DOE-STD-1129-2015, Tritium Handling and Safe Storage

i        NOT MEASUREMENT  SENSITIVE      DOE‐STD‐1129‐2015    September 2015      DOE STANDARD    TRITIUM HANDLING AND SAFE STORAGE            U.S. Department of Energy  AREA SAFT  Washington, D.C. 20585    DISTRIBUTION STATEMENT A.  Approved for public release; distribution is unlimited.      TS  DOE‐STD‐1129‐2015  ii  TABLE OF CONTENTS  FOREWORD ............................................................................................................................................. 1  ACRONYMS ............................................................................................................................................. 2  1.0 INTRODUCTION ................................................................................................................................. 6  1.1 Purpose ....................................................................................................................................... 6  1.2 Scope .......................................................................................................................................... 6  1.3 Applicability ................................................................................................................................ 6  1.4 Key References ........................................................................................................................... 7  1.5 Resource Material for Further Information ............................................................................. 12  2.0 TRITIUM .......................................................................................................................................... 18  2.1 Radioactive Properties ............................................................................................................. 18  2.2 Physical Properties ................................................................................................................... 19  2.3 Chemical Properties ................................................................................................................. 20  2.3.1 General Properties .......................................................................................................... 20  2.3.2 General Behavior ............................................................................................................ 20  2.3.3 Behavior Model ............................................................................................................... 20  2.3.4. Plate‐Out ........................................................................................................................ 21  2.3.5 Outgassing ....................................................................................................................... 22  2.3.6 Material Contamination .................................................................................................. 22  2.4 Biological Properties ................................................................................................................. 25  2.4.1 Gaseous Tritium and Tritiated Water ............................................................................. 25  2.4.2 Special Tritium Compounds ............................................................................................ 26  2.5 Preferred Forms........................................................................................................................ 27

2.5.1 Characterization of Tritium Forms .................................................................................. 27  2.5.2 Identity of Common Forms ............................................................................................. 28  2.5.3 Summary ......................................................................................................................... 38  3.0 BASIC TRITIUM REGULATORY INFORMATION ................................................................................ 40  3.1 Tritium Accountability and Environmental Considerations ..................................................... 41  3.1.1 Radiological Materials Inventory .................................................................................... 41  3.1.2 Limits for Tritium in Drinking Water and the Environment ............................................ 42  3.1.3 RCRA Applicability ........................................................................................................... 44  3.1.4 CERCLA Applicability ....................................................................................................... 46  3.3 Tritium Facility Safety Analysis and Regulatory Quantity Limits .............................................. 47  3.3.1 Safety Analysis ................................................................................................................ 47  3.3.2 Integrated Safety Management ...................................................................................... 52  3.3.3 Facility Segmentation ...................................................................................................... 53  3.4 Radiological Material Quantity Limits ...................................................................................... 54  3.4.1 Tritium Shipping, Radioactive Material Inventory, Quantity Limits ............................... 54  3.4.2 Tritium Receiving Area, Shipping Area, Quantity Limits ................................................. 55  DOE‐STD‐1129‐2015  iii  3.5 Tritium Unpackaging, Handling, and Packaging Areas, Quantity Limits ................................... 55  3.6 Tritium Waste Collection and Waste Packaging Area, Quantity Limits .................................... 55  3.7 Tritium Radworker Training ...................................................................................................... 55  3.8 Tritium Focus Group (TFG) ....................................................................................................... 56  4.0 FACILITY DESIGN ............................................................................................................................. 56  4.1 Confinement of Tritium Philosophy ......................................................................................... 56  4.1.1 Tritium Capture, Contain, and Cleanup Process ............................................................. 57  4.1.2 Tritium Cleanup and Removal Systems .......................................................................... 64  4.1.3 Future Directions in Tritium Removal and Cleanup ........................................................ 68  4.1.4 Inspection and Surveillance Requirements .................................................................... 69  4.2 Separation and Purification of Tritium ..................................................................................... 69

4.3 Building Ventilation System ...................................................................................................... 70  4.4 Chilled Water System ............................................................................................................... 72  4.5 Seismic and Other Natural Phenomena Design and Evaluation of Structures and Facilities ... 73  4.6 Other Design Considerations .................................................................................................... 74  4.7 Lessons Learned ....................................................................................................................... 75  4.7.1 SNLL Tritium Research Laboratory .................................................................................. 76  4.7.2 SRS Old Tritium Extraction Facility .................................................................................. 78  4.7.3 Component Plugging at SRS Tritium Processing Facility ................................................. 79  4.7.4 Tritium Compatibility Lessons ......................................................................................... 80  4.7.5 Oxygen monitor failures ................................................................................................. 83  4.7.6 Tritium flammability limits in glovebox atmospheres. ................................................... 83  4.7.7 Pantex Tritium Release from Gas Reservoir ................................................................... 85  5.0 DESIGN OF EQUIPMENT .................................................................................................................. 86  5.1 Material Compatibility .............................................................................................................. 86  5.1.1 System Design ................................................................................................................. 87  5.1.2 Structural Metals ............................................................................................................ 89  5.1.3 Polymers ......................................................................................................................... 92  5.1.4  Fabrication Cleaning and Testing ................................................................................ 94  5.2 First Wall Design ....................................................................................................................... 95  5.2.1 High‐Pressure Tritium ..................................................................................................... 95  5.2.2 Low‐ and Medium‐Pressure Tritium ............................................................................... 96  5.3 Secondary Wall Design ............................................................................................................. 96  5.3.1 High‐Quality Secondary .................................................................................................. 96  5.3.2 Medium‐Quality Secondary ............................................................................................ 96  5.3.3 Low‐Quality Secondary ................................................................................................... 96  5.4 Cleanup System Design ............................................................................................................ 97

5.5 Storage System Design ............................................................................................................. 97  5.5.1 Short‐Term Storage ......................................................................................................... 97  5.5.2 Medium‐Term Storage .................................................................................................... 97  5.5.3 Long‐Term Storage .......................................................................................................... 98  5.6 Surveillance and Maintenance ................................................................................................. 99  DOE‐STD‐1129‐2015  iv  5.7 Seismic Considerations ............................................................................................................. 99  5.7.1 DOE Natural Phenomena Hazards Requirements .......................................................... 99  5.7.2 Seismic Design and Evaluation of Equipment and Distribution Systems ...................... 100  5.8 Fire Scenarios ......................................................................................................................... 104  5.9 Instrumentation ...................................................................................................................... 105  5.9.1 Tritium Monitoring Systems ......................................................................................... 105  5.9.2 Specialized Instrumentation ......................................................................................... 108  6.0 TRITIUM RECEIVING AND STORAGE .............................................................................................. 111  6.1 Shipping Packages .................................................................................................................. 111  6.1.1 Type A Shipping Packages ............................................................................................. 111  6.1.2 Type B Shipping Packages ............................................................................................. 111  6.2 Product Containers ................................................................................................................. 112  6.2.1 WSRC Product Vessel .................................................................................................... 112  6.2.2 WSRC Hydride Transport Vessel ................................................................................... 112  6.2.3 Recommendations for Improvements for Product Containers .................................... 114  6.3 Valve Container Operations ................................................................................................... 114  6.3.1 Tritium Apparatus, Isolation Valves, and Purge Ports .................................................. 116  6.4 Receiving Tritium .................................................................................................................... 119  6.5 Storage of Packaged Tritiated Materials ................................................................................ 119  6.6 Interim Storage of Tritiated Materials .................................................................................... 120  6.6.1 Background ................................................................................................................... 120

6.6.2 Interim Storage Requirements...................................................................................... 120  6.6.3 Exemptions from Nuclear Material Packaging for Storage Requirements ................... 121  6.6.4 Priority for Working off Tritium Containers .................................................................. 122  7.0 PACKAGING AND TRANSPORTATION ............................................................................................ 123  7.1 General Administrative Packaging and Transport Requirements .......................................... 123  7.2 Selection of Proper Packaging ................................................................................................ 124  7.2.1 Form and Quantity of Tritium ....................................................................................... 128  7.2.2 Evaluation of Approved Packaging ............................................................................... 128  7.2.3 Minimum Requirements for Packaging ........................................................................ 129  7.2.4 Onsite versus Offsite Shipments ................................................................................... 130  7.3 Package Loading and Preparation for Shipment .................................................................... 131  7.3.1 Disassembly and Inspection of the Package ................................................................. 131  7.3.2 Package Loading and Assembly Operations ................................................................. 132  7.3.3 Leak Testing .................................................................................................................. 132  7.3.4 Preparation for Shipment ............................................................................................. 133  7.4 Transportation Requirements and Records ........................................................................... 133  7.4.1 Transportation Requirements for Packaging ................................................................ 134  7.5 Quality Assurance/Control Requirements .............................................................................. 135  7.5.1 DOT Quality Control Requirements .............................................................................. 135  7.5.2 Other Quality Assurance Requirements ....................................................................... 136  8.0 TRITIUM WASTE MANAGEMENT .................................................................................................. 136  DOE‐STD‐1129‐2015  v  8.1 Approved Limits for the Release of Contaminated Materials and Property Containing  Residual Radioactive .............................................................................................................. 137  8.1.1 Release Limit Requirements for Surface‐Contaminated Material ................................ 137  8.1.2 Removable Surface Contamination Measurement Process ......................................... 138  8.1.3 Environmental Discharge Requirements ...................................................................... 141  8.1.4 Tritium‐Contaminated Wastewater .............................................................................. 142  8.2 Waste Characterization .......................................................................................................... 146

8.2.1 Waste Knowledge ......................................................................................................... 147  8.2.2 Tritium Disposition Options .......................................................................................... 148  8.2.3 Economic Discard Limit for Tritiated Water ................................................................. 151  8.3 Waste Packaging ..................................................................................................................... 153  8.4 Waste Shipping ....................................................................................................................... 154  APPENDIX A:  USEFUL NUMERICAL VALUES ....................................................................................... A‐1  A.1 General Data .......................................................................................................................... A‐1  A.2 General Tritium Data .............................................................................................................. A‐1  A.3 Regulatory Quantities ............................................................................................................ A‐2  A.4 Tritium Dose and Exposure Data ............................................................................................ A‐3  A.5 Tritium Container Data ........................................................................................................... A‐4  A.6 Other Data .............................................................................................................................. A‐6  APPENDIX B:  DEFINITIONS ................................................................................................................. B‐1  APPENDIX C:  ASSAY METHODS .......................................................................................................... B‐1  C.1 Measurement Accuracy and Safeguards and Security ........................................................... C‐1  C.2 Tritium Assay Analysis by PVT Mass Spectrometer ................................................................ C‐2  C.3 Calorimetry Assay ................................................................................................................. C‐17  APPENDIX D:  CONTAMINATION AND SURFACE ACTIVITY THRESHOLDS ........................................... D‐1  APPENDIX E:  RADIOLOGICAL CONTROL PROGRAMS FOR SPECIAL TRITIUM COMPOUNDS .............. E‐1  E.1 ‐ INTRODUCTION .................................................................................................................... E‐2  E.1.1  Special Tritium Compounds ...................................................................................... E‐2  E.1.2  Prevalence of STCs in the DOE Complex ................................................................... E‐5  E.1.3  Appendix Overview ................................................................................................... E‐6  E.2 ‐ nature of special tritium compounds ................................................................................... E‐7  E.2.1  General ...................................................................................................................... E‐7  E.2.2  STC Host Materials .................................................................................................... E‐7

E.2.3  STC categorization .................................................................................................... E‐7  E.2.4  Sources of STCs ....................................................................................................... E‐10  E.2.5  Hazards Associated with STCs ................................................................................. E‐10  E.2.6  Challenges to Radiological Control Programs ......................................................... E‐11  E.3 – WORKPLACE MONITORING FOR STCs ............................................................................... E‐12  E.3.1  Observed Versus Actual Activity ............................................................................. E‐12  E.3.2  Area Monitoring ...................................................................................................... E‐13  E.3.3  Individual and Workplace Controls for STC‐Contaminated Areas .......................... E‐17  E.4 – INDIVIDUAL MONITORING ................................................................................................ E‐18  DOE‐STD‐1129‐2015  vi  E.4.1  Identifying Individuals to be monitored ................................................................. E‐19  E.4.2  Air Monitoring for STCs ........................................................................................... E‐19  E.4.3  Radiobioassay ......................................................................................................... E‐20  E.4.4  Organically Bound Tritium (OBT) ............................................................................ E‐21  E.5 – INTAKE AND DOSE ASSESSMENT ....................................................................................... E‐23  E.5.1  Biokinetic and Dosimetric Models .......................................................................... E‐23  E.5.1.5   Dosimetric Models ........................................................................................... E‐32  Figure E.5‐5:  GI Tract Biokinetic Model ........................................................................................... E‐32  E.5.2  Internal Dose Determination .................................................................................. E‐35  E.6 WORKPLACE CONTROLS ....................................................................................................... E‐54  E.6.1  Design/Engineered Controls ................................................................................... E‐55  E.6.2  Administrative Controls .......................................................................................... E‐55  ANNEX A – VALUES OF SIGNIFICANT DOSIMETRIC PROPERTIES OF STCS ........................................ E‐68  ANNEX B – INSOLUBLE METAL TRITIDE BENCHMARK ...................................................................... E‐70  ANNEX C – MATHCAD DEFINITIONS AND SUBROUTINES ................................................................. E‐74  ANNEX D ‐ PARAMETERS FOR DISSOLUTION OF INSOLUBLE TRITIATED PARTICULATE MATERIALS E‐83  APPENDIX E ‐ FIGURES: ........................................................................................................ E‐86  APPENDIX E – TABLES: ......................................................................................................... E‐86  APPENDIX F:  RADIOLOGICAL TRAINING FOR TRITIUM FACILITIES ...................................................... F‐1

INTRODUCTION ....................................................................................................................... F‐3  Instructional Materials Development ..................................................................................... F‐4  Training Program Standards and Policies ............................................................................... F‐5  Course‐Specific Information ................................................................................................. F‐10  APPENDIX F2:  Instructor's Guide ................................................................................................ F‐13  APPENDIX F3:  Student's Guide ................................................................................................... F‐64  APPENDIX G:  PRIMER ON TRITIUM .................................................................................................... G‐1  INTRODUCTION ............................................................................................................................ G‐5  RADIOLOGICAL FUNDAMENTALS ................................................................................................. G‐5  Hydrogen and Its Isotopes ..................................................................................................... G‐5  Sources of Tritium .................................................................................................................. G‐7  Stable and Unstable Nuclides ................................................................................................ G‐7  Ions and Ionization ................................................................................................................. G‐8  Types of Radiation ................................................................................................................. G‐9  Radioactivity......................................................................................................................... G‐12  PHYSICAL AND CHEMICAL PROPERTIES OF TRITIUM ................................................................. G‐13  Nuclear and Radioactive Properties .................................................................................... G‐14  Penetration Depths of Beta Particles ................................................................................... G‐14  Chemical Properties ............................................................................................................. G‐15  Contamination ..................................................................................................................... G‐16  BIOLOGICAL PROPERTIES OF TRITIUM ....................................................................................... G‐17  Metabolism of Gaseous Tritium .......................................................................................... G‐18  Metabolism of Tritiated Water ............................................................................................ G‐18  DOE‐STD‐1129‐2015  vii  Metabolism of Other Tritiated Species ................................................................................ G‐18  Metallic Getters ................................................................................................................... G‐19  Tritiated Liquids ................................................................................................................... G‐19

Other Tritiated Gases ........................................................................................................... G‐19  Biological Half‐Life of HTO ................................................................................................... G‐20  Bioassay and Internal Dosimetry ......................................................................................... G‐20  Sampling Schedule and Technique ...................................................................................... G‐21  Dose Reduction .................................................................................................................... G‐22  TRITIUM MONITORING............................................................................................................... G‐23  Air Monitoring ...................................................................................................................... G‐23  Differential Air Monitoring .................................................................................................. G‐24  Discrete Air Sampling ........................................................................................................... G‐24  Process Monitoring .............................................................................................................. G‐25  Surface Monitoring .............................................................................................................. G‐25  Tritium Probes...................................................................................................................... G‐26  Off‐Gassing Measurements ................................................................................................. G‐27  Liquid Monitoring ................................................................................................................ G‐27  RADIOLOGICAL CONTROL AND PROTECTION PRACTICES .......................................................... G‐28  Airborne Tritium .................................................................................................................. G‐28  Secondary Containment ...................................................................................................... G‐28  Temporary Enclosures ......................................................................................................... G‐29  Protection by Local Ventilation ............................................................................................ G‐29  Supplied‐Air Respirators ...................................................................................................... G‐30  Supplied‐Air Suits ................................................................................................................. G‐30  Protection from Surface Contamination .............................................................................. G‐30  Protective Clothing .............................................................................................................. G‐31  EMERGENCY RESPONSE ............................................................................................................. G‐34  Emergency Steps to Take ..................................................................................................... G‐34  Decontamination of Personnel ............................................................................................ G‐34

