• Title, Summary, Keyword: 삼중수소

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Parametric Analysis of Design Capacity for Tritium Removal Facility

  • 손순환;정양근;이철언
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.250-255
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    • 1997
  • 중수로형(PHWR) 원자력발전소는 감속재와 냉각재로 중수를 사용하고 있어 방사성 수소동위원소인 삼중수소 생성량이 경수로에 비해 크며 계통내 삼중수소 축적량은 운전년수에 따라 증가하게 된다. 중수로형 원전에서 삼중수소 저감화를 위한 장기 대책으로 Tritium Removal Facility를 적용하는 경우, 우선적으로 괴려하여야 할 사항은 적절한 TRF의 용량을 결정하는 것이다. 이는 초기 시설 투자비뿐만 아니라 설비 및 운전의 신뢰도와 이용율에도 영향을 미치므로 연속운전이 가능하도록 용량을 결정하는 것이 중요하다. 이를 위해 감속재를 대상으로 삼중수소 농도 목표치, 삼중수소 농도 목표치 도달기간, 탈 삼중수소율, TRF 적용시점이 TRF 처리량과 촉매탑 높이에 미치는 영향을 분석하였다. 삼중수소 농도 목표치는 5~15Ci/kg, 도달기간은 3~8년, 탈 삼중수소율은 0.05~0.4, TRF 적용시점은 가동 후 10~20년이 적절한 것으로 확인되었다.

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Estimation of Tritium Concentration in the Environment based upon Global Tritium Cycling Model (글로벌 삼중수소 순환 모델을 이용한 삼중수소 환경 방사능 추정)

  • Choi, Heui-Joo;Lee, Han-Soo;Kang, Hee-Suk;Lee, Chang-Woo
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.28 no.1
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    • pp.1-8
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    • 2003
  • The periodic safety review of operational nuclear power plants requires that the plants should keep a well organized environmental monitoring program. The past records of environment monitoring data were analyzed. and the tritium concentrations of the samples in the surface and ground water around Kori site were measured. It was shown that the tritium concentrations around the Kori site were slightly higher than that of natural background. The change of background tritium concentration was estimated through a numerical modeling. Two different versions of 7 compartments model - the world and the northern hemisphere - defined in NCRP-62 were modeled for the global tritium cycling. The numerical solution of the model was obtained using a computer program, AMBER. The four cases of tritium source-terms into the atmosphere were considered. The results showed that the tritium concentration in the surface soil water was higher than that in sea water or surface stream water. Also, it was shown that the tritium produced by the interaction between cosmic rays and the gases were the major source of tritium, and the tritium produced by nuclear weapon test decreased considerably.

월성원전의 삼중수소제거공정 최적화

  • 안도희;이한수;정홍석;송명재;손순환
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.824-828
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    • 1995
  • 월성원전에서 삼중수소에 의한 작업자 피폭 및 환경방출량을 가능한 한 낮게 유지하기 위해서는 계통중수중에 축적되는 삼중수소를 근원적으로 제거할 수 있는 삼중수소제거시설이 필수적이다. 삼중수소제거공정은 방사선 안전성과 에너지 효율 측면에서 액상촉매교환과 초저온증류공정의 복합공정이 가장 효과적인 것으로 알려지고 있다. 본 연구에서는 월성원전의 후속기를 고려하여 용량이 연간 8MCi의 삼중수소제거시설에 대한 최적설계를 수행하였다. 액상촉매교환공정에 대해서는 NTU-HTU법 그리고 초전온증류공정에는 Fenske-Underwood-Gilliland법을 이용하여 공정을 해석하였고 공정내 삼중소소의 재고량이 최소가 되는 최적의 설계변수들을 제시하였다.

