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TRITGO 코드를 이용한 초고온가스로 (VHTR) 삼중 수소 거동 예측
Prediction of the Tritium Behavior in Very High Temperature Gas Cooled Reactor Using TRITGO

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  • 발행기관
    대한방사선방어학회 바로가기
  • 간행물
    방사선방어학회지 KCI 등재후보 바로가기
  • 통권
    VOLUME 33 NUMBER 3 (2008.09)바로가기
  • 페이지
    pp.113-120
  • 저자
    박종화, 박익규, 이원재
  • 언어
    한국어(KOR)
  • URL
    https://www.earticle.net/Article/A78862

원문정보

초록

영어
In this study, The TRITGO code was introduced, which can predict the amount of tritium production, it's transport, removal, distribution and the level of contamination for the produced hydrogen by the tritium on the VHTR (very high temperature gas cooled reactor). The TRITGO code was improved so that the permeation to the IS Iodine Sulfide) loop for producing the hydrogen can be simulated. The contamination level of the produced hydrogen by the tritium was predicted by the improved code for the VHTR with 600MW thermal power. The contamination level for the produced hydrogen by tritium was predicted as 0.055 Bq/H2-g. This level is
three order of lower than the regulation value of 56 Bq/H2-g from Japan.
From this study, the following results were obtained. it is important that the fuel coating (SiC layer) should be kept intact to prevent the tritium from releasing. Also it is necessary that the level of impurity such as 3He and Li in the helium coolant and the reflector consisting of the graphite should be kept as low as possible. It was found that the capacity of the purification system for filtering the impurities directly from the coolant will be the important design parameter.
한국어
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/H2-g 으로 일본 규제치 56 Bq/H2-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.

목차

요약
 1. 서론
 2. TRITGO 코드의 삼중수소 해석 방법
  2.1 삼중수소 생성
  2.2 삼중수소 방출 및 이송
  2.3 삼중수소 흡착
  2.4 삼중수소 정화
  2.5 삼중수소 투과
 3. GT-MHR 600 MWt 초고온가스로의 삼중수소거동 모의
  3.1 입력 구성
  3.2 모의 결과 및 분석
 4. 요약 및 결론
 참고문헌
 Abstract

키워드

초고온가스로 삼중수소 트리고 티벡 수소 생산 GT-MHR 600VHTR TRITIUM TRITGO TBEC IS GT-MHR 600

저자

  • 박종화 [ Jong-Hwa Park | 한국원자력연구원 ] 책임저자
  • 박익규 [ Ik-Kyu Park | 한국원자력연구원 ]
  • 이원재 [ Won-Jae Lee | 한국원자력연구원 ]

참고문헌

자료제공 : 네이버학술정보

간행물 정보

발행기관

  • 발행기관명
    대한방사선방어학회 [Korean Association For Radiation Protection]
  • 설립연도
    1975
  • 분야
    자연과학>기타자연과학
  • 소개
    회원 상호간의 협조와 친목을 도모함으로써 방사선방어에 관한 제반연구 및 발전에 이바지함을 물론 학술의 국제교류 및 국제학술단체와의 상호협력 증진에 기여함을 목적으로 하며, 이 목적을 달성하기 위하여 다음 각 호의 사업을 한다. 1. 방사선방어에 관한 학술연구발표회 및 강연회 등의 개최 2. 학회지 및 방사선방어에 관한 학술간행물의 발행 및 배포 3. 방사선방어에 관한 학술의 국제교류 및 협력 4. 방사선방어에 관한 국제학술자료의 조사, 수집 및 번역 5. 방사선방어에 관한 조사 및 연구용역 6. 회원의 연구활동을 위한 제반협조 7. 기타 본 학회의 목적 달성에 필요한 사항

간행물

  • 간행물명
    방사선방어학회지 [Journal of Radiation Protection and Research]
  • 간기
    계간
  • pISSN
    2508-1888
  • 수록기간
    1976~2026
  • 등재여부
    KCI 등재,SCOPUS
  • 십진분류
    KDC 559 DDC 629

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