Decontamination of Surfaces .............................................................................................. G‐34  Operational Emergencies ..................................................................................................... G‐35  APPENDIX H:  CHARTER OF THE TRITIUM FOCUS GROUP .................................................................. H‐1            DOE‐STD‐1129‐2015  viii  FIGURES:    FIGURE 2‐1. Rate of tritium decay of one mole of tritium ................................................................... 48  FIGURE 2‐2. Pressure versus time in a container of tritium ................................................................ 49  FIGURE 2‐3. Comparison of aqueous tritium levels found in the nuclear industry ............................. 59  FIGURE 2‐4. Dissociation pressure for uranium, hydride, deuteride, and tritide ................................ 61  FIGURE 2‐5. Plot of a good fit curve for the dissociation pressure of uranium hydride,                         deuteride, and tritide ...................................................................................................... 62  FIGURE 2‐6. Dissociation pressure of palladium hydride and deuteride ............................................. 64  FIGURE 4‐1. Secondary containment enclosing a primary container filled with tritium                          inside a building equipped with single‐pass ventilation to a stack ................................. 89  FIGURE 4‐2. Secondary confinement ................................................................................................... 91  FIGURE 4‐3.a. Building confinement system ....................................................................................... 94  FIGURE 4‐3.b. Typical double‐containment configuration .................................................................. 94  FIGURE 4‐4. Typical gas‐to‐water tritium removal system flow schematic ......................................... 94  FIGURE 5‐1. Development of the seismic equipment list .................................................................. 133  FIGURE 6‐1. Use of double‐valve container ....................................................................................... 146  FIGURE 6‐2. Purge ports and isolation valves .................................................................................... 147  FIGURE 8‐1. Ultimate disposition of tritiated material ...................................................................... 150      TABLES:    TABLE 2‐1. Derived air concentrations for tritium and tritiated water ............................................... 56  TABLE 2‐2. Dissociation pressure equation parameters for uranium hydride, deuteride,                        and tritide .......................................................................................................................... 61  TABLE 2‐3. Dissociation pressure equation parameters for palladium hydride and                        deuteride ........................................................................................................................... 64  TABLE 5‐1. Representative equipment found in tritium facilities ..................................................... 131  TABLE 5‐2. SAM technical specifications ........................................................................................... 140

TABLE 7‐1. Allowable quantities of tritium per 49 CFR Part 173 ....................................................... 157  1      FOREWORD    Tritium handling practices have evolved over several decades at Department of Energy (DOE) tritium  facilities.  The objective has been to accomplish required tritium work while minimizing and  controlling the exposure of workers, the public, and the environment to tritium.  This document  provides guidance for the handling, storing, and shipping of tritium.     This Standard is approved for use by all DOE elements and their contractors.  DOE technical  standards, such as this Standard, do not establish requirements. However, all or part of the  provisions in a DOE standard can become requirements if either they are explicitly stated to be  requirements in a DOE requirements document or the organization makes a commitment to meet  the Standard in a contract or in an implementation or program plan.  The DOE implementation plan  to address the Defense Nuclear Facilities Safety Board (DNFSB) Recommendation 2005‐1 committed  to implement interim storage packaging provisions for tritiated materials, which are discussed in  Section 6.6. These packaging provisions are requirements for tritium facilities under the auspices of  the National Nuclear Security Administration (NNSA) and the Environmental Management Program  Office (EM).     The author of the Standard, Bill Weaver of DOE Office of the Chief of Nuclear Safety (CNS), wishes to  acknowledge the contributions of the Savannah River National Laboratory (SRNL) and the Savannah  River Site (SRS) staff, Paul Blanton, Paul Korinko, Greg Staack, and Steve Xiao; Ken Keeler  and Mike  Rogers of the Los Alamos National Laboratory (LANL); Diane Spencer of the Lawrence Livermore  National Laboratory (LLNL); CNS staff members Steve McDuffie, Marlene Fitzpatrick, and Elaine  Beacom; Nazir Kherani of the University of Toronto; Armando Antoniazzi of Kinectrics, Inc.;  Genevieve Weaver of Penn State; Tracy Getz, Robin Henderson and Robert Waxman  of Office of  The General Counsel; and Steve Zobel, a staff member from the DOE Office of the Associate Under  Secretary for Environment, Health, Safety and Security.        DOE‐STD‐1129‐2015  2    ACRONYMS    AEA  Atomic Energy Act of 1954  AI    Alveolar‐Interstitial region  ALARA  As Low As Reasonably Achievable  ALI  Annual Limit on Intake  AMAD    Activity median aerodynamic diameter  AMD    Activity median diameter  ASCE  American Society of Civil Engineers  ASME  American Society of Mechanical Engineers  ASN  French Nuclear Safety Authority   ANSI  American National Standards Institute  ARAR  Applicable or Relevant and Appropriate (CERCLA)  AU  Office of the Associate Under Secretary for Environment, Health, Safety and Security  AWQC  Ambient water quality criteria  bb     bronchiolar region  BB     Bronchial region  Bq     Becquerel  BS     Bone surface  BTSP    Bulk Tritium Shipping Package  BZA     Breathing zone air (sampler)  CANDU   CANada Deuterium Uranium pressurized reactor  CERCLA  Comprehensive Environmental Response, Compensation, and Liability Act  CFR     Code of Federal Regulations  Ci    Curie  CMD     Count median diameter  CoC  Certificate of Compliance  CRC  Combustion Research Center  CWA  Clean Water Act  DCS  Derived Concentration StandardD&D  Decontamination and Decommissioning  DAC  Derived Air Concentration  DBA  Design Basis Accident

DBE  Design Basis Earthquake  DCF  Dose Conversion Factor  DCFo    Dose Conversion Factor based on observed activity  DCG  Derived Concentration Guide  DNFSB  Defense Nuclear Facilities Safety Board  DOE  U.S. Department of Energy  DOT  U.S. Department of Transportation  DOE‐STD‐1129‐2015  3  DPM  Disintegrations per minute  DSA  Documented Safety Analysis  E50  Committed Effective Dose  EDL  Economic Discard Limit  EPCRA  Emergency Planning and Community Right‐to‐Know Act  EPDM  Ethylene Propylene Diene Monomer  EPA  Environmental Protection Agency  EH  Office of Environment, Safety and Health  EIS  Environmental Impact Statement  EM  Office of Environmental Management  ET     Extrathoracic  f1    fraction of radionuclide absorbed from the GI tract  FCA  Fire Control Area  FDTAS  Field Deployable Tritium Analysis System  FY  Fiscal Year  GI     Gastrointestinal  HEPA     High‐Efficiency Particulate Air  HDPE  High‐Density Polyethylene  HIVES  Highly Invulnerable Encased Safe  HMR  Hazardous Material Regulations  HSV  Hydride Storage Vessel  HSWA  Hazardous and Solid Waste Amendments  HTV  Hydride Transport Vessel  HVAC  Heating, Ventilation, and Air Conditioning  IAEA  International Atomic Energy Agency  IATA  International Air Transport Association  ICRP  International Commission on Radiological Protection  IMT     Insoluble Metal Tritide  INL    Idaho National Laboratory  ISM  Integrated Safety Management  ITER  International Thermonuclear Experimental Reactor  ITP    Insoluble Tritiated Particulate  keV  Kiloelectron volt  LANL  Los Alamos National Laboratory  LDPE  Low‐Density Polyethylene  LDR  Land Disposal Restriction  LLD  Lower Limit of Detection  LLI     Lower Large Intestine  LLNL    Lawrence Livermore National Laboratory  LN     Lymph Node  LSA  Low Specific Activity  LSC    Liquid Scintillation Counting  DOE‐STD‐1129‐2015  4  LLW  Low‐level waste  MAR  Material at Risk  mCi  Millicurie  MCL  Maximum Contaminant Level  mm  Millimeter  mrem  Millirem  NFPA  National Fire Protection Association  NMMSS  Nuclear Materials Management and Safeguards System  NNSS  Nevada National Security Site  NP    Nasal Passage Region  NPDWR  National Primary Drinking Water Regulation  NPH  Natural Phenomena Hazard  NRC  U.S. Nuclear Regulatory Commission  NRPB     National Radiological Protection Board  OBT     Organically Bound Tritium  OPI    Office of Primary Interest  ORR    Operational Readiness Review  OH‐    Hydroxide  P    Pulmonary Parenchyma Region  PC  Performance Category  PCB  Polychlorinated biphenyl  PMR  Palladium Membrane Reactor  PPE    Personal Protective Equipment  PPPL  Princeton Plasma Physics Laboratory  psia  pounds per square inch absolute  psig  pounds per square inch gauge  PSO  Program Secretarial Officer  PTFE  Polytetrafluoroethylene  PVC  Polyvinyl chloride  PV  Product Vessel  RCRA  Resource Conservation and Recovery Act  RCS    Radiological Control Standard  RM   Remainder Organ  RMA  Radioactive Materials Area  RTF  Replacement Tritium Facility  RWP    Radiological Work Permit  S     Stomach or specific source organ (used with SEE)  SAES  Societá Apparecchi Elettrici e Scientifici  SAF     Self Absorption Factor  SAM  Surface Activity Monitor  SAR  Safety Analysis Report  SCO  Surface Contaminated Object  DOE‐STD‐1129‐2015  5  SDWA  Safe Drinking Water Act  SEE    Specific Effective Energy  SEL  Seismic Equipment List

SEM    Scanning Electron Microscope  SEP  Seismic Evaluation Procedure  SI     Small Intestine  SMT  Stable Metal Tritide  SNL  Sandia National Laboratory  SNLL  Sandia National Laboratory, Livermore  SNM  Special Nuclear Material  SRNL  Savannah River National Laboratory  SRS  Savannah River Site  SSCs  Structures, Systems, and Components  STC     Special Tritium Compound  Sv    Sievert  T    Tissue  TB     Trachea and Bronchial Region  TFG  Tritium Focus Group  TRL  Tritium Research Laboratory, Sandia National Laboratory  TWD     Technical Work Document  TSD  Treatment, Storage, and Disposal  TSR  Technical Safety Requirement  UB    Urinary Bladder  UHMWPE  Ultra‐High‐Molecular‐Weight Polyethylene  ULI     Upper Large Intestine  WETF  Weapons Engineering Tritium Facility, Los Alamos National Laboratory  WSRC  Washington Savannah River Company         DOE‐STD‐1129‐2015  6    1.0 INTRODUCTION    There are several tritium‐handling publications, including International Atomic Energy Agency (IAEA)  Technical Report Series, Number 324, Safe Handling of Tritium, published in 1991, in addition to the  French Nuclear Safety Authority (ASN) and U.S. Department of Energy (DOE) publications.   Furthermore there are internal documents associated with ITER.  Most of the tritium publications  are written from a radiological protection perspective.  This Standard provides more extensive  guidance and advice on the full range of tritium operations, shipping, and storage.  1.1 Purpose    This Standard can be used by personnel involved in the full range of tritium handling, from receipt to  ultimate disposal.  Issues are addressed at each stage of handling.   1.2 Scope    This Standard provides useful information for establishing processes and procedures for the receipt,  storage, assay, handling, packaging, and shipping of tritium and tritiated wastes.  It includes  discussions and advice on compliance‐based issues and adds insight to those areas in which DOE  guidance is unclear.  It is intended to be a “living document” that is revised periodically.  For  example, planning for and implementing contamination control as part of normal operation and  maintenance activities are important functions in any tritium facility.  The best practices from  around the DOE complex are planned for inclusion in each revision of this Standard.  1.3 Applicability    DOE facilities range from small facilities engaged in operations using a few millicuries (mCi)to large‐ scale Hazard Category II Nuclear Facilities..  Guidance in this Standard applies to any scale of  operations.         DOE‐STD‐1129‐2015  7    1.4 Key References     DOE G 151.1‐4, Response Elements.   DOE O 151.1C, Comprehensive Emergency Management System.   DOE O 232.2, Occurrence Reporting and Processing of Operations Information    DOE O 243.1B, Chg. 1, Records Management Program.   DOE O 410.2, Management of Nuclear Materials   DOE O 420.1C, Facility Safety.   DOE G 420.1‐1A, Nonreactor Nuclear Safety Design Guide for use with DOE O 420.1C, Facility  Safety.   DOE O 435.1, Chg. 1, Radioactive Waste Management.   DOE M 441.1‐1, Nuclear Material Packaging Manual.   DOE G 441.1‐1C, Admin Chg. 1, Radiation Protection Programs Guide for Use with Title 10, Code  of Federal Regulations, Part 835, Occupational Radiation Protection.   DOE G 450.4‐1C, Integrated Safety Management System Guide.   DOE O 450.2, Integrated Safety Management.

 DOE P 450.4A, Integrated Safety Management System Policy.   DOE O 458.1, Admin Chg. 3, Radiation Protection of the Public and the Environment.   DOE O 460.1C, Packaging and Transportation Safety.   DOE G 460.2‐1, Implementation Guide for Use with DOE O 460.2, Departmental Materials  Transportation and Packaging Management.   DOE M 460.2‐1A, Radioactive Material Transportation Practices Manual. DOE O 460.2A,  Departmental Materials Transportation and Packaging Management.   DOE O 461.1B, Packaging and Transportation for Offsite Shipment of Materials of National  Security Interest.   DOE O 461.2, Onsite Packaging and Transfer of Materials of National Security Interest.   DOE O 474.2, Admin Chg. 3, Nuclear Material Control and Accountability.   DOE O 5400.5, Radiation Protection of the Public and the Environment (10‐8‐09) (Archived  Status)   DOE‐HDBK‐1001‐96, Guide to Good Practices for Training and Qualification of Instructors.  DOE‐STD‐1129‐2015  8   DOE‐STD‐1020‐2012, Natural Phenomena Hazards Analysis and Design Criteria for Department  of Energy Facilities.   DOE‐STD‐1027‐92, Hazard Categorization and Accident Analysis Techniques for Compliance with  DOE Order 5480.23, Nuclear Safety Analysis Reports, Change Notice 1, September 1997.   DOE‐STD‐1070‐94, Guide for Evaluation of Nuclear Facility Training Programs.   DOE‐STD‐1098‐2008, Chg. 1, Radiological Control.   DOE‐STD‐1111‐2013, DOE Laboratory Accreditation Program Administration.   DOE‐STD‐1120‐2005, Volume 2, Integration of Environment, Safety, and Health into Facility  Disposition Activities.   DOE‐STD‐1121‐2008, Internal Dosimetry.   DOE‐STD‐3009‐2014, Preparation Guide for U.S. Department of Energy Nonreactor Nuclear  Facility Safety Analyses.   DOE‐HDBK‐3010‐94, Change Notice 1, Volumes 1 and 2, Airborne Release Fraction/Rates and  Respirable Fractions for Nonreactor Nuclear Facilities.   DOE/TIC‐11268, A Manual for the Prediction of Blast and Fragment Loading on Structures.   DOE/MLM‐3719, Health Physics Manual of Good Practices for Tritium Facilities.   DOE Office of Nuclear and Facility Safety, Technical Notice 94‐01, Guidelines for Valves in Tritium  Service.   DNFSB Recommendation 2005‐1, Nuclear Material Packaging.   DNFSB Letter dated August 19, 2011, Transmitting the Staff Report Review of Safety Basis,  Tritium Facilities, Savannah River Site.   DNFSB/TECH 34, Confinement of Radioactive Materials at Defense Nuclear Facilities.   American National Standard. N 13.14 1994. Internal Dosimetry Programs for Tritium  Exposure ‐Minimum Requirements   ANSI N13‐1‐1999, Sampling and Monitoring of Airborne Radioactive Substances from the Stacks  and Ducts of Nuclear Facilities    ANSI N13.12‐1999, Surface and Volume Radioactivity Standards for Clearance.   ANSI N14.5‐2014, Leakage Tests on Packages for Shipment.   ANSI Z88.2, Practices for Respiratory Protection.   ASCE 7‐95, Minimum Design Loads for Buildings and Other Structures.   ASME, Nuclear Quality Assurance‐1, multiple versions.   ASN, Tritium White Paper, July 8, 2010 French Nuclear Safety Authority.  DOE‐STD‐1129‐2015  9   10 CFR Part 20, Standards for protection against radiation.   10 CFR Part 71, Packaging and transportation of radioactive material.   10 CFR  71 Subpart H, Quality Assurance   10 CFR Part 830, Nuclear safety management.   10 CFR Part 835, Occupational radiation protection.

