• 제목/요약/키워드: Tritium Plant

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HTO 피폭후 식물의 조직결합수에 관한 연구 (Organically Bound Tritium in the Plants after Acute HTO Exposure)

  • 김상복;이원윤;최용호;이정호
    • 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.

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Washout of Tritiated Water Vapor by Precipitation in the Vicinity of Wolsong Nuclear Power Plant Site

  • Kim, C.K.;Lee, S.K.;Rho, B.H.;Park, G.J.;Kim, W.;Kang, H.D.
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제28권4호
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    • pp.337-342
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    • 2003
  • On a basis of the washout model and concentrations of anthropogenic tritium in rainwater around the Wolsong site, the washout coefficients of tritium by rainwater were calculated, and the validity of washout deposition model are estimated. As the result of that, the washout coefficients in 10 sampling stations around Wolsong site were in the range of $2.9{\times}10^{-5}\;-\;16{\times}10^{-5}\;s^{-1}$ with the mean value of $7.21{\times}10^{-5}\;s^{-1}$. The validity of the washout deposition model was confirmed by comparing the observed data with the calculated ones.

삼중수소 베타방사선에 관한 보건물리 연구의 적용 (OVERVIEW OF HEALTH PHYSICS STUDIES ON TRITIUM BETA RADIATION)

  • Hwang, Sun-Tae;Hah, Suk-Ho
    • 한국의학물리학회지:의학물리
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    • 제5권1호
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    • pp.75-85
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    • 1994
  • 2000년대에 진입하게 되면 월성원자력발전소에서는 4기의 가압중수로형 원자로가 상업발전을 하게 되어서 많은 양의 삼중수소($^{3}$H)가 필연적으로 주변환경에 누출될 것이다. 이러한 방사성 핵종은 삼중수소의 형태로 편재되어 있으면서도 지속성을 갖고 있어서 우리의 환경에 쉽게 분포된다. 삼중수소는 베타방사선량 계측과 보건위해 평가를 위해 독특한 과제를 제시하는 특성을 갖고 있어서 본 논문에서는 삼중수소에 관한 여러가지 문제들을 보건물리와 관련하여 특성과 원천, 신진대사와 선량계측, 미세선량계측, 방사생물, 위해평가, 환경 경로 및 순환 등의 견지에서 정리하였다.

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HTO 피폭후 배추와 벼에서 삼중수소 거동 (Investigation into Tritium Behaviour in Chinese cabbage and Rice after a Short-term Exposure of HTO)

  • 김상복;이명호;최근식;최용호;이창우
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제23권2호
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    • pp.75-82
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    • 1998
  • HTO로 피폭시키는 동안 피폭상자내 공기중의 삼중수소 농도는 트리튬 용액의 증발속도 뿐 아니라 주변환경의 영향으로 피폭시기마다 다르게 나타났다. 어린 벼의 식물 대사율은 배추의 대사율 보다 다소 높게 측정되었다. 증발된 HTO가 식물의 조직자유수에 흡수되는 정도는 배추보다 벼에서 높게 나타났다. 그러나 조직결합수의 농도는 어린 벼보다 배추에서 오히려 높게 계측되었으며 HTO 피폭 후에 조직자유수와 조직결합수의 비율은 처음에 증가하다가 시간에 따라 천천히 감소하였다. 오염된 토양에서 자라난 새로운 식물은 대부분 1보다 큰 SAR 값을 나타내었다. 피폭 약 1달 후 토양의 깊이에 따른 트리튬의 농도는 기상환경에 의해 큰 영향을 받았다.

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고리 1발전소 부지 내 지하수 유동 및 삼중수소 이동 모델링 (Groundwater Flow and Tritium Transport Modeling at Kori Nuclear Power Plant 1 Site)

  • 손욱;손순환;전철민;김구영
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제9권3호
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    • pp.149-159
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    • 2011
  • 원전 운영자는 계통 및 기기의 열화 등에 의해서 발생할 수 있는 비계획적 방사성물질의 방출로 인한 환경 및 주변 주민에의 영향을 합리적으로 달성 가능한 한 낮게 유지하기 위해서 비계획적 방출을 조기에 감지할 수 있는 부지에 적합한 지하수 감시 프로그램을 수립해야 하며, 이를 위해서는 해당 부지의 수문지질 특성의 파악을 통해 지하수 유동을 평가해야 한다. 본 논문에서는 고리 1호기에서 계획되고 있는 지하수 감시 프로그램에 필요한 자료를 제공하기 위해, 고리 1발전소 부지의 기존 수문지질 조사 및 관련 자료의 조사를 통해 부지 내 지하수 유동특성을 파악하고 이를 바탕으로 가상의 비계획적 방출에 의한 삼중수소의 오염운(汚染雲)의 거동을 모의하였다. 모의 결과 지하수의 주 유동 방향은 남서방향이었으며 지하수의 대부분이 남쪽 및 동쪽 바다로 유입되었다. 삼중수소 오염운 역시 바다로 향하였으나 지하집수조(dewatering sump)에 의해 그 속도가 지연되는 것을 확인할 수 있었다.

중수로원전 방사선작업종사자의 공기중 삼중수소 섭취 후 뇨시료 제출 시간이 체내 삼중수소 농도에 미치는 영향 분석 (An Internal Tritium Concentration Analysis in Urine Samples as a Function of Submission Time after Airborne Tritium Intake at Korean Pressurized Heavy Water Reactors)

  • 김희근;공태영;정우태;김석태
    • 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.

Shield Material Consideration in the LAR Tokamak Reactor

  • Hong, B.G.
    • 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.

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Study of the used deuterium absorption material disposal

  • 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.

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