ($10{\mu}Ci$) to examine tissue distribution and excretion levels. After sacrifice, wet and dry tissue samples were weighed and analyzed for tissue free-water tritium (TFWT) and organically bound tritium (OBT). The mean tissue concentrations of TFWT (OBT) were 30.9 (17.8) and 4.4 (8.1) Bq/g on days 7 and 13 at the 37 kBq level and 30.8 (64.6) Bq/g on day 17 at the 370 kBq level. To assess the cytogenetic damage due to tritium exposure, a cytokinesis-blocked micronucleus (MN) assay was performed in blood samples from rats exposed to HTO for 14 and 21 days after oral administration. There was no significant difference in the MN frequencies between the control and exposed rats.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.117-123
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• 2003

지난 논문에 이어서 삼중수소 취급시설의 일부인 삼중수소 주입계통과 재생계통을 소개하였다. 두 계통은 모두 삼중수소의 유출이 가능한 계통들로서 GB안에 설치되어야 하는 계통들이다. 삼중수소 주입계통은 삼중수소 취급시설을 사용하여 목적하는 제품을 생산하게 되는 주 계통으로서 삼중수소의 관리를 위하여 정확히 삼중수소의 주입/분배량을 계량할 수 있어야 하고, 주입 후 계통내 잔여 삼중수소를 최대한 회수할 수 있도록 하여 방사성 물질의 환경방출을 최소화 할 뿐만 아니라 귀한 자원의 손실을 최소화하도록 설계되었다. MS, Ni catalyst bed, metal getter 등 재생이 필요한 TRS 내부의 장치들은 별도의 재생계통을 사용하여 재생한다. 다른 장치들의 재생은 장치를 가열하면서 적절한 purge gas를 흘려주는 비교적 간단한 방법으로 재생이 가능하나 삼중수소를 흡착한 metal getter의 삼중수소를 회수해야 하기 때문에 복잡한 공정을 거쳐야 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.107-115
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• 1996

전해농축법을 이용하여 한국 주변 해역 해수중 저준위 삼중수소를 측정하였다. 동 서 남해안에서 채취된 표충해수중 삼중수소를 측정한 결과, 삼중수소 농도는 $0.12 BqL^{-1}$에서 $1.50 BqL^{-1}$ 범위내의 값을 나타내었으며 그 평균값은 $0.60{\pm}0.353qL^{-1}$였다. 해역별 평균 삼중수소 농도는 동해안에서 $0.54{\pm}0.30 BqL^{-1}$ 남해안에서 $0.48{\pm}0.35 BqL^{-1}$. 서해안에서 $0.77{\pm}0.32 BqL^{-1}$의 농도분포를 각각 나타내었으며, 해역별로 큰 차이를 나타내지 않았다. 또한, 시료채취지점이 매우 좁은 위도범위내에 한정되어 있어 위도에 따른 삼중수소 농도의 체계적인 변화는 관찰되지 않았다. 본 연구에서 얻어진 표층해수 중 삼중수소 농도 준위는 일본 근해에서 조사된 결과와 매우 유사하였으며, 태평양지역에서의 삼중수소 농도에 비해서는 약간 높은 값을 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2966-2976
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• 2023

A tritium breeder is a lithium-based material capable of producing tritium. Many researchers designing nuclear-fusion energy are studying tritium production using pebbles, which are solid-type breeders. The sphericity and size of the pebbles are critical in obtaining pebbles with good tritium-breeding efficiency. Furthermore, tritium-release efficiency can be increased by using pebbles with appropriate porosities. Promising raw materials for tritium-breeding materials include Li₄SiO₄ and Li₂TiO₃. Li₄SiO₄ has a higher lithium density than Li₂TiO₃ and exhibits excellent tritium-breeding efficiency. However, it has the disadvantage of being easily decomposed during the Li₄SiO₄-green-pebble sintering process because of its low structural stability at high temperatures and high lithium density. In this study, we attempted to determine the optimal conditions for manufacturing Li₄SiO₄ pebbles using the droplet-freeze-drying method. The optimal Li₄SiO₄ slurry conditions and sintering temperatures were determined. The optimal Li₄SiO₄ slurry-fabrication conditions were 3 wt% polyvinyl alcohol and 75 wt% Li₄SiO₄ based on the deionized-water weight content. The sintering temperature at which Li₄SiO₄ did not decompose and exhibited the optimum porosity of 10.8% was 900 ℃.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권4호
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• pp.267-276
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• 2015

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.

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

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제29권2호
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• pp.226-234
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• 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
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• 제19권2호
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• pp.96-107
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• 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.