 36 CFR, Chapter XII, National Archives and Records Administration.   40 CFR Part 61, National emission standards for hazardous air pollutants.40 CFR Part 261,  Identification and listing of hazardous waste.40 CFR Part 262, Standards applicable to  generators of hazardous waste.   40 CFR 302.4, Designation of hazardous substances.   49 CFR Part 172, Hazardous Materials Table, Special Provisions, Hazardous Materials  Communication, Emergency Response Information, Training Requirements, and Security Plans.   49 CFR Parts 100‐180, DOT Hazardous Materials Regulations.   49 CFR 171.8, Definitions and Abbreviations.   49 CFR Part 173, Shippers – general requirements for shipments and packagings.   49 CFR Part 177, Carriage by public highway.   49 CFR Part 178, Specifications for packaging’s.   62 FR 62079, Joint NRC/EPA Guidance on Testing Requirements for Mixed Radioactive and  Hazardous Waste, November 20, 1997.   Appendix of Chemistry and Physics, 54th Edition, CRC Press, 1973.   Hunter, C.H., A Recommended Pasquill Stability Classification Method for Safety Basis  Atmospheric Dispersion Modeling at SRS. SRNL‐STI‐2012‐00055, Rev. 1, May 2012.   IAEA, Technical Report Series #421, Management of Waste Containing Tritium and C14 (2004).   IAEA Technical Report Series #324, Safe Handling of Tritium.    IAEA‐SM‐181/19, Estimates of Dry Deposition and Plume Depletion over Forests and Grassland.   ICRP Publication 23, Reference Man:  Anatomical Physiological and Metabolic Characteristics,  Pergamon Press, Oxford, 1975.   ICRP Publication 30, Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, Part 1, Annals of the ICRP 2  (3/4), 1979.   ICRP Publication 66, Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection, Annals of the  ICRP 24 (1‐3), 1994.  DOE‐STD‐1129‐2015  10   ICRP Publication 67, Age Dependent Doses to Members of the Public From Intake of  Radionuclides, Part 2, Annals of the ICRP 23 (2‐3), 1994.   ICRP Publication 71, Age Dependent Doses to Members of the Public From Intake of  Radionuclides, Part 4, Inhalation Dose Coefficients, Annals of the ICRP 25 (3‐4), 1995.   ICRP‐CD, ICRP Database of Dose Coefficients for Workers and Members of the General Public,  Version 1.0, 1998.   ICRP Publication 78, Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers, Annals of the ICRP  27 (3‐4), 1998.   ICRP Publication 89, Basic Anatomical and Physiological Data for Use in Radiological Protection:   Reference Values, September 2001   ICRP Publication 103, The 2007 Recommendations of the International Commission on  Radiological Protection, 2007.   IMBA® (Integrated Modules for Bioassay Analysis) Professional Plus Internal Dosimetry Software,  Public Health England.   ISO 7503‐2, Evaluation of Surface Contamination – Part 2:  Tritium Surface Contamination.   Mound Document MD‐10516, Mound Technical Basis Document for Stable Tritiated Particulate  and Organically Bound Tritium, BWXT of Ohio, Inc., April 2000.   Murphy, C.E., Lee, P.L., Viner, B.J., and Hunter, C.H. Recommended Tritium Oxide Deposition  Velocity for Use in Savannah River Site Safety Analyses. SRNL‐STI‐2012‐00128, Rev. 0, April 3,  2012.   National Council on Radiation Protection and Measurements, Tritium Measurement Techniques,  NCRP 47, 1976.    NCRP Report No. 62, Tritium in the Environment, National Council on Radiation Protection and  Measurements, Washington, D.C., 1979.

 U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 8.25, Air Sampling in the Workplace,  1992.   U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 7.4, Leakage Tests on Packages  for  Shipment of Radioactive Material, 2012   U.S. Nuclear Regulatory Commission NUREG‐1400, Air Sampling in the Workplace, 1993.   OSWER 9928.4‐03, Waste Analysis at Facilities that Generate, Treat, Store, and Dispose of  Hazardous Wastes:  A Guidance Manual, April 1994.   Westinghouse Savannah River Company (WSRC), WSRC‐TR‐94‐0596, Titanium for Long Term  Tritium Storage (U), December 1994.  DOE‐STD‐1129‐2015  11   WSRC‐RP‐92‐1161, SRS H1616 Hydride Transport Vessel Qualification Report (U), Revision 5,  1998.   WSRC‐MS‐2001‐00247, A 1600 Liter Tritium Hydride Storage Vessel, July 2001.   WSRC DPSPU 74‐124‐5, Safety Analysis Report – Packages, LP‐50 Tritium Package, Rev. 2, April  1988.   Cheng, Y.S., Wang, Y., and Mulberry, W. Radiation Dosimetry and Guidelines for Radiation  Protection of Hafnium Tritide:  Interim Report, Lovelace Respiratory Research Institute, June 1,  1999.   Personal Communication from Y.S. Cheng, Lovelace Respiratory Research Institute, to C. Miles  and J. Gill of Mound, July 1999.   Cristy, M. and Eckerman, K.F., SEECAL: Program to Calculate Age‐Dependent Specific Effective  Energies, ORNL/TM‐12351, 1993.    Cool, D.A. and Maillie, H.D., Dissolution of Tritiated Glass Microballoon Fragments:  Implications  for Inhalation Exposure, Health Physics, 45, 1983, pp. 791‐794.   Dorrian, M.D. and Bailey, M.R., Particle Size Distributions of Radioactive Aerosols Measured in  Workplaces, Radiation Protection Dosimetry, 60, 1995, pp. 119‐133.   Hill, R.L., and Johnson, J.R., Metabolism and Dosimetry of Tritium, Health Physics, 65, 1993, pp.  628‐647.   Johnson, J.R., Lamothe, E.S., Jackson, J.S., McElroy, R.G.C., Metabolism and Dosimetry of Tritium  From Gas Contaminated Surfaces, Fusion Technology, Vol. 14, September 1988, p. 1147.   Killough, G.G., and Eckerman, K.F.,  A Conversational Eigenanalysis Program for Solving  Differential Equations, Proceedings of the Seventeenth Midyear Topical Symposium of the  Health Physics Society, 1984.   Kropf, R.F., Wang, Y., and Cheng, Y.S., Self‐Absorption of Tritium Betas in Metal Tritide Particles,  Health Physics, Vol. 75:4, October 1998, pp. 398‐404.   Newton, G.J., Hoover, M.D., Barr, E.B., Wong, B.A., and Ritter, P.D., Collection and  Characterization of Aerosols From Metal Cutting Techniques Typically Used in Decommission  Facilities, American Industrial Hygiene Association Journal, 48(11), November 1987, pp. 922‐932.   Richardson, R.B. and Hong, A., Dose to Lung From Inhaled Tritiated Particulates, Chalk River  Laboratories Report, COG‐98‐262‐I, April 1999.   Rudran K., Radiation Doses to Lungs and Whole Body from Use of Tritium in Luminous Paint.  Radiation Protection Dosimetry, 25(2), 1988, pp. 117‐125.   Rogers, M., Process History/Technical Basis, Mound Report—Final Draft 2, BWXT of Ohio, Inc.  April 30, 1999.  DOE‐STD‐1129‐2015  12   Traub, R.J., Dosimetry of Metal Tritides, Pacific Northwest National Laboratory Report to  DOE/MEMP. May 1999.   Trivedi, A., Percutaneous Absorption of Tritium‐Gas‐Contaminated Pump Oil. Health Physics, 69.  1995. pp. 202‐209.   Watkins, R.A., Rhinehammer, T.B., Griffin, J.F., MLM‐2523(OP), Shipping Container for Tritiated  Water. CONF‐780506‐35. January 1, 1978.

1.5 Resource Material for Further Information    Alvani, C., Ciavola, C., Casadio, S., Dibartolomeo, Chemical Aspects of the LiAlO2 Ceramic for Tritium  Breeding. High Temperatures, High Pressures. 20:397‐402. 1991.    Balonov, M.I., Dosimetry and Standardization of Tritium. Energoatomizdat, 1983.    Balonov, M.I., Likhtarev, I.A., Moskalev, Y.I. The Metabolism of 3He Compounds and Limits for Intakes  by Workers. Health Physics. 47:761‐773. 1984.    Bard, S.T., Islam, M. A. Urine Bioassay Data for Two Individuals Following an Exposure to Tritium  Oxide and Titanium Tritide Aerosols during the Opening of a Shipment of Accelerator Targets.  Unpublished report. Bard, S.T.. POB 9537, Fort Collins, CO. 1992.    Barta, K., Turek, K. Size Spectrum of Titanium Tritide Particles.  Jadema Energie. 18:347. 1972.    Beavis, L.C., Miglionico, C.J. Structural Behavior of Metal Tritide Films. Journal of Less‐Common  Metals. 27:201‐211. 1972.    Bellanger, G., Rameau, J.J. Influence of the Tritium in Type 316L Stainless Steel on Corrosion. Fusion  Technology. 24:145‐149. 1993.    Biro, J., Feher, I. Tritium Incorporation Hazard Involved in the Use of Tritium Targets. IAEA.  Proceedings Series: Assessment of Airborne Radioactivity. pp. 501‐519. 1967.    Carlson, R.S. Uranium‐Tritium System:  The Storage of Tritium. In Radiation Effects and Tritium  Technology for Fusion Reactors. Vol. IV. CONF‐750989. pp. IV36‐IV52. 1976.    Cheng, Y.S. Dissolution Rate and Radiation Dosimetry of Metal Tritides. Proceedings of 1993 DOE  Radiation Workshop. CONF‐9504128. p. K15‐K28. 1995.    Cheng, Y.S., Dahl, A. R., Jow, H.N. Dissolution of Metal Tritides in a Simulated Lung Fluid. Health  Physics. 73:633‐638. 1997.    DOE‐STD‐1129‐2015  13  Cheng, Y.S., Snipes, M.B., Kropf, R.F., Jow, H.N. Radiation Dosimetry of Metal Tritides. Health  Physics. 68:S53. 1995.    Cheng, Y.S., Snipes, M.G., Wang, Y., Jow, H.N. Biokinetics and Dosimetry of Titanium Tritide Particles  in the Lung. Health Physics. 76. February 1999. pp. 120‐128.    Cool, D. A., Maillie, H. D.  Tritium Distribution and Excretion Following Intrathecal Instillation of Glass  Microballoon Fragments in Rats.  Health Phys. 46:599‐606; 1984.    Corcoran, V.J., Campbell, C.A., Bothwell, P.B. Decontamination and Decommissioning of UK Tritium  Facilities. Fusion Technology. 21:727‐732. 1992.    de Ras, E.M.M., Vaane, J.P., Van Suetendael, W. Investigation of the Nature of a Contamination  Caused by Tritium Targets Used for Neutron Production. In Radiation Protection:  Proceedings of the  5th Congress of the International Radiation Protection Society. New York: Pergamon Press. Vol. 1.  1980. 48‐51.    Dickson, R.S. Tritium Interactions with Steel and Construction Materials in Fusion Devises:  A  Literature Review. AECL Report AECL‐10208. 1990.    Duong, T., Trivedi, A. Measurement of Tritiated Species in Urine for Characterization of an Exposure.  Health Physics. 70:S82‐S83; 1996.    Ebey, Peter S., LA‐UR‐01‐1825, Conversion of Tritium Gas into Tritiated Water (HTO): A Review with  Recommendations for Use in the WETF SAR, Los Alamos National Laboratory.    Eidson, A.F., Griffith, W.C. Techniques for Yellowcake Dissolution Studies In Vitro and Their Use in  Bioassay Interpretation. Health Physics. 46:151‐163. 1984.    Gildea, P. Operating Experience with the Sandia Tritium Facility Cleanup Systems. Fusion Technology.  8:2507‐2510. 1985.

Gill, J.T. Tritium on Metal Surfaces – A Quick Review:  Also Why Tritiated Rust May be a Hazard  During D&D Operations.  Personal communication. Workshop on Tritium Retention and Removal.  Princeton. 1994.    Hirabayashi, T., Saeki, M. Sorption of Gaseous Tritium on the Surface of Type 316L Stainless Steel.  Journal of Nuclear Materials. 120:309‐315. 1984.    Inkrett, W.C.T., Schillaci, M.E., Cheng, Y.S., Efurd, D.W., Little, T.T., Miller, G., Musgrave, J.A.,  Wermer, J.R. Internal Dosimetry for Inhalation of Hafnium Tritide and Other Insoluble Metal Tritide  Aerosols, LANL 1998.  DOE‐STD‐1129‐2015  14    International Atomic Energy Agency, Safe Handling of Tritium:  Review of Data and Experience.  Technical Report Series 324, Vienna, Austria, 1991.    International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 72, Age‐Dependent Doses to  Members of the Public From Intake of Radionuclides:  Part 5, Compilation of Ingestion and Inhalation  Dose Coefficients. Oxford, England: Pergamon Press. 1996.    Jarvis, N.S., Birchall, A. LUDEP 1.0, A Personal Computer Program to Implement the New ICRP  Respiratory Tract Model. Radiation Protection Dosimetry, 53:191‐193. 1994.    Kalwarf, D.R. Solubility Classification of Airborne Uranium Products Collected at the Perimeter of the  Allied Chemical Plant, Metropolis, Illinois. Richland, WA: Pacific Northwest Laboratory, PNL‐3288RE.  1980.    Kamura, Y., Nishikawa, M. Adsorption/Desorption of Water on Ceramic Materials. Fusion  Technology, 27:25‐38. 1995.    Kocol, H., McNelis, D.N., Moghissi, A.A. A Study of the Particulate and Gaseous Emissions of Tritium  from the Neutron Generator Targets, Health Physics, 31:73‐76. 1976.    Lorenzen, W.A., Ring, J.P. The Management and Operation of a Large Scale Decay‐In‐Storage  Program, paper presented at 27th Mid‐Year Topical Meeting of the Health Physics Society, February  12‐16, 1994. Albany, New York.    Loutfy, R.O., Moravsky, A.P., Wexler, E.M., Production and Characterization of Fullerene Hydrides,  Chapter in Encyclopedia of Materials, Japan,2001.    Matsuzuru, H., Moriyama, N., Ito, A. Leaching Behavior of Tritium from a Hardened Cement Paste.  Annals of Nuclear Energy, 6:417‐423. 1979.    McConville, G.T., Menke, D.A. Removal of Surface Contamination with Tritium Gas.  Storage Science  Meeting, 1993.    McConville, G.T., Menke, D,A,, West, D.S., Woods, C.M. Properties of Aged Metal Tritides. DOE  Research and Development Report MLM‐3799, EG&G Mound. 1994.    McConville, G.T., Woods, C.M. Calculation of Tritium Dose from Insoluble Particulates. The 5th  Tritium Symposium, Ispra, Italy,1995. Fusion Technology. 28:905‐909. 1995.    DOE‐STD‐1129‐2015  15  Mercer, T.T. On the Role of Particle Size in the Dissolution of Lung Burdens, Health Physics. 13:1211‐ 1221. 1967.    Miller, J.M., Bokwa, S.R. Leaching Behavior of High Specific Activity Titanium Tritide. Chalk River  Nuclear Laboratories AECL‐8770,1985.    Miller, J. M. Leaching Behavior of Metal Hydrides Containing Immobilized Tritium. In Conference  Summaries of Radioactive Waste Management, Winnipeg, Canada: Canada Nuclear Society. CONF‐ 820933 54/NTIS, PC a15/MF A01,1982. 192‐198.    Moghissi, A. Alan and Carter, M. W TRITIUM, May 1973    Mueller, W.M., Blackledge, J.P., Libowitz, G.G. Metal Hydrides. New York: Academic Press. pp. 119‐ 164. 1968.    Nobile, A. Experience Using Metal Hydrides for Processing Tritium. Fusion Technology. 20:186‐199.

1990.    Ortman, M.S., Heung, L.K., Nobile, A., Rabun, R.L. Tritium Processing at the Savannah River Site:   Present and Future. Journal of Vacuum Science and Technology. A8:2881‐2889. 1990.    T.B. Rhinehammer and P.H. Lamberger (eds.), Tritium Control Technology, WASH‐1269, Monsanto  Research Corporation, Miamisburg Ohio, 1973.    Tritium Conferences Proceedings of the (International triennial) Topical Meetings 1980 to present    The 1980 Tritium Conference (Dayton): Proceedings: Tritium Technology in Fission, Fusion and  Isotopic Applications, American Nuclear Society National Topical Meeting, published by the  Southwest Ohio Section of the ANS.    The 1985 Tritium Conference (Dayton): Proceedings of the Second National Topical Meeting on  Tritium Technology In Fssion Fusion and Isotopic Applications, Fusion Technology Volume 8, Number  2, Part 2, September 1985.    The 1988 Tritium Conference (Toronto): Proceedings of the Third Topical Meeting on Tritium  Technology in Fission, Fusion and Isotopic Applications', Fusion Technology Volume 14, Number 2,  Parts 2A and 2B, September 1988.    The 1991 Tritium Conference (Albuquerque): Proceedings of the Fourth Topical Meeting on Tritium  Technology in Fission, Fusion and Isotopic Applications, Fusion Technology Volume 21, Number 2,  Part 2, March 1992.    DOE‐STD‐1129‐2015  16  The 1995 Tritium Conference (Belgirate, Italy): Proceedings of the Fifth Topical Meeting on Tritium  Technology in Fission, Fusion and Isotopic Applications, Fusion Technology Volume 28, Number 3,  Part 2, October 1995.    The 2001 Tritium Conference (Tsukuba, Japan): Proceedings of the Sixth Topical Meeting on Tritium  Technology, Fusion Science and Technology Volume 41, Number 3 (2002).    The 2004 Tritium Conference (Baden‐Baden, Germany): ): Proceedings of the Seventh International  Conference on Tritium Science and Technology, Fusion Science and Technology, Volume 48, Number  1,  July/August 2005.      The 2007 Tritium Conference (Rochester): Proceedings of the Eighth International Conference on  Tritium Science and Technology, Fusion Science and Technology, Volume 54, Number 1 and Number  2,  August 2008.    The 2010 Tritium Conference (Nara, Japan): Proceedings of the Ninth Topical Meeting on Tritium  Technology, Fusion Science and Technology Volume 60, Numbers 3 & 4 (2010).    The 2013 Tritium Conference (Nice, France):  Proceedings of TRITIUM 2013 (Tenth Topical Meeting),  Fusion Sci. Technol., vol. 67, no. 2 & 3 (2015).    Richardson, R.B., Hong, A. Microdosimetry of Tritiated Particulates in Alveolar Sacs. In  Microdosimetry:  An Interdisciplinary Approach (editors Goodhead, D.T., O’Neil, P., Mentzel, H.G.)  Cambridge, UK. The Royal Society of Chemistry,1997.    Richardson, R.B., Hong, A. Dose to Lung from Inhaled Tritiated Particles, Health Physics Journal.  September (2001).     Rudran, K. Radiation Doses to Lungs and Whole Body from Use of Tritium in Luminous Paint Industry.  Radiation Protection Dosimetry. 25:117‐125. 1998.    Schober, T., Trinkaus, H., Lasser, R. A TEM Study of the Aging of Zr Tritides. Journal of Nuclear  Material. 141:453‐457. 1986.    Sowell, C.V., Arent, L.J. Tritium Contamination Discovered at EG&G/EM in North Las Vegas, Nevada.  Health Physics. 70:S47; 1996.    Stevens, L., Phillips, M. Health Physics Lessons Learned from the DOE Moratorium on Mixed Waste,  27th Mid‐Year Topical Meeting of the Health Physics Society, February 12‐16, 1994. Albany, New