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Design of Tritium Handling System(II): Injection System, Regeneration System (삼중수소취급계통의 설계(II): 주입계통, 재생계통)

  • 김광신;김경숙;정은수;손순환;김위수
    • Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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    • pp.117-123
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    • 2003
  • In succession to the previous paper, the tritium injection system and the regeneration system of the tritium handling system are presented. Both systems should be placed inside glove boxes since there can be potential leakage of tritium from these systems. The tritium injection system should be capable of measuring the exact amount of the injected tritium to keep track of the tritium inventory. The tritium injection system is designed to recover the remaining tritium from the system after injection for the minimization of tritum release to the environment as well as for the recovery of precious resource. TRS equipment such as MS, Ni catalyst bed, and metal getter are regenerated with a standalone regeneration system. Unlike other equipments which can be regenerated by heating and purging with appropriate gas, regeneration of the metal getter used to recover tritium is somewhat complicated.

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벼의 성장시기에 따른 삼중수소 거동해석

  • 김상복;이원윤;박효국;임광묵;최용호;이창우
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.633-638
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    • 1998
  • 벼의 성장시기에 다른 대기중 삼중수소의 식물채내 흡수실험을 수행하였다. 투명한 아크릴로 만들어진 피폭상자(50x60x120cm)내의 피폭조건은 비록 같은양(18.5 MBq)의 HTO를 증발시키더라도 동일한 농도를 유지하는 것이 거의 불가능하였다. 벼꽃의 매화 직후부터 수확기까지 이삭의 생성시기별로 HTO에 피폭시킨 후 잎, 줄기 및 이삭으로 구분된 시료에서 피폭 후 시간별로 조직자유수의 삼중수소 농토를 측정하였다. 조직자유수의 삼중수소 농도는 이삭에서 가장 느리게 감소하였으나 조직결합수의 삼중수소 농도는 이삭 성장이 가장 왕성한 시기에 높게 측정되었다.

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수소동위원소 운반용기의 건전성 평가

  • 임성팔;이민수;방경식;김광락;서기석;정흥석
    • Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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    • pp.222-222
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    • 2004
  • 가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)

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Tritium Fuel Cycle of the International Thermonuclear Experimental Reactor (국제핵융합실험로 삼중수소 연료주기)

  • Song, Kyu-Min;Sohn, Soon Hwan;Chung, Hongsuk;Yun, Sei-Hun;Jung, Ki Jung
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • v.50 no.4
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    • pp.595-603
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    • 2012
  • International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) will be constructed in 2019 according to the JIA (Joint Implementation Agreement) of 7 countries. The ITER fusion fuel cycle consists of fusion vacuum vessel, tritium plant and fuelling system. The tritium plant provides the functions of storage, delivery, separation, removal and recovery of the deuterium and tritium used as fusion fuels for the ITER. The tritium plant systems supply deuterium and tritium from external sources and treat all tritiated fluids from ITER operation through Storage and Delivery System (SDS), Tokamak Exhaust Processing (TEP), Isotope Separation System (ISS), Water Detritiation System & Atmosphere Detritiation System (WDS & ADS) and Analysis System (ANS). In this paper, the functions and design requirements of the major systems in the tritium plant and the status of R&D are described. Korean party is developing the SDS for ITER tritium plant and partially attaining the WDS technology through the construction and operation experience of the Wolsong Tritium Removal Facility (WTRF). Now it is expected that researchers in other fields such as chemical engineering take part in the development of upcoming technologies for ISS and TEP.

백금족 귀금속 촉매의 삼중수소 분리반응특성

  • 정흥석;백승우;강희석;이한수;안도희;김광락;이성호
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.295-300
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    • 1997
  • 백금족 원소인 Rhodium 과 Palladium 담지 SDBC 고분자촉매를 제조하여 삼중수소 분리반응 특성을 실험하였다. 수중에서도 고활성을 유지하는 소수성촉매 제조를 위하여 고수율의 벌크중합법에 의한 SDBC 고분자담체를 합성하였다. 삼중수소 분리반응실험은 수소유속과 반응온도를 촉매물질에 따라 변화 시켜서 반응효율을 측정함으로써 수행하였다. 실험결과 Rhodium-SDBC 와 Palladium-SDBC 공히 삼중수소 분리반응에 활성이 있는 것으로 나타났으며, 특히 Rhodium은 유망한 백금대체 촉매물질로 개발될 수 있음이 밝혀졌다.

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