York.  DOE‐STD‐1129‐2015  17    Strom, D.J., Stewart, R.D., McDonald, J.C. Spectral Emissions and Dosiemtry of Metal Tritide  Particulates. Radiation Protection Dosimetry, 98:389‐400. 2002.    Villagran, J.E., Whillans, D.W. Radiation Dose to Lung Cell Populations Resulting from Inhalation of  Titanium Tritide Particles. Chalk River Nuclear Laboratories, 1984    Voss, J.T., LA‐UR‐00‐2584, Los Alamos Radiation Monitoring Notebook (2000)    Wang, Y.S., Cheng, Y.S., Snipes, M.B., Jow, H. N. Metabolic Kinetics and Dosimetry of Titanium Tritide  Particles in the Lung. Health Physics. 70:S82‐S83. 1996.    Woehr, W.J., Gatami, A., Holodny, E. I. Radioactive Waste Volume Reduction in a University/Hospital  Setting, 27th Mid‐Year Topical Meeting of the Health Physics Society, February 12‐16, 1994. Albany,  New York.        DOE‐STD‐1129‐2015  18  2.0 TRITIUM    Isotopes are elements that have the same atomic number (same number of protons in the nucleus)  but different atomic mass (i.e., the total of protons and neutrons in the nucleus).  There are three  naturally occurring isotopes of hydrogen.  Ordinary hydrogen, referred to as protium ( 1 1 H, atomic  mass of 1), is the most abundant element in the universe and has one proton in the nucleus.  Heavy  hydrogen, referred to as deuterium ( Hଵ ଶ  or D, atomic mass of 2), makes up about 0.015 percent of  the hydrogen, and has one proton and one neutron in the nucleus.  Radioactive hydrogen, referred  to as tritium ( 3 1H or T, atomic mass of 3), has one proton and two neutrons in the nucleus.  Refer to  Appendix A for basic information on tritium, its properties, and compounds.  2.1 Radioactive Properties    Tritium is a beta emitter.  It decays to 3He by emitting a beta particle (electron) and an antineutrino  from one of the neutrons in the nucleus.  The energy of the beta particle varies from 0 to 18.6  kiloelectron‐volts (keV) with an average energy of 5.69 keV.  For scientific purposes, the generally  accepted value for the half‐life of tritium, as measured by Mound Laboratories, is 12.323 ± 0.004  years (4500.88 ± 1.46 days).  For DOE accountability purposes, the half‐life of tritium is 12.33 +/‐  0.06 years.  Figure 2‐1 shows the rate of decay of one mole of tritium over six half‐lives.  1) Figure 2‐1:  the rate of decay of one mole of tritium over six half‐lives        mHe3At-t mT2At-t mTotAt-t m=moles m (T2 at t years) = m (T2 initial) e {[t(years) x ln 0.5]/12.323} m (He3 at t years) = 2 m (T2 initial) {1 - e{[t(years) x ln 0.5]/12.323} } m (T2 + He3 at t years) = m (T2 initial) {2 - e {[t(years) x ln 0.5]/12.323} } Moles of T2 and 3He Versus Time, Per Mole of Tritium at the Start, in a Container Starting with Pure Tritium at t = 0 0.00 0.20 0.40 0.60 0.80 1.00 1.20 1.40 1.60 1.80 2.00 0.000 3.081 6.162 9.242 12.323 15.404 18.485 21.565 24.646 27.727 30.808 33.888 36.969 40.050 43.131 46.211 49.292 52.373 55.454 58.534 61.615 64.696 67.777 70.857 73.938 Elapsed Time in Years in Increments of 1/4 Half-Life M o le s P er M o le o f T ri ti u m a t t= 0 m He3 at t m T2 at t m Tot at t DOE‐STD‐1129‐2015  19    2.2 Physical Properties    Tritium gas is colorless, odorless, tasteless, and radioactive.  Tritium has a high coefficient of  diffusion.  It readily diffuses through porous substances such as rubber and can also diffuse through  metals.

As tritium decays in a container of constant volume at a constant temperature, the tritium partial  pressure decreases and the partial pressure of 3He increase.  The pressure in the container  approaches twice that of the original container pressure.  The rate of pressure change over time is  shown in Figure 2‐2.       Other properties of tritium are listed below.  Additional characteristics are given in Appendix A.    •  Atomic weight = 3.01605  •  Gram molecular weight = 6.03210  •  Diameter of a tritium atom (approximate) = 1.1 Angstroms  •  Dissociation energy, T2 to 2T = 4.59 eV  •  Ionization energy, T to T+ e− = 13.55 eV  •  Half‐life = 12.323 +/− 0.004 years    In this Standard, tritium in the form of the oxide (HTO, DTO, and T2O), unless otherwise specified, is  HTO.  Likewise, tritium in its elemental form (HT, DT, and T2) is HT.   2) Figure 2‐2:  Pressure versus time in a container of tritium  0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 0.00 12.32 24.64 36.96 49.29 61.61 73.93 Time in Years Time Period Shown = 6 Half-Lives P re ss u re - A n y U n it s T2 Partial Pressure 3He Partial Pressure T2 Partial Pressure + 3He Partial Pressure DOE‐STD‐1129‐2015  20  2.3 Chemical Properties    2.3.1 General Properties    The electronic configuration of tritium is the same as protium and deuterium.  The chemical  properties of the isotopes are also the same.  The rates of reaction vary for the different isotopes  due to the difference in the atomic masses.  Additionally, the energy provided by the radioactive  decay of tritium provides the activation energy required so that some reactions will occur with  tritium that will not occur with deuterium or hydrogen.    Hydrogen is present in almost all materials.  If tritium is present in a material containing hydrogen,  the tritium atoms will exchange with hydrogen atoms to form a tritiated molecule of the material.    2.3.2 General Behavior    A chemical restatement of Newton’s Third Law of Motion, Le Chatelier’s Principle, states that when  a system at equilibrium is subjected to a perturbation, the response will be such that the system  eliminates the perturbation by establishing a new equilibrium.  When applied to situations when the  background tritium levels are increased in nature the reactions will be shifted to the right in order to  adjust to the new equilibrium conditions by readjusting to the isotopic ratios.   CH4 + 2T2   CT4 + 2H2   2H2O + T2   2HTO + H2   The inverse situation also applies in that, when the background tritium levels are decreased, the  reactions will be shifted back to the left, by again readjusting to the isotopic ratios; i.e.,   CH4 + 2T2   CT4 + 2H2   2H2O + T2   2HTO + H2    When Le Chatelier’s Principle is applied to a sequential set of reactions like those depicted above, it  shows that exchange reactions  tend to behave as springs, constantly flexing back‐and‐forth,   readjusting to changing energy requirements, in a constantly changing attempt to establish a new  set of equilibrium conditions.  Since elemental hydrogen, regardless of its form can be  expected to dissolve to some extent in virtually any material, Le Chatelier’s Principle can be  applied to the solubility reactions as well on solubility reactions.    2.3.3 Behavior Model    DOE‐STD‐1129‐2015  21  Starting with the assumption that all three hydrogen isotopes are in equilibrium with each other, in

the nominal isotopic ratios and applying Le Chatelier’s Principle.  From both, we get the relationship,    2H2 + 2D2 + 2T2  H2 + HD + D2 + HT + DT + T2    In the Environment, virtually all of the tritium exists as water vapor.  Applying this situation for the  natural conversion to water and/or water vapor gives      2H2O + 2D2O + 2T2O  H2O + HDO + D2O + HTO + DTO + T2O  Furthermore, assume that the surfaces of all bound objects are coated with a series of mono‐ molecular layers of water vapor and that the innermost layers of water vapor are very tightly bound  to the actual surface, that the intermediate layers of water vapor are relatively tightly to relatively  loosely bound, and that the outermost layers of water vapor are very loosely bound.  When an overpressure of tritium is added to the system, a perturbation is introduced and Le  Chatelier’s Principle indicates that the tritium levels in the mono‐molecular layers of water will be  shifted to the right.  Tritium is incorporated first into the loosely bound, outer layers, then into the  intermediate layers, and finally into the very tightly bound, near surface layers.   When the overpressure is removed, the system experiences a new perturbation. In this case,  however, the perturbation is in the negative direction, and the system becomes the entity that  contains the excess tritium. Le Chatelier’s Principle, in this case, indicates that the tritium levels  in the mono‐molecular layers of water will be shifted back to the left. The tritium that had  previously been incorporated into the mono‐molecular layers now begins to move out of the  layers, in an attempt to return to background levels.  The movement of tritium into the mono‐ molecular layers of water vapor is generically referred to as “plate‐out.”  The movement of  tritium out of the mono‐molecular layers of water vapor is generically referred to as  “outgassing.”     2.3.4. Plate‐Out    When the concentration gradients have been small and/or the exposure times have been short, only  the outermost, loosely bound, mono‐molecular layers of water vapor will be affected.  Under such  circumstances, the surface contamination levels will range from no detectable activity to very low  levels; that is, up to a few tens of disintegrations per minute per 100 square centimeters (dpm/100  cm 2 ).  Since only the outermost mono‐molecular layers are affected, and since these layers are  easily removed by a simple wiping, the mechanical efforts expended to perform decontamination on  DOE‐STD‐1129‐2015  22  such surfaces will, if any, be minimal.  When the concentration gradients have been relatively large  and/or the exposure times have been relatively long, the affected mono‐molecular layers will range  down into the intermediately bound layers (i.e., the relatively tightly to relatively loosely bound  layers). Under such circumstances, the surface contamination levels will range from relatively low to  relatively high (i.e., from a few hundred to a few thousand dpm/100 cm 2 ).  Because the tritium has  now penetrated beyond those levels that would normally be easily removed, mechanical efforts  expended to decontaminate such surfaces will become more difficult. When the concentration  gradients have been large and/or the exposure times have been long, the affected mono‐molecular  layers will range all the way down into the very tightly bound layers.  The tritium will have

penetrated down into the actual surface of the material. Under such circumstances, the surface  contamination will range from relatively high to very high levels (i.e., from a few tens of thousands  to several hundred thousand dpm/100 cm 2 ), and that mechanical efforts expended to  decontaminate such surfaces could be very difficult.   2.3.5 Outgassing    The phenomenon of outgassing is rarely a problem under the first of the exposure situations  described above (i.e., situations in which the concentration gradients have been small and/or the  exposure times have been short).  However, when systems that have been exposed to even small  amounts of tritium for long‐to‐very‐long periods of time are suddenly introduced to room air, or any  sudden change in its equilibrium situation, reactions can be thought of as springs, and the initial  phenomenon of outgassing can be described as damped harmonic motion.  Under such  circumstances, therefore, a relatively large, initial “puff” of HTO will be released from the mono‐ molecular layers of water vapor, followed by a relatively long, much smaller trailing release.   Because several curies of HTO can be released in a few seconds, and several tens of curies can be  released in a few minutes, the speed of the “puff” portion of the release is quick.  The duration of  the trailing portion of the release can be lengthy.  Depending on the concentration gradients  involved and/or the time frames involved in the plate‐out portion of the exposure, the trailing  portion of the release can easily last from several days to several months or even years.  The general  derivation of tritium room concentration discussed in section 4.1.2 includes terms associated with a  long outgassing period although they are commonly ignored in most practical applications.  As the  trailing portion of the release asymptotically approaches zero, the outgassing part of the release  becomes too small to measure on a real‐time basis, and the tritium levels involved in any given  release can only be measured by surface contamination measurement techniques.    2.3.6 Material Contamination     When an overpressure of tritium is added to the system (i.e., the surface of an idealized  material), Le Chatelier’s Principle indicates that the tritium levels in the mono‐molecular layers  of water will be shifted to the right; that is,    2H2O + 2D2O + 2T2O H2O + HDO + D2O + HTO + DTO + T2O   DOE‐STD‐1129‐2015  23    Tritium is incorporated first into the loosely bound, outer layers, then into the intermediate layers,  and finally into the very tightly bound, near‐surface layers.  As the tritium loading in the near‐ surface layers builds, the disassociation processes that proceed normally as a result of the tritium  decay make an overpressure of tritium available in a mono‐molecular form (i.e., as T).  Relative to  the normal amounts of elemental hydrogen that can be expected to be dissolved in the material, the  availability of excess tritium in the mono‐molecular form represents a different type of perturbation  on a system, and the available tritium begins to dissolve into the actual surface of the bulk material.   As the local saturation sites in the surface of the bulk material begin to fill, the tritium dissolved in  the surface begins to diffuse into the body of the bulk material; at that point, the behavior of the  tritium in the body of the bulk material becomes totally dependent on the material in question.

Elemental hydrogen, regardless of its form (H2, D2, T2, and all combinations thereof), can be  expected to dissolve to some extent in virtually all materials.  As a general rule, the solubility of  tritium in pure metals and/or ceramics  has a minimal effect, at normal room temperatures and  pressures, except for the possibility of hydrogen embrittlement. For alloyed metals, such as stainless  steel, similar considerations apply, again, at normal room temperatures and pressures.  For alloyed  metals, however, additional consideration is given to the possible leaching of impurities from the  alloyed metal, even at normal room temperatures and pressures.  In LP‐50 containment vessels, for  example, the formation of relatively large amounts of tritiated methane (i.e., up to 0.75 percent  mole percent of CT4) has been noted after containers of high‐purity tritium have been left  undisturbed for several years.  The formation of the tritiated methane, in this case, has long been  attributed to the leaching of carbon from the body of the stainless steel containment vessel.  Under increased pressures (e.g., from a few tens to several hundred atmospheres), however, the  general rules no longer apply for, in addition to the possibility of hydrogen embrittlement and  possible leaching effects, helium embrittlement is also possible. Helium embrittlement tends to  occur as a result of the dissolved tritium decaying within the body of the material, the resultant  migration of the helium‐3 atoms to the grain boundaries of the material, the localized  agglomerations of the helium‐3 atoms at the grain boundaries, and the resultant high‐pressure  build‐ups at these localized agglomerations.  Under increased temperature situations, the matrix of  solubility considerations becomes even more complicated because virtually all solubility reactions  are exponentially dependent on temperature.  In the case of diffusional flow through the walls of a  containment vessel, for example, it can be assumed that steady‐state permeation will have been  reached when    ܦ ∗ ݐ ܮ ൌ 0.045   where D = the diffusion rate in cm 2 /sec, t = the time in seconds, and L = the thickness of the  diffusion barrier.  For type 316 stainless steel, the value for the diffusion rate is     ܦ ൌ 4.7 ∗ 10െ3 ݁ሺെ 12,900 ܴܶ ሻ DOE‐STD‐1129‐2015  24    and the corresponding value for R, in the appropriate units, is 1.987 cal/mole K. With a nominal wall  thickness of 0.125 inches (i.e., 0.318 cm), this Equation indicates that it will take about 875 years to  reach steady‐state permeation, at a temperature of 25 o C.  At 100 o C, the time frame will be reduced  to about 11‐years, and at 500 o C, it only takes about 12‐hours.      DOE‐STD‐1129‐2015  25    2.4 Biological Properties    2.4.1 Gaseous Tritium and Tritiated Water    The body does not readily absorb H2, HT, HD, D2, DT, or T2 from inhaled gases or through the skin.  If  inhaled in elemental form, almost all tritium in the gas is exhaled.  Only a very small fraction is  retained in the lungs.    Tritium in the form of water (HTO, DTO, and T2O) is absorbed through the skin and in the lungs from  inhaled gases.  Tritium in water form is readily retained in the body and remains with a biological  half‐life of approximately 10 days.  Due to the body’s ready adsorption of tritium in the form of  tritiated water, exposure to tritiated water in air is on the order of 10,000 times more hazardous

than exposure to gaseous tritium (HT, DT, and T2).    The Derived Air Concentration (DAC) for tritium is the airborne concentration that, if inhaled over a  one‐year period, would produce approximately a 5‐rem dose to the “average” worker.  The DAC is  derived by the formula:        DAC  =   ALI/2400  DAC  =   derived air concentration (µCi/ml)    ALI  =   annual limit on intake (Ci)    2400  =   breathing volume for the average worker over 1 year in m3      =   .02 m3/min x 60 min/hr x 40 hr/wk x 50 wk/yr      The DACs for elemental tritium and tritiated water1,2 are listed in Table 2‐1.                                                                   1 U.S. Environmental Protection Agency’s Federal Guidance Report No. 11, Table 1 Limiting Values of  Radionuclide Intake and Air Concentration and Dose Conversion Factors for Inhalation, Submersion, and  Ingestion, September 1988  2 10 CFR Part 835, Appendix A  DOE‐STD‐1129‐2015  26                2.4.2 Special Tritium Compounds    Special tritium compounds (STCs) are defined as any compound, except for H2O and H2, that  contains tritium, either intentionally (e.g., by synthesis) or inadvertently (e.g., by contamination  mechanisms).  Examples of STCs are metal tritides and organically bound tritium.    Special tritium compounds differ from the more common forms of tritium (elemental tritium and  tritium oxide) in a variety of characteristics, including particle sizes, chemical behavior, and  biological properties when ingested, absorbed, or inhaled into the human body. The physical  properties of special tritium compounds may make their detection, characterization, and  subsequent assessments of hazards and exposure effects (i.e., individual dose assessments) difficult.   As a result of these unique behaviors, specific guidance has been developed (see Appendix E) to  facilitate the development and implementation of appropriate protective programs.      Although the DOE radiological protection community has been aware of STCs for many years, to  date their impact has been limited by the design features that are incorporated into DOE facilities  that handle significant quantities of tritium. These design features include various forms of material  containment and control, such as gloveboxes and high‐efficiency particulate air (HEPA)‐filtered  ventilation systems that effectively prevent significant releases of STCs to occupied areas of the  workplace or the environment. Recently, sensitivity to STC contamination has been increased as a  result of recent DOE activities involving decontamination and decommissioning of older facilities.  These activities may compromise the effectiveness of the installed design features and allow  releases of STC contamination to the surrounding areas. Such releases may cause exposures to  individuals in the area and releases of STCs to the environment, both on‐ and off‐site. In light of such  experiences, DOE suggests that individuals setting up programs for radiological control of STCs  contact sites that either work, with or have worked, with tritium to learn of their experiences with  STCs.    Appendix E (formerly DOE‐HDBK‐1184‐2004) has been prepared by DOE to assist its employees and  contractors in developing and implementing radiation protection programs that will provide  adequate protection against the hazards presented by special tritium compounds.    µCi/ml  Bq/m3  HT  HTO  2E‐01  2E‐05

9E9  7E05  1) Table 2‐1:  Derived air concentrations for tritium and tritiated water  DOE‐STD‐1129‐2015  27  2.5 Preferred Forms  Most tritium in the DOE complex exists as a gas, in the form of tritiated water, or as a metal tritide.   The preferred form of tritium is dependent upon its use in a process, length of storage, or its  classification as a waste.    2.5.1 Characterization of Tritium Forms    2.5.1.a Gaseous Tritium    The use, transfer, storage, and shipment of gaseous tritium at or near atmospheric pressure have  been safely used for over fifty years in the DOE complex.  Gaseous tritium at or near atmospheric  pressure occupies 22.414 L/mole at 0C, and approximately 24.2 L/mole at room temperature, and  requires approved packages for shipment in either Type A or B quantities.  If the containers are not  properly designed or if they are damaged, the gas can leak from the container into the environment.      Gaseous tritium at ambient pressure is easily handled by most gas handling systems and is a good  source for general‐purpose use.  At low pressure and temperature, the tritium does not penetrate  deeply into the container wall.  Helium and tritium embrittlement of the container wall is not a  significant issue at low pressures even after several years of exposure.  As tritium decays, the  pressure in the container increase (see Figure 2‐2) due to the generation of the monatomic gas 3He.   This pressure increase, at most, would only be double the initial pressure.  This factor has to  accounted for  during the initial design of the vessel so it does not become an issue later.     Gaseous tritium at high pressure takes up less space but is more difficult to contain in part due to  the potential for tritium and helium embrittlement of the vessel materials.  This embrittlement  increases the probability of a tritium leak or catastrophic container failure.  Unloading high‐pressure  gas requires specifically designed systems and experienced, skilled operators.    2.5.1.b Metal Tritides    Metal tritides reduce the overall volume of the stored tritium, but some of the finely divided metals  used are pyrophoric.  Some metals form low‐melting‐point alloys with the materials used in the  construction of the metal tritide containers.  Others require extremely high temperatures in order to  recover tritium from the material.  Depending on the individual design, the pressure in some vessels,  containing tritium as a metal hydride, may increase by more than a factor of two during the life of  the vessel.  This can become problematic for shipping and disposal.  Tritium as a hydride occupies  very little volume but the decay helium‐3, in some hydrides, will pressurize any open volume in the  vessel. If the vessel is designed with little expansion volume then the helium‐3 pressure can be  significantly more than twice the loading pressure.    DOE‐STD‐1129‐2015  28  2.5.1.c Tritiated Water    Tritium in the form of T2O may be difficult to store for long periods in part due to its corrosive  properties.  Experiments with T2O indicate that pure T2O is corrosive and as the percentage of T2O  in the subject water increases so does its corrosivity.  This corrosiveness is likely due to tritium oxide  generating free radicals (OH−) from radiolytic decomposition of water in addition to extra energy  from beta decay impinging on surrounding molecules.  Additionally, pure T2O, like distilled H2O, will

dissolve many materials.  No data currently exist that quantify the degree of corrosiveness;  therefore, there is no basis to definitively state that the U. S. Environmental Protection Agency (EPA)  threshold of corrosivity (i.e., a characteristic of hazardous waste), defined in Title 40 of the Code of  Federal Regulations (CFR), Section 261.22, is not exceeded.  The author believes, however, that only  a high‐purity product, and not waste, would have a reasonable chance of exceeding this threshold.   Pursuant to the RCRA regulations, it is the responsibility of the waste generator to determine if that  waste is subject to the hazardous waste requirements [40 CFR 262.11].  A broader discussion of the  relationship between tritiated water and hazardous wastes is contained in Section 3.1.3.  Note that  for transportation purposes, DOT has specific defining criteria for corrosive materials that is  different from that of the EPA; see 49 CFR 173.136‐137.  Dilute tritiated water recovered from  tritium removal systems, although not at the EPA threshold has still proven to be somewhat  corrosive, due in part to the other constituents.  In a severe case, storage of tritiated water  recovered from tritium removal systems in liquid form at concentrations as low as a few curies per  milliliter has corroded through the weld area of stainless steel vessels after only a few days of  exposure.  In this specific example, it is probable that the extreme corrosive nature of this dilute  tritiated water was due, in large measure, to chlorine contamination of the catalyst in the tritium  removal system.  This corrosion is evidently inhibited by absorption of the tritiated water on clay or  in molecular sieve material.    Figure 2‐3 provides a comparison of the various concentrations of tritiated water found throughout  the nuclear industry.    2.5.2 Identity of Common Forms    Tritium is usually supplied in gaseous or uranium tritide form.  Other forms are also available but are  not in common use for bulk shipment.    2.5.2.a Gas    In gaseous form, tritium is usually supplied at a purity of 90 to 95 percent tritium (99 percent in  research applications) with deuterium and protium as the primary impurities.       DOE‐STD‐1129‐2015  29                                    2.5.2.b Metal Tritides    The use of metal tritide storage beds is one of the most convenient ways of handling tritium.  The  metal tritide beds have different operating parameters and characteristics, and there are  advantages and disadvantages in use of the different materials.    2.5.2.b (1) Uranium    Uranium is currently the most useful material for general‐purpose tritium storage beds.  The  equation form for the dissociation pressure of uranium tritide, deuteride, and hydride for the  pressure in millimeters of mercury is, Pmm = 10 (‐A/T +B), where A and B are parameters listed in Table  2‐3.  Washington Savannah River Company (WSRC) has determined that in the hydride transport  vessel (HTV), for a uranium‐to‐tritium ratio of 1:2.9 in the HTV vessel, the equation is    Patm = 10(‐4038.2/T + 6.074)    At room temperature, tritium in the presence of uranium powder forms uranium tritide.  The tritium  partial pressure in the bed is very low.  As a result, at room temperature the bed acts as a vacuum  pump that getters all of the hydrogen isotopes.  The impurity gases that may be present, such as  3He, N2, O2, or Ar, either remain in the overpressure gas in the bed or react with uranium to form

stable compounds.  Inert gases, such as Ar, will remain in the overpressure gas, and can be removed  by pumping off with a vacuum pump after the pressure has stabilized; however, 3He cannot be  pumped off without first heating the bed.  N2 and O2 will react chemically with the uranium to form  stable uranium compounds in the bed, and, therefore, cannot be pumped off at all.    3) Figure 2‐3:  Comparison of aqueous tritium levels found in the nuclear industry  DOE‐STD‐1129‐2015  30  As the temperature of the bed is increased, the tritium partial pressure increases as a function of  temperature.  Depending upon the U:T ratio, it can reach a pressure of around 500 pounds per  square inch absolute (psia) at 600°C.  The tritium may be transferred into and out of manifolds,  containers, etc., by heating the bed and then cooling it to room temperature.  The general form of  the equation for the dissociation pressure, P, in millimeters of mercury (mm) for uranium hydride,  deuteride, and tritide is:      ݉݉ܲ ݃݋݈ ൌ െ ܣ/ܶ ൅ ܤ or  ܲ݉݉ ൌ 10– ሺܣ/ܶሺܭሻሻ ൅ ܤ   where     ܶ ൌ ሻܭሺ ݁ݎݑݐܽݎ݁݌݉݁ݐ     The values for A and B for hydrogen, deuterium, and tritium, determined by several different  investigators, are listed in the following paragraphs, and the results are shown in Table 2‐2 and  plotted in Figure 2‐4.  Figure 2‐5 is a plot of the general characteristics of uranium hydride,  deuteride, and tritide.      DOE‐STD‐1129‐2015  31    Metal  Tritide  Reference  Temperature  Range (oC)  Investigated  A  (/Kelvin)  B   Temperature  (C) required to  generate a  pressure of  1 atmosphere  UH3  Spedding, et al.  Destriau & Seriot  Wicke & Otto  Mogard & Cabane  Libowitz & Gibb  260 to 430  243 to 412  200 to 430  500 to 650  450 to 650  4500  4255  4450  4480  4410  9.28  9.08  9.20  9.20  9.14  430  415  434  435  432  UD3  Spedding, et al.  Destriau & Seriot  Wicke & Otto  unspecified  unspecified  unspecified  4500  4401  4500  9.43  9.01  9.40  414  445  417  UT3  Flotow & Abraham  WSRC  unspecified  unspecified  4471  4038.2  9.461  6.074  408  unspecified  2) Table 2‐2:  Dissociation pressure equation parameters for uranium hydride, deuteride, and tritide              4) Figure 2‐4:  Dissociation pressure for uranium, hydride, deuteride, and tritide  0 100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 1600 200 210 220 230 240 250 260 270 280 290 300 310 320 330 340 350 360 370 380 390 400 410 420 430 440 Temperature in Degrees Celsius D is s o c ia ti o n P re s s u re i n t o rr UT3-FlAb UD3-Spd UD3-DeSe UD3-WiOt UH3-Spd UH3-DeSe UH3-WiOt UH3-LiGi) UH3-MoCa UD3 UT3 UH3 DOE‐STD‐1129‐2015  32        Each time the tritium is cycled into the system manifolds, it picks up impurity gases.  These  impurities collect in the bed overpressure gas and may be pumped off to remove them after each  heating/cooling cycle.  Active impurity gases, such as oxygen and nitrogen, are irreversibly removed  by reaction with the uranium.    Disadvantages to using uranium tritide beds are:  1) uranium powder is pyrophoric; 2) the  generation of significant tritium pressure requires a high temperature that results in permeation of  tritium through the vessel wall; and 3) the capacity is also permanently reduced by exposure to  active impurity gases.    2.5.2.b (2) Palladium

Palladium is a metallic element of Group 8 in the Periodic Table.  The symbol for palladium is Pd, the  atomic number is 46, the atomic weight is 106.42, and the melting point is 1554.9°C.    0 10 20 30 40 50 60 D is so ci at io n P re ss u re i n A tm o sp h er es Temperature in Degrees Celsius Dissociation Pressure of Uranium Tritide, Deuteride, and Hydride UD3 UT3 UH3 Good fit equations for the dissociation pressure of uranium tritide, deuteride, and hydride in units of atmospheres. The data from various experimenters was used to extend the range from 200 °C to 650 °C . PatmUD3={10-(4500/T deg K) +9.4 }/760 PatmUT3={10-(4471/T deg K) +9.461 }/760 PatmUH3={10-(4525/T deg K) +9.27}/760 5) Figure 2‐5:  Plot of a good fit curve for the dissociation pressure of uranium hydride, deuteride, and  DOE‐STD‐1129‐2015  33  At room temperature, palladium absorbs up to 900 times its own volume in hydrogen.  It diffuses  easily through heated palladium; this is one means of purifying the gas.  Finely divided Pd is a good  catalyst, and is used for hydrogenation and dehydrogenation reactions.      Palladium powder is currently the second most‐used material for general‐purpose tritium storage  beds.  Palladium can be obtained in powdered form and loaded directly into the container used for  the metal tritide bed.  Palladium was used extensively at both Lawrence Livermore National  Laboratory (LLNL) and Sandia National Laboratories–Livermore (SNLL) in the tritium storage beds.    When the tritium is exposed to the powder, it dissolves in the palladium powder with a maximum  Pd:T ratio of approximately 0.7.  Palladium powder is not pyrophoric, but it has a higher tritium  partial pressure than uranium at room temperature.    At room temperature, tritium, deuterium, and protium dissolve in the palladium powder and the  tritium partial pressure in the gas over the powder is approximately 50 torr.  The overpressure  increases as a function of temperature.  As the temperature of the palladium is increased by heating  the bed, the tritium partial pressure increases as a function of the temperature and reaches a  pressure of around 750 psia at 350°C.  The general form of the equation for the dissociation  pressure, P, in millimeters of mercury (mm) for palladium hydride, deuteride, and tritide is:      ݉݉ܲ ݃݋݈ ൌ ሺെܣ/ܶ ൅ ሻܤ or  ܲ݉݉ ൌ 10 ሺെܣ/ܶ ൅ ሻܤ   where  ܶ ൌ ሻܭሺ ݁ݎݑݐܽݎ݁݌݉݁ݐ   The values for A and B for hydrogen and deuterium determined by different investigators are given  in Table 2‐3, and the equations developed by the different experimenters over the temperature  range they investigated are plotted in Figure 2‐6.      DOE‐STD‐1129‐2015  34  Metal  Tritide  Reference  Temperature  Range (oC)  Investigated  A  B  PdHx  Gillespe & Hall  Gillespe & Hall  Ratchford & Castellan  Wicke & Nernst  0 to 180  200 to 300  unspecified  ‐78 to 175  1835.4  1877.82  2028.2  2039  7.3278  7.483  7.9776  7.65  PdDx  Gillespe & Downs  Wicke & Nernst  to 300  unspecified  1696.11  1940  7.5138  8.00  3) Table 2‐3:  Dissociation pressure equation parameters for palladium hydride and deuteride      The 3He generated as a result of decay of the tritium absorbed in the palladium is trapped in the  palladium and is not released until the bed is heated or until the T:3He ratio reaches a particular  value.  3He generated as a result of decay in the overpressure gas is not absorbed in the palladium

and remains in the overpressure gas.  Most impurities do not react with, and are not gettered by,  the palladium powder.  These impurities accumulate in the overpressure gas as the bed is used to  support operations.  The generation of significant pressure at low temperature (750 psia at 350°C) is the primary  advantage of palladium.  The primary disadvantage of palladium is the high partial pressure of  tritium over the powder at room temperature (50 torr at room temperature).    6) Figure 2‐6:  Dissociation pressure of palladium hydride and deuteride  0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 170 180 Temperature (°C) D is s o c ia ti o n P re ss u re ( to rr ) log P mm =7.3278-1835.4/T log P m =7.483-1877.82/T log P mm =7.9776-2028.2/T log P mm =7.65-2039/T log P mm =7.5138-1696.11/T log P mm =8-1940/T log P mm =7.6-1900/T log P mm =7.75-1810/T Good Fit Line PdD Good Fit Line PdH DOE‐STD‐1129‐2015  35  2.5.2.b (3) Titanium    Titanium is a metallic element in Group 4 of the Periodic Table.  The symbol is Ti, the atomic number  is 22, the atomic weight is 47.90, and the melting point is 1660°C.  It is a low‐cost metal, and can  absorb and store tritium in a compact solid form at a tritium pressure of approximately 1E‐7 torr.    Titanium hydride, TiH2, in powder form, is a black metallic dust that is less prone to spontaneous  ignition in air than the parent metal.  Finely divided titanium hydride is reported to ignite at 440°C  and its dust is an explosion hazard, which dissociates above 288°C.  Titanium hydride is used in  powder metallurgy, hydrogen production, foamed metals, glass solder, and refractories, and as a gas  getter in the electronics industry.  Titanium tritide in solid or massive form is stable in air for  extended periods of time.  Titanium tritide is considered an insoluable STC and must be completely  contained.  Titanium retains the decay helium up to a concentration of 0.3 He atom per Ti atom.   SRS3, Ontario Power Generation (formerly Ontario Hydro) 4 5 6 7 8, and Korea Hydro and Nuclear  Power Company Limited (KHNP) have selected titanium as their long‐term storage medium.  The SRS  titanium beds have an expected useful life of about 10 years, while the Ontario Power Generation  and KHNP beds are expected to be in operation for over 20 years.  The Canadians are not space‐ restricted, and therefore do not load their beds to the degree that SRS does.  Additionally, longer  times to maximum helium retention ratio (0.3 He:Ti) can be achieved by diluting the tritium  concentration with deuterium or protium.    2.5.2.b (4) Zirconium    Zirconium is a metallic element of Group 4 in the Periodic Table.  The symbol for zirconium is Zr, the  atomic number is 40, and the atomic weight is 91.22.  Zirconium is flammable as a powder and melts  at 1850°C.  Zirconium is a hard, lustrous, grayish metal that is strong and ductile, and is used in  alloys, pyrotechnics, welding fluxes, and explosives.  Zirconium hydride ZrH2 is a flammable gray‐black powder and is used in powder metallurgy, nuclear  moderators, and as a reducing agent.  Finely divided zirconium hydride suspended in air will ignite at  430°C.  Zirconium hydride contains about twice as many hydrogen atoms per unit of volume as  liquid hydrogen.  Massive zirconium hydride is stable in air for extended periods of time at

3 Heung, L.K., Titanium for Long Term Tritium Storage, WSRC‐TR‐94‐0596, December 1994.  4 Drolet, T.S., Wong, K.Y., and Dinner, P.J., Canadian Experience with Tritium – The Basis of a New Fusion  Project, Nuclear Technology/Fusion, Vol. 5, January 1984.  5 Kherani, N.P., and Shmayda, W.T., Bulk Getters for Tritium Storage, Ontario Hydro Research Division.  6 Shmayda, W.T. and Kherani, N.P., On the Unloading of Titanium Getter Beds, Ontario Hydro Research  Division, Report No. 85‐118‐K, October 2, 1985.  7 Kherani, N.P., and Shmayda, W.T., Titanium Sponge for Immobilization Tritium Containers, Ontario Hydro  Research Division, Report No. M85‐120‐K, December 19, 1985.  8 Noga, J.O., Investigations of Titanium and Zirconium Hydrides to Determine Suitability of Recoverable Tritium  Immobilization for the Pickering Tritium Removal System, Ontario Hydro Research Division, Report No. 81‐368‐ K, November 12, 1981.  DOE‐STD‐1129‐2015  36  temperatures below 600°C.  Additionally, SRNL has conducted research on the effect of over  pressurization of hydrogen on Zircaloy‐49.   Note that zirconium tritide is considered an insoluble STC  and must be completely contained.    Certain DOE radioactive zirconium fines (which are destined for disposal) are managed as D001  mixed ignitable wastes.  These radioactive zirconium fines are pyrophoric under 40 CFR 261.21(a)(2);  i.e., they are capable of causing fire through friction.  If zirconium used for tritium storage beds is  destined for disposal (i.e., constitutes a waste), the Resource Conservation and Recovery Act (RCRA)  hazardous waste characteristic of ignitability must be analyzed, per 40.CFR.261.21.  A broader  discussion of RCRA hazardous waste is contained in Section 3.1.3.    2.5.2.b (5) Societá Apparecchi Elettrici e Scientifici (SAES) Getters    During the late 1990s, investigations were conducted concerning the use of SAES getters to remove  tritium from tritium‐contaminated gaseous waste streams.  These investigations have concentrated  on getters that cracked the gases containing tritium and removed the resulting free tritium from the  gas stream.  The primary advantage of these getter systems is that tritium is not converted by the  tritium removal system to the more radiotoxic tritiated water.  Additionally, the tritium can be  recovered in gaseous form from the getter, purified, and reused.    The materials tested include those manufactured in the form of pressed pellets that can be used in  low–pressure, drop‐packed bed reactors designed for the size required by the application flow rate  and lifetime requirements.  The basic strategy implemented in prototype systems was to crack the  molecules on a hot getter and remove the nontritiated reactive impurities that interfere with the  performance of the hydrogen gettering alloys.  Following purification, the gas is passed through a  hydrogen gettering bed to remove the hydrogen isotopes from the gas stream.  This philosophy  worked well, and has gained acceptance for use in inerted gloveboxes.                                                                   9 Morgan, Jr., G.A. and Korinko, P.S. The Adsorption of Hydrogen on Low Pressure Hydride Materials  Conference Proceedings, Material Science and Technology 2011, October 16‐20, 2011.  DOE‐STD‐1129‐2015  37    2.5.2.b (6) LaNi5‐Based Alloys

The use of lanthanum‐nickel hydrides has been a continuing topic of interest; promising results for  hydrogen storage have been reported10.  Promising results were also reported in the literature in  198811.  Earlier research at Mound, however, in the 1970s and early 1980s indicated that  lanthanum‐nickel‐based alloys were not appropriate for tritium service due, in part, to  disproportionation.  When cycled, the LaNi5 had a tendency to separate to form the parent metals  (La or Ni) or different alloys.  The disproportionation tended to change the pressure, concentration,  and temperature properties of the metal/alloy mix and increase the quantity of tritium bound in the  heel that was not easily recoverable.  However, research at Savannah River National Lab (SRNL) has  shown that “Substitution of aluminum for a portion of the nickel in LaNi5 was found to lower the  hydrogen plateau pressure and allow LaNiAI alloys to be tailored to specific storage applications.”   SRNL found that the substitution of aluminum in LaNi5 had the added benefit of stabilizing the alloy  against disproportionation.  Decay of absorbed tritium to 3He does cause an “aging” effect, which  limits the useful life of LaNiAI alloy as a tritium storage material to less than about 10 years12.   Subsequently, SRNL determined that LaNiAl.  75 (LaNi4.25Al0.75) is a type F rather than a type S  dissolution, thereby allowing relaxation of radiological controls in use for this hydride13.  See  Appendix E for further discussion of radiological controls associated with STCs.    2.5.2.c Absorbed Water    Molecular sieve material is used in tritium removal systems for removal of water contaminated with  tritium.  Systems such as tritium removal systems, effluent recovery systems, and cleanup systems  remove tritium from a gas by oxidizing and/or cracking the tritium‐containing components.  The free  tritium then combines with oxygen in the gas stream to form tritiated water.  The gas stream is then  cooled to room temperature, and the water contained in the gas stream, including the tritiated  water, is removed by a molecular sieve trap.    A molecular sieve depending on type and size/mesh, can hold up to 25% water by weight., and the  sieve may be regenerated to remove the water so it can be reused.  Tritiated water absorbed on                                                               10 LaNi5 Intermetallic Hydride, extracted from State‐of‐the‐Art Review of Hydrogen Storage in Reversible Metal  Hydrides for Military Fuel Cell Applications, Gary Sandrock, Ph.D., for the Department of the Navy, Office of  Naval Research, N00014‐97‐M‐0001, July 24, 1997.  11 Hydrogen Isotope Sorption Properties of LaNi3Mn2 Alloy as a Candidate for the Tritium Storage Material, T.  Ide et al., Sumitomo Heavy Industries, Ltd. and H. Yoshida et al., Japan Atomic Research Institute, published in  Fusion Technology, September 1988.  12 Kirk Shanahan, et al., Tritium Aging Effects in LaNi4.25Al0.75, WSRC‐MS‐2002‐00564, Rev. 1, November 12,  2002.  13 Farfán, E.B, LaBone, T.R., Staack, G.C., Cheng, Y‐S., Zhou, Y., and Varallo, T.P. Determination of In Vitro Lung  Solubility and Intake‐to‐Dose Conversion Factor for Tritiated Lanthanum Nickel Aluminum Alloy. Health Physics,  103(3):249‐254; 2012.  DOE‐STD‐1129‐2015  38  molecular sieve is not corrosive and may be stored in this way for long periods without damage to  the container wall.

Water contaminated with HTO is also stored on clay.  The common method of solidification of  tritium‐contaminated wastewater for disposal is to solidify the water on clay so that it can be  classified as solid waste.  Clay will hold approximately 60 percent water by volume.  Waste disposal  sites generally require the use of 100 percent more clay than required to solidify the water, and, as a  result, the water is generally limited to 30 percent of the volume of the clay for waste solidification  purposes.  Water absorbed on clay is not corrosive and may be stored for long periods without  damage to the container wall.    2.5.3 Summary    2.5.3.a Best for Storage Conditions    The decision on storage media is a function of the storage length and frequency of unloadings.   Media range from gas (short timeframe, many movements) to titanium (long timeframe, few or no  movements) with other media (e.g., uranium) in between.  Although the preferred form for storage  is a metal tritide and the least desirable form is a liquid, there are always exceptions to this rule.   Factors to be considered include:    Solid (Metal Tritides):  Unless already in solid form, tritium is not readily available as a solid metal  tritide and requires conversion before storage.  Metal tritides can store large quantities of tritium  without occupying large volumes, but the storage containers are more complex than gaseous  storage containers.  Depending upon the metallic tritide chosen for storage, there are both  advantages and disadvantages.  Titanium tritide is very stable, even when exposed to air, but it is  more difficult to recover tritium from the titanium than from other metals.  Stored as uranium  tritide, the tritium can be easily and quickly recovered and provides for the removal of most  impurities that might accumulate during storage.  However, uranium powder is also pyrophoric, and  starts releasing 3He after a few months.    Liquid (T2O):  Tritium is not readily available in water form and requires conversion before storage.   Tritium is on the order of approximately 10,000 times more hazardous in oxide form than in  elemental form.  It takes very little space, but is difficult to store due in part to the potential  corrosivity of the water.  The tritiated liquid can be solidified on clay, molecular sieves, or polymers  prior to disposal.  In either case, the final decision is a function  of the quantity of tritium and the  tritium concentration of the water to be stored.      Gas (T2):  Tritium is readily available in gaseous form.  A great deal of experience exists on the design  of gaseous tritium storage systems.  As a gas it takes up more volume than as a liquid or solid, but  can be more easily released to the environment if the tritium container is breached.  Gas also  presents flammability vulnerability.  DOE‐STD‐1129‐2015  39    2.5.3.b Best for Operations/Process    Solid (Metal Tritides):  When used as a gas in research where tritium is issued and returned as a gas,  there are advantages to the use of hydride beds for storage.  The heating/cooling cycle used to store  and recover tritium from the bed results in routine removal of the 3He and other impurities from the  tritium supply.  It can be reused in other processes at reasonably high purity.  Additionally, storage  as a metal tritide allows the bed to be used as a pressure generator and, in some cases, eliminates  the need for mechanical pumps.

Liquid (T2O):  Unless the process itself uses tritium in the form of water, there are no advantages to  storage of tritium in liquid form for operations.    Gas (T2):  Tritium is primarily used in gaseous form, purified in gaseous form, assayed in gaseous  form, and is more useful in this form than any other form.  As a result, storage in gaseous form for  operations is appropriate.        DOE‐STD‐1129‐2015  40    2.5.3.c Best for Disposal Conditions    Disposing of tritium in the form of a liquid waste or gaseous waste is difficult.  Generally speaking,  waste tritium is converted to solid form so that the material can be disposed of as a solid low‐level  (radioactive) waste, assuming there is no RCRA hazardous component.    Solid (Metal Tritide):  It is possible to dispose of gaseous tritium by converting it to a solid metal  tritide.  However, the disposal sites require that the metal tritide not be pyrophoric.  If it is in  particulate form, the metal tritide must be contained to meet disposal site requirements.    Liquid (T2O):  If the waste is in gaseous form, the tritium is normally removed from the gas mixture  and reused.  If the concentration of tritium in the waste gas is too low to make recovery of the  tritium economically worthwhile, the waste gas is sent to an effluent processing system, where the  tritium is removed before the gases are released to the environment.  Most current effluent  processing systems remove tritium from the waste gas by converting it to water.  The water is then  solidified on molecular sieve, clay, mixtures of clay and cement, or Stergo® superabsorbent  (discussed in Section 8.1.4.b (2)), and is then packaged as solid waste and shipped to the disposal  site.   Noted that tritium contaminated water on molecular sieve will develop increasing pressure  over time due to the radiolysis of the water by tritium decay. Depending on the initial pressure, the  water loading on the sieve and the tritium concentration in the water, the overpressure can exceed  1.5 atmosphers within months.  LANL is developing a path forward concerning transportation and  disposal associated with this issue on molecular sieve.    Gas (T2):  Waste disposal sites generally will not accept packages containing pressurized gases or  those in which a potential exists for generating 1.5 atmospheres (absolute) of pressure over time.  3.0 BASIC TRITIUM REGULATORY INFORMATION    Due to its more hazardous profile, most of the regulatory interest in tritium is concerned with the  oxide form.  Figure 2‐3 pictorially illustrates various concentrations and regulatory setpoints.  The  radiological materials inventory for tritium accounting purposes may not coincide with the  radiological materials inventory for documented safety analysis (DSA) purposes, which may not  coincide with the radiological materials inventory for Environmental Impact Statement (EIS)  purposes.  This is due to prescribed allowances for excluding various portions of the inventory, as  discussed in Sections 3.1 and 3.3.  DOE regulations concerning tritium (along with other  radionuclides) can be found in 10 CFR Part 830, which contains associated Quality Assurance (QA)  Program requirements to be met.      DOE‐STD‐1129‐2015  41  3.1 Tritium Accountability and Environmental Considerations    3.1.1 Radiological Materials Inventory    The Atomic Energy Act of 1954, as amended (AEA) describes three categories of materials:

byproduct, source, and special nuclear material (SNM).  DOE O 474.2, Admin Chg. 3, Nuclear  Material Control and Accountability describe two categories of accountable nuclear material:  SNM  and Other.  Tritium is listed in Attachment 2, Table B in the Order, as an “other” category of  accountable nuclear material that must be controlled and accounted for financial and nuclear  materials management purposes and protected in a graded manner consistent with its strategic and  monetary importance.  Since tritium is not listed in Table A of DOE O 474.2, Attachment 2, it is not  managed as SNM, and Table C, Graded Safeguards Table is not used to determine categorization and  attractiveness levels.  The reportable quantity of tritium is one gram.  The quantity of tritium in  accountable items must be reported to the hundredth of a gram (when at or above the reportable  quantity level) for NMMSS input.  Personnel should always check the latest revision to the Order to  verify the current limits.  Tritium contained in water (H2O or D2O) that is used as a moderator in a  nuclear reactor is not an accountable nuclear material..    Material management at DOE facilities is different than Nuclear Material Management.  DOE O  410.2, Management of Nuclear Materials, provide requirements for managing nuclear materials.   Disposition of nuclear material can control how tritium can be released.  If it falls below accountable  levels it can be treated as waste, otherwise it must be dispositioned according to DOE O 410.2T.  The  Office of Nuclear Materials has issued an integration guidance document, Nuclear Material  Disposition Process Guidance, issued September 2013,14 for use in this topical area.  See section  8.2.3 for further discussion.    Quantities of tritium contained in waste may be part of the facility accountable nuclear materials  inventory until it is removed from the facility to a waste accumulation area for storage or to a waste  packaging area for packaging.      DOE requires tritium facilities with more than a reportable quantity of tritium (1‐gram) establish  material control and accountability systems to provide accurate nuclear materials inventory  information, DOE Order 410.2.  Transactions exceeding the reporting quantity for tritium (1‐gram)  must be reported to NMMSS, per DOE O 474.2.  The facility tritium inventory and scrap levels of  tritium must be minimized consistent with the operational needs and safeguards practices of the  facility.  A well‐designed facility materials control and accountability system includes, in part, the  following:                                                                 14 Nuclear Materials Guidance document phase 1 for implementing DOE Order 410.2, Nuclear Material  Management, Office of Nuclear Materials Integration, NNSA. September 2013.  DOE‐STD‐1129‐2015  42   Accounting system database;   Account structure;   Records and reports;   Physical inventories   Periodic physical inventories;   Special inventories;   Inventory verification/confirmation measurements;   Measurements and measurement control;   Organization;   Selection and qualification of measurement methods;   Training and qualification of measurement personnel;   Measurement systems;   Measurement control;   Material transfers;   External transfers;   Internal transfers;   Material control indicators;   Shipper/receiver difference assessment;

 Inventory difference evaluation;   Evaluation of other inventory adjustments;   Documentation and reporting forms;   Procedures and requirements.    3.1.2 Limits for Tritium in Drinking Water and the Environment    The current National Primary Drinking Water Regulation (NPDWR) for beta‐ and photon‐emitting  radionuclides is 4 millirem (mrem) per year.  The maximum contaminant level (MCL) for tritium in  drinking water systems, used to demonstrate compliance with the 4 mrem/year level regulatory  criterion as determined by the EPA (40 CFR Part 141) is 20,000 pCi/L (740 Bq/L).  Assuming that one  drank 2 L per day, using the ICRP 30‐based Derived Concentration Guides (DCGs), a concentration of  80,000 pCi/ L (2,960 Bq/L) would produce a dose of 4 mrem per year.  Other international standards  are based on 10 percent of the public dose limits as recommended by ICRP 60 and ICRP 103;  however, implementation varies by nation.  Example drinking water values include:  the World  Health Organization, based on ICRP 60 of 270,000 pCi/ L (10,000 Bq/L) and the Canada Nuclear  Safety Commission of 189,000 pCi/ L (7,000 Bq/L).  The European Commission (EC) has a 2,700 pCi/L  (100 Bq/L) screening value for tritium to determine if more detailed evaluations are necessary and  to determine if tritium in combination with other radionuclides may exceed the 0.1 mSv/year (10  mrem/y) recommended dose criterion.    The EPA MCL of 20,000 pCi/L for tritium was promulgated in 1976 based on radiological risk  estimates from the Biological Effects of Ionizing Radiation I report (BEIR I), dose factors from  DOE‐STD‐1129‐2015  43  Handbook 69, Maximum Permissible Concentrations of Radionuclides in Air and Water for  Occupational Exposure, published by the National Bureau of Standards in 1959 and amended in  1963, and various assumptions regarding drinking water exposures.  In 1991, as part of an effort to  update and revise the drinking water standards contained in 40 CFR Part 141, the EPA evaluated  potential doses from 20,000 pCi/L using Federal Guidance Report No. 11 dose factors based on ICRP  30, and determined that it would result in a 69,000 pCi/L limit; however, based on its policy for  implementing the Safe Drinking Water Act Amendments of 1996, the EPA left unmodified the  20,000 pCi/L limit, over DOE objections.    NRC requirements (not applicable to DOE facilities) for their licensees include compliance with NRC  public dose limits by calculating total effective dose equivalent to the individual likely to receive the  highest dose and demonstrate that it does not exceed public dose limits or demonstrate that annual  average concentration of effluents at the boundary of the unrestricted area does not exceed values  in 10 CFR Part 20, Appendix B, Table II.  The values for liquid effluents are based on an assumed  ingestion of 2 L/day over the year and a dose constraint of 50 mrem/ year.  DOE O 458.1, Radiation  Protection of the Public and the Environment, similarly requires DOE contractors to monitor releases  and calculate potential doses to members of the public to demonstrate that DOE activities are being  managed so that public dose is as far below the 100 mrem in a year primary dose limit as is practical.   DOE Technical Standard DOE‐STD‐1196‐2011, Derived Concentration Technical Standard, contains a  table of Derived Concentration Standards (DCSs) (which replaced DCGs), which are concentrations of

radionuclides in water that would cause a 100 mrem in a year dose if an individual drinks 730 L (2 L/  day).  The tritium DCS is 0.0019 µCi/ ml (approximately 2,000,000 pCi/ L); however, unlike NRC, DOE  does not permit the use of concentration guidelines as a means of compliance.  Dose estimates are  necessary to demonstrate compliance and the DCSs are provided as a tool to assist in that  evaluation.  Although it is expected that discharges would be significantly less than DCS values,  exceeding the DCS does not necessarily violate DOE O 458.1 if dose calculations demonstrate that  public doses, as a result of all pathways, are as low as reasonably achievable (ALARA) below the  primary dose limit (this includes all sources and pathways, and a 25 mrem/yr constraint, which is  usually applied to single sources).  DOE O 458.1 also requires that DOE facilities manage discharges  so as not to cause public drinking water systems downstream to exceed the drinking water  maximum contamination limits in 40 CFR Part 141, National Primary Drinking Water Regulations.    Neither DOE (DOE O 458.1) nor NRC (10 CFR Part 20, Subpart E) requirements for cleanup or  clearance of real property have specific concentrations or dose limits for tritium in groundwater.   Tritium must be considered along with all other radionuclides and pathways when demonstrating  that the dose to the public will be as far below 25 mrem/ year as is reasonably achievable, per DOE  O 458.1.  However, DOE’s requirement that DOE activities not cause existing public drinking water  systems to otherwise exceed drinking water standards also applies to cleanup and clearance.    Although rarely a health concern, the detection of tritium in groundwater is of interest to many, and  is sometimes a contentious issue both within and outside the DOE complex.  For example, the  identification of an onsite groundwater tritiated plume at Brookhaven National Laboratory  DOE‐STD‐1129‐2015  44  contributed to the decision to close the High Flux Beam Reactor (the source of the tritium in the  plume), even though the plume did not present a significant public risk and the spent fuel pool had a  stainless steel liner installed to prevent future leakage.  Environment, Safety and Health Safety  Advisory 2006‐04, Stakeholder Sensitivity to Tritium Releases15, describes issues encountered at  commercial nuclear power plants and non‐RCRA‐regulated landfills that have found tritium in their  leachate (e.g., the Pennsylvania Department of Environmental Protection has identified tritium in  the leachate of most of its landfills). Both NRC and the Nuclear Energy Institute are sensitive to  tritium groundwater issues, as are the States.  Effective monitoring programs and good outreach  and communication programs are key to preventing and mitigating actual and perceived problems  with tritium control. The accumulation and storage of tritiated water awaiting the disposition  decision at Fukushima highlights the public’s apprehension and interest with radioactivity in general  and even tritium specifically.    3.1.3 RCRA Applicability    Under the implementing regulations of RCRA, specifically at 40 CFR 261.4(a)(4), source, SNM, and  byproduct material, as defined by the AEA, is excluded from the definition of solid waste, and thus  from the RCRA hazardous waste management requirements.  The AEA definition of byproduct  material includes “any radioactive material (except special nuclear material) yielded in or made

radioactive by exposure to the radiation incident to the process of producing or utilizing special  nuclear material.”  Tritium produced in a U.S. reactor meets the definition of byproduct material;  therefore, the waste streams derived from U.S. reactor‐produced tritium are excluded from RCRA  regulation (provided such waste streams do not also contain a RCRA hazardous waste component in  addition to the byproduct material component).    Accelerator‐produced tritium, on the other hand, did not qualify for this exclusion, since the tritium  is produced by a linear accelerator, and does not involve the production or utilization of SNM or the  extraction or concentration of source material.  However, the AEA was amended by the Energy  Policy Act of 2005 (EPACT 2005), which amended the definition of byproduct material to include  “any material that has been made radioactive by use of a particle accelerator, and is produced,  extracted, or converted after extraction, before, on or after the date of enactment of [EPACT 2005]  for use for a commercial, medical, or research activity.”  Therefore, accelerator‐produced tritium  used for weapons production does not qualify for the RCRA material exclusion, while other uses for  the accelerator‐produced tritium do meet the RCRA exclusion.  Additionally, tritium produced in the  original Canada Deuterium Uranium (CANDU) design, employing natural uranium as fuel, may not,  meet the definition of byproduct material; therefore, it is prudent to assume that it also does not  qualify for RCRA exclusion.                                                                 15 DOE/EH‐0699, DOE Environment, Safety and Health Advisory 2006‐4, Stakeholder Sensitivity to Tritium  Releases, July 2006.  DOE‐STD‐1129‐2015  45  Thus, for U.S. reactor‐generated or accelerator non‐weapons production tritium waste to be  considered hazardous waste, the waste stream also would have to contain a RCRA‐listed or non‐ tritium‐derived characteristic hazardous waste component.  The waste stream from CANDUs and  weapons‐related accelerator tritium would not automatically be excluded from RCRA; however,  unless such tritium wastes exhibit one of the characteristics of RCRA hazardous waste (ignitability,  corrosivity, reactivity, or toxicity [40 CFR Part 261, Sections 21 through 261.24]) or contain a RCRA‐ listed hazardous waste, the waste streams would not need to be managed as RCRA hazardous or  mixed waste.  Pursuant to the RCRA regulations, it is the responsibility of the waste generator to  determine if that waste is subject to the hazardous waste requirements [40 CFR 262.11].  Categories  of characteristic hazardous waste (and associated properties) that appear to have some potential to  apply to certain accelerator‐produced tritium wastes are as follows:     Ignitability [40 CFR 261.21] – Ignitable wastes are solid wastes that exhibit any of the following  properties:  liquids with a flashpoint of less than 60°C (140°F); solids that are capable of causing  fires through friction, absorption of moisture, or spontaneous chemical changes; ignitable  compressed gases, as defined in 49 CFR 173.300; or oxidizers, as defined in 49 CFR 173.151.     Corrosivity [40 CFR 261.22] – Corrosive wastes are solid wastes that exhibit any of the following  properties:  an aqueous material with pH <2 or >12.5; or a liquid that corrodes steel at a rate  greater than ¼ inch per year at a temperature of 55°C (130°F).

 Reactivity [40 CFR 261.23] – Reactive wastes are solid wastes that exhibit any of the following  properties:  (1) they are normally unstable and readily undergo violent change without  detonating; (2) they react violently with water; (3) they form potentially explosive mixtures with  water; (4) when mixed with water, they generate toxic gases, vapors, or fumes in a quantity  sufficient to present a danger to human health or the environment; (5) they are a cyanide‐ or  sulfide‐bearing waste which, when exposed to pH conditions between 2 and 12.5, can generate  toxic gases, vapors, or fumes in a quantity sufficient to present a danger to human health or the  environment; (6) they are capable of detonation or explosive reaction if subjected to a strong  initiating source or if heated under confinement; (7) they are readily capable of detonation or  explosive decomposition or reaction at standard temperature and pressure; (8) they are a  forbidden explosive, as defined in 49 CFR 173.54, a Class A explosive, as defined in 49 CFR  173.53, or a Class B explosive, as defined in 49 CFR 173.88.    The discussion in Section 2.5.1.c provides only a qualitative argument for the determination that for  tritiated waste, the characteristics of corrosivity typically are not generally exhibited as little data  exists in this area.  Moreover, little data are currently available to confirm whether or not the vapor  space of some tritium containers (e.g., tritium oxide adsorbed on molecular sieves) would exhibit  the hazardous characteristic of ignitability or reactivity over time due to radiolytic decay.  As  explained above, reactor‐generated or accelerator non‐weapons‐production tritium waste streams  that do not contain a hazardous waste component may be excluded from the RCRA hazardous waste  DOE‐STD‐1129‐2015  46  regulations pursuant to 40 CFR 261.4(a)(4).  This may be the case even if sufficient quantities of both  hydrogen and oxygen are present to exhibit characteristics of ignitability or reactivity.  This is based  on a regulatory policy that EPA has applied in certain cases whereby residuals derived from the  management of exempt or excluded waste retain the exemption or exclusion.16 17 18 19 20.  However,  as indicated above, if a tritium waste (irrespective of its source) also contains a distinct hazardous  waste component, the waste stream should be managed as a radioactive mixed waste under the  AEA and RCRA.    The application of RCRA to certain tritium waste streams may be subject to regulatory interpretation  and enforcement discretion.  With this in mind, it is recommended that determinations as to  whether or not certain tritium wastes constitute RCRA hazardous waste be discussed and validated  with the appropriate regulatory agency (e.g., the EPA Region or RCRA‐authorized State agency).   Section 8.2.2 provides a flow diagram and expanded discussion on this issue in addition to the  definitions and options for tritium recovery and disposal.    The RCRA characteristics are vital for purposes of disposal, but DOT has specific and (often) distinct  defining criteria for the purposes of transportation. See 49 CFR Part 173, Subpart D, Definitions,  Classification, Packing Group Assignments and Exceptions for Hazardous Materials Other Than Class  1 and Class 7.    3.1.4 CERCLA Applicability    Under the CERCLA, cleanups are required to attain applicable or relevant and appropriate (ARAR)

standards.  With respect to contaminated aquifers, CERCLA designates MCLs (20,000 for tritium)  established under the SDWA as the  “relevant and appropriate” standard for the restoration of  contaminated  ground  waters that serve as a current or potential future drinking water source.   However, in situations where multiple contaminants are present and have the potential for additive  effects, the cleanup goal may be set lower than the MCL.  In general, discharges to surface water  bodies require compliance with AWQC, although if the surface water body be used as a drinking  water source, the MCL may be applied to such discharges. If RCRA hazardous listed or characteristic  wastes be present, project managers will need to determine which RCRA requirements will apply as  discussed in section 3.1.3.  3.2 Tritium Safeguards and Security                                                               16 Preamble of the First Third Land Disposal Restrictions Final Rule, 53 FR 31149, August 17, 1988.  17 Memorandum, Environmental Protection Agency, Marcia E. Williams and Christina Kaneen to Robert L.  Duprey, Applicability of Bevill Amendment to the American Natural Gas Coal Gasification Facility, September  1987.  18 Letter, Marcia E. Williams, EPA, to G. N. Weinreich, ANG Coal Gasification Co., June 16, 1986.  19 Memorandum, Environmental Protection Agency, John H. Skinner to Harry Seraydarian, Clarification of  Mining Waste Exclusion, May 16, 1985.  20 RCRA Superfund Hotline Report, February 1985.  DOE‐STD‐1129‐2015  47  Tritium is a nuclear material of strategic importance and must be safeguarded from theft or  diversion.  The current DOE safeguards and security directives do not explicitly grade or categorize  tritium as predecessor directives had.        3.3 Tritium Facility Safety Analysis and Regulatory Quantity Limits  A documented safety analysis is required by 10 CFR Part 830, Nuclear Safety Management, for all  Hazard Category 1, 2, and 3 nuclear facilities.  Irrespective of these requirements, the good practices  associated with the implementation of Integrated Safety Management (ISM) principles necessitate  that hazards be identified and controlled, which is a major step in the safety analysis process.    3.3.1 Safety Analysis    Safety analyses address various accident scenarios.  Some typical examples of accident categories  include fire, explosion, tritium leaks, cooling water breaks, and failure of detritiation system  components.    3.3.1.a Facility Requirements    There are a few fundamental assumptions normally made when performing safety analyses on  tritium facilities, which, if not satisfied, require more detailed analyses or development of corrective  actions.  These include:     The integrity of the primary container should be ensured for all normal operations, anticipated  operational occurrences, and for the design basis accidents (DBAs) it is required to withstand.     If the facility structure is not part of the secondary barrier, its failure as a result of severe  natural phenomena or other postulated DBAs should not prevent the primary container or the  secondary containment or confinement system from performing their necessary safety  functions.     When secondary containers (secondaries) are used, a tritium effluent removal system to handle  tritium leakage from primary containers is recommended by this Standard, but not required. .    3.3.1.b Radiological Materials Inventory

Attachment 1 to DOE‐STD‐1027‐92, Change Notice 1, Hazard Categorization and Accident Analysis  Techniques for Compliance with DOE Order 5480.23, Nuclear Safety Analysis Reports, states,     Additionally, material contained in [Department of Transportation (DOT)] Type B shipping  containers (with or without overpack) may be excluded from summation of a facility’s  radioactive inventory if the Certificates of Compliance are kept current and the materials stored  DOE‐STD‐1129‐2015  48  are authorized by the Certificate.  However, Type B containers [see Section 6.1] without an  overpack should have heat protection provided by the facility’s fire suppression system.  Further  discussion  expands this clarification as follows:    The Material at Risk (MAR) is the bounding quantity of hazardous material that is available to be  acted on by a postulated accident.  MAR values used in hazard and accident analysis shall be  consistent with the values noted in hazard identification/evaluation, and shall be bounding with  respect to each accident being evaluated.  While DOE‐STD‐1027‐92 excludes material in Department  of Transportation Type B qualified containers from consideration for the purposes of hazard  classification, the existence of such material shall be acknowledged in the DSA and excluded from  the source term for a particular event scenario only if the containers can be shown to perform their  safety functions under the accident conditions.  If the containers are not currently qualified  (qualifications expire on a fixed schedule), then their contents must be included in the summation of  facility inventory and be included in accident analyses, irrespective of accident conditions.  If,  however, the container is currently certified, then a comparison of the conditions resulting from  transportation and facility accidents is performed.  For example, consider a currently certified Type  B container that has been qualified to withstand fire and crush loads (i.e., Type B Hypothetical  Accident Crush Test loads) associated with a transportation accident.  If these transportation  accident conditions are more severe than the associated credible facility accident conditions (e.g.,  fire and seismic crush loads), than the inventory in these containers can be excluded from source  terms for those associated accident scenarios (irrespective of fire suppression system coverage).  If  the facility fire conditions exceed the transportation fire conditions, the inventory is included.  Note  that credit for safety‐class or safety‐significant fire suppression affects the selection of the credible  facility fire scenario, and therefore, the fire conditions for comparison with the transportation fire  conditions.    If the transportation accident conditions are less severe than the facility accident conditions, then  the contents are included in the accident scenarios.  For example, if the seismic crush loads exceed  the transportation crush loads, the contents cannot be excluded from the facility seismic accident  scenarios.  They could, however, still be excluded from the facility fire scenarios if the transportation  fire conditions bound the facility fire conditions.      DOE‐STD‐1027‐92, Change Notice 1 does not provide explicit exemption criteria for other than Type  B containers.  General guidance for other than Type B containers would be to include the tritium in

the facility inventory.  Specific guidance concerning the degree and amount of residual tritium  inventory to include in safety analyses based on facility‐specific configurations, can be obtained  from AU.    DOE‐STD‐1129‐2015  49  The Hazard Category of a nuclear facility is based on threshold quantities of radiological material  inventory.  Gram quantities are rounded values based on the calculated number of curies. 21  The  definitions for each Hazard Category are as follows:     Hazard Category I (generally limited to nuclear reactors):  Regardless of the quantity of tritium in  the inventory, a facility that handles only tritium is not classified, by tritium quantity alone, as a  Hazard Category I.  The Program Secretarial Officer (PSO) may designate a tritium facility as  Category I if the potential for significant offsite consequences exists.      Hazard Category II:  To be classified as a Category II nuclear facility, the facility tritium inventory  must be > 30 grams.      Hazard Category III:  To be classified as a Category III nuclear facility, the facility tritium  inventory must be > 1.6 and < 30 grams.     Less than Hazard Category III: (formally called Radiological) Facilities that have less than 1.6  grams of tritium in the facility radiological material inventory.). [10 CFR Part 830]     Some DOE sites have adopted a lower threshold limit for less than Haz Cat III Nuclear Facilities at  the RQ level for the associated radionuclide, under which the facility would be considered non‐ radiological.  This approach has also been endorsed in the past by various DOE Program Offices  at HQ.22  Using this approach for tritium facilities for which the RQ value is 100 Ci, any facility  possessing less than this would be considered non‐nuclear or non‐radiological. This approach,  however, is contrary to the legal definition as stated in the Atomic Energy Act and DOE Standard  1027 in which there is no lower threshold identified to become a non‐radiological facility for a  facility that contains radiological inventory and users are cautioned not to treat tritium facilities  with less than 100 Ci as non‐nuclear. Unlike the existence of processes for downgrading Haz Cat  II and III Nuclear Facilities there are none for a Haz Cat III Nuclear Facility to non‐nuclear.      3.3.1.c Material Release Assumptions    Once the total inventory available for release is known, the appropriate source term can be  calculated.  The components of the source term, as described in DOE‐HDBK‐3010‐94, Airborne  Release Fraction/Rates and Respirable Fractions for Nonreactor Nuclear Facilities, are material at  risk, damage ratio, airborne release fraction, respirable fraction, and leak path factor.  The factors  for airborne release and respirable fractions are normally assumed to be 1.0 for elemental tritium  and oxide.  The other factors are facility‐specific.  For DSA fire scenarios, the fraction of the release                                                               21 DOE‐STD‐1027‐92, Change Notice 1, Hazard Categorization and Accident Analysis Techniques for Compliance  with DOE Order 5480.23, Nuclear Safety Analysis Reports, September 1997.  22 Implementation Guidance for Authorization Basis, DOE Office of Defense Programs, Revision 1, August 21,  1995.  DOE‐STD‐1129‐2015  50  assumed to be oxide is normally 100 percent.  Typical scenarios to review for inclusion in safety

analyses are area fires (single and multiple Fire Control Areas (FCAs)), full facility fire, leaks or spills,  hydrogen explosions, and Natural Phenomena Hazards (NPH) events (the design basis earthquake  (DBE) may have a seismic‐induced fire, which usually results in the bounding accident).  DOE‐STD‐ 3009‐94, Change Notice 3, Preparation Guide for U.S. DOE Nonreactor Nuclear Facility Safety  Analysis, provides detailed guidance for performing accident analyses.    Several dose methodologies have been used for safety analyses throughout the DOE complex.   However, with the implementation of DOE G 414.1‐4, Safety Software Guide for Use with 10 CFR  Part 830, Subpart A, Quality Assurance Requirements, and DOE O 414.1C, Quality Assurance, some  computer modeling methodologies are designated as toolbox codes for safety analysis, while others  are not.  Safety analysts should check the current DOE Safety Software Control Registry before using  a specific program for safety analysis calculations.    The value associated with dry deposition velocity for tritium oxide used in safety basis calculations  has been the subject of Defense Nuclear Facilities Safety Board (DNFSB) and SRS discussions since  2011.  The DNFSB, in the Staff Issue Report of March 17, 201123, indicated that use of the value of  0.5 cm/s was non‐conservative.  Analyses by SRNL24 to address this and other safety basis  calculations concluded that 1) the Pasquill stability classification for regulatory application of SRS is   based on measurements of the standard deviation of the vertical component of wind direction  fluctuations, collected from the 61m level of the SRS meteorological towers and processed in full  accordance with EPA‐454/R‐99‐005, Meteorological Monitoring Guidance for Regulatory Modeling  Applications25; and that 2) meteorological databases used as input for MACCS2 calculations should  contain hourly data for five consecutive annual periods from the most recently available 10 years.      Although it is likely that the realistic deposition velocity is approximately in the range of 0.1 cm/s,  there is not currently data to support this supposition.  Current toolbox codes do not model re‐ emission and as such SRS research into re‐emission has been proposed.  The results of this research  may  allow credit for a portion of the re‐emission to the canopy as oppose to assuming 100% re‐ emission to the atmosphere, which will affect the value chosen for deposition velocity.  Several  models have been proposed for washout, which is difficult to model; however research is continuing  in this area.  A paper presented at the 10th International Conference on Tritium Science and                                                               23 August 19, 2011, letter from P. Winokur, DNFSB, to T. D’Agostino, NNSA Administrator, transmitted the  March 17, 2011, Staff Issue Report Review of Safety Basis, Tritium Facilities, Savannah River Site.  24 C.H. Hunter. SRNL‐STI‐2012‐00055, A Recommended Pasquill‐Gifford Stability Classification Method for  Safety Basis Atmospheric Dispersion Modeling at SRS. Rev. 0, March 2012.  25 U.S. Environmental Protection Agency. EPA‐454/R‐99‐005, Meteorological Monitoring Guidance for  Regulatory Modeling Applications, February 2000.  DOE‐STD‐1129‐2015  51  Technology (TRITIUM 2013) examined the relationship between exchange rate and washout  coefficient26.

The values for parameters (e.g., relative concentration, deposition velocity) selected for use in dose  consequence analyses would  ideally be site‐specific.  In the absence of the data to quantify re‐ emission 0.00 cm/sec should be the default value to be used for deposition velocity.    Another program used primarily for modeling prior to environmental release, the Tritium Migration  Analysis Program (TMAP) 27 was developed by EG&G Idaho, Inc., to dynamically analyze tritium  transport in fusion reactor facilities.  TMAP solves conservation equations for any number of  gaseous species in a system composed of solid structures or walls, and related gas filled enclosures  by including the phenomena of surface molecular dissociation and atomic recombination, bulk  diffusion with the possibility of trapping by material defects produced by neutron damage, chemical  reactions within enclosures, and convective flow between enclosures.  In TMAP, the movement of  hydrogen species across structure surfaces is not only governed by molecular surface kinetics but by  solution laws, such as Sieverts’ or Henry’s laws, or inhibited from crossing the surface.  Movement in  solids (may be a layered composites) is modeled by one‐dimensional Fick’s law of diffusion  equations.  The thermal response of these structures is obtained from the solution of one  dimensional heat conduction equations that account for applied heat or boundary temperature  loadings conditions.  The code was specifically developed to predict the inventories of tritium in and  release from fusion reactor systems that experience both plasma driven permeation at very high  implanted fluxes (1024 ions/m2‐s) and pressure driven permeation at very low tritium pressures (< 10  Pa).  However, it is evident that TMAP has application to a much wider variety of problems, including  modeling experiment facilities developed to measure tritium material transport properties.    TMAP4 can be obtained from the Department of Energy’s (DOE’s) Energy Science and Technology  Software Center (ESTSC).    Several Federal environmental laws (e.g., Comprehensive Environmental Response, Compensation,  and Liability Act (CERCLA),  and the Clean Water Act (CWA)) require that releases of hazardous  substances above reportable quantities (for tritium, this is 100 curies in 24 hours) be reported to the  National Response Center.  In many cases, the curie levels are back‐calculated from offsite dose  receptor requirements.  DOE O 231.1A, DOE M 231.1‐2, DOE O 151.1C, and DOE G 151.1‐4 make  distinctions between “normal” or “routine” releases and “abnormal” or “accidental” releases, and  suggest reporting abnormal or accidental releases, even if they are below Federally permitted levels.                                                                 26 A.V. Golubev et al. The Field Experiments on the HTO Washout from the Atmosphere. Presented at the 10th  International Conference on Tritium Science and Technology (TRITIUM 2013), Nice, France.  27 G. R. Longhurst, D. F. Holland, J. L. Jones, B. J. Merrill, TMAP4 User’s Manual, EGG‐FSP‐10315, Idaho National  Engineering Laboratory, July 1992  DOE‐STD‐1129‐2015  52  3.3.2 Integrated Safety Management     All tritium‐related operations and activities, including design, construction, system acceptance and  turnover, operations, shutdown, deactivation, should follow commitments identified in DOE ISM

directives of the 450.4 series, which were an outgrowth from the Defense Nuclear Facilities Safety  Board (DNFSB) Recommendation 95‐2 Implementation Plan.  The objective of ISMS, as articulated in  48 CFR § 970.5223‐1, Integration of Environment, Safety, and Health into Work Planning and  Execution, is that, in performing work for DOE, the Contractor shall perform work safely, in a  manner that ensures adequate protection for employees, the public, and the environment, and shall  be accountable for the safe performance of work. The Contractor shall exercise a degree of care  commensurate with the work and the associated hazards. The Contractor shall ensure that  management of environment, safety and health (ES&H) functions and activities becomes an integral  but visible part of the Contractor’s work planning and execution processes.       This clause goes on to address ISMS in more detail.  The commitments for ISM follow the seven  Guiding Principles:      1. Line Management Responsibility for Safety;  2. Clearly Defined Roles and Responsibilities;  3. Personnel Competence Commensurate with Responsibilities;  4. Balanced Priorities;  5. Identification of Safety Standards and Requirements;  6. Hazard Controls Tailored to the Work Being Performed;  7. Operations Authorization.      The process for planning and conducting pre‐work hazards analysis for all work operations at tritium  facilities should be consistent with the Guiding Principles listed above and should follow a structured  approach commensurate with the risks and hazards involved.  Several methods for enhanced work  planning and related work planning strategies used throughout the DOE complex follow five steps:        1) Define the Scope of Work;   2) Analyze the Hazards;   3) Develop and Implement Hazard Controls;  4) Perform Work within Controls; and   5) Provide Feedback and Continuous Improvement.        DOE‐STD‐1129‐2015  53  This sequence is one of many ways to ensure a structured approach in work planning with a focus  on worker safety and reduced environmental risks.         3.3.3 Facility Segmentation    Facility segmentation is discussed in DOE‐STD‐1027‐92.  Activities conducted in the same facility may  be separated into different areas for analysis purposes, but only if independence (in accident space)  can be shown.  Potential areas for segmentation include:     Receiving area;    Receiving storage area;    Shipping area;    Shipping storage area;    Tritium unpackaging, handling, and packaging operations;   Low‐level waste accumulation area;    Low‐level waste packaging area; and    Packaged low‐level waste storage area.    The independence of the segments, however, is not easily demonstrated.  Common piping and  heating, ventilation, and air conditioning (HVAC) cannot exist to use this segmentation process.   Additionally, common‐cause initiating events (e.g., fire, seismic) affect multiple segments, thereby  placing an additional burden of proof on the analyst to demonstrate independence.  A successful  segmentation analysis, however, would not affect the applicability of Price‐Anderson enforcement  of the Nuclear Safety Rules to the facility.      DOE‐STD‐1129‐2015  54  3.4 Radiological Material Quantity Limits    3.4.1 Tritium Shipping, Radioactive Material Inventory, Quantity Limits    Once an item has met the DOE and DOT requirements for shipment (e.g., properly packaged,

radioactively surveyed, properly marked, properly completed shipping papers), the item inside the  approved shipping package can be shipped to a new location.    During shipment, the item inside the approved shipping package is expected to be subject to the  normal activities associated with its movement from one location to another; for example, loading  and unloading the package from vehicles, transport to a shipping area, storage in the shipping area  prior to transport, loading and unloading the package onto trucks/trains/airplanes, and storage in  the receiving area after arrival at the new destination.    The packaging required by DOT regulations is designed to protect the workers, the public, and the  environment from the radioactive material during normal package handling, transport, and  shipping/receiving storage.    The applicable requirements for various quantities of tritium for transportation and storage are  roughly as follows:     Limited Quantity (< 21.6 Ci for gas; see Table 7‐1 for solids, liquids, and applicable 49 CFR   Part 173 requirements):  Limited quantities of tritium can be packaged and shipped in strong,  tight containers (paper boxes, paint cans) with proper markings.     Type A Quantity (21.6 to < 1080 Ci):  Type A quantities of tritium use DOT Specification 7A  containers, properly marked and surveyed prior to shipment.  A number of different packages  are available from small cans, 55‐ and 85‐gallon drums, 4 x 4 x 7‐foot steel boxes, up to and  including oversized, specially designed containers.  These containers are relatively inexpensive.     Type B Quantity (> 1080 Ci):  Type B quantities of tritium must be shipped in a certified Type B  package.  There is only a limited number of these Type B packages available for tritium shipment  (e.g., BTSP, UC‐609), and special routing (i.e., prescribed routes employing highway route  control such as using major highways or bypassing cities) is required.     Type B‐Quantity, Low‐Level Radioactive Waste:  For the purposes of storage at the waste site,  Type B‐quantity solid waste can be stored in Type A containers.     At the waste generation location, items containing greater than 1080 Ci of tritium are normally  stored in Type A containers.  Type A containers containing over 1080 Ci must then be placed into  Type B containers for shipping to DOE waste sites.  At the DOE waste site, the Type A containers can  DOE‐STD‐1129‐2015  55  be removed from the Type B package and stored in the Type A package.  This allows the expensive  Type B package to be returned to the shipper and reused for another Type B shipment.  A  radiological materials inventory must still meet the requirements as discussed in Section 3.3.1.b.   Additionally, 10 CFR Part 835 contains labeling requirements.    3.4.2 Tritium Receiving Area, Shipping Area, Quantity Limits    There are no limits (other than local administrative limits) on the inventory of approved containers  that can be stored in a properly marked shipping area, receiving area, shipping storage area, and  receiving storage area.  There are, however, site‐wide limits that may be imposed in the EIS that  could restrict the total inventory quantities.    These areas must be inside an area posted as a Controlled Area, per 10 CFR Part 835.  The  Controlled Area encloses an area posted as a Radioactive Materials Area (RMA).  The Controlled

Area and the RMA can be the same area.  The RMA must be periodically surveyed and appropriately  marked to indicate the nuclear hazard associated with the area.  These areas may have more than  one incoming or outgoing certified package containing Type A or B packages waiting for transport.    3.5 Tritium Unpackaging, Handling, and Packaging Areas, Quantity Limits    The tritium is removed from the specification package/certified package in unpackaging, handling,  and packaging areas, and, as such, these areas if not emcompassed by the nuclear facility  will  be  designated as a nuclear facility (Hazard Cat 2, 3 or less than 3), depending upon the quantity of  tritium in the inventory.  3.6 Tritium Waste Collection and Waste Packaging Area, Quantity Limits    The waste collection/packaging area will have, in process, the collection and packaging of low‐level  waste.  The waste collection/packaging area should likewise be reviewed for designation as a   nuclear facility as defined by the quantity of tritium.    3.7 Tritium Radworker Training     Subpart J of 10 CFR Part 835, Occupational Radiation Protection, requires that individuals complete  radiation safety training commensurate with the hazards in the area and the required controls.   DOE‐STD‐1098‐2008, Radiological Control lists Appendix F of this Standard, “Radiological Training for  Tritium Facilities,” as a reference to be considered in addition to DOE’s core training material for  radiological workers at tritium facilities.  This Appendix provides a recommended implementation  process for conducting the radiation safety training at tritium facilities as required by 10 CFR Part  835 and as recommended in DOE‐STD‐1098‐2008.  DOE‐STD‐1129‐2015  56  3.8 Tritium Focus Group (TFG)    The TFG comprises both DOE Federal and contractor personnel associated with tritium operations.   It was formed in 1991, in response to the Secretary of Energy’s Task Group on tritium operations,  and has expanded in scope and stature since that time.  Its charter is contained in Appendix H.   4.0 FACILITY DESIGN    DOE tritium facilities, as a subset of DOE nonreactor nuclear facilities, must conform to the design  requirements contained in DOE O 420.1C, Facility Safety.  Implementation guidance for this Order  can be found in DOE G 420.1‐1A. The general design philosophy of nuclear facilities in general, and  tritium facilities specifically, follows the tenets of multiple levels of protection; preventive vs.  mitigative design features, passive vs. active safety systems, engineered vs. administrative controls,  and judicious use of zoning throughout the facility.  4.1 Confinement of Tritium Philosophy    It is desirable to have tritium construction projects managed by a team that includes tritium  operations expertise on staff.  The building/systems would be designed to meet the needs of the  user, and costly retrofits after completion could be avoided.    During the first 25 years of tritium technology, the handling techniques in use were designed to  protect the worker from exposure to tritium.  Worker protection was provided primarily by the use  of single‐pass ventilation systems designed to rapidly remove any tritium released in the breathing  space from the area occupied by the workers.  The ventilation gases were released through an  elevated stack at high velocity to massively dilute the gases before they could reach ground level.

Single‐pass ventilation systems and high‐velocity hoods were used extensively and quite successfully  for worker protection during these early years.  These high‐velocity ventilation, high‐velocity air  hood, and elevated release techniques are still used for worker protection, but generally as a  supplement to improved barriers that better protect the environment.    In those early years, the room or building enclosing the tritium activity was equipped with a single‐ pass ventilation system that did not recirculate the air back into the facility.  Outside air was brought  in by the ventilation fans, conditioned for comfort, passed through the building spaces one time,  and was then released to the environment through an elevated stack.  The room air exchange rate  generally accepted to be adequate for worker protection was 6 to 10 room air changes per hour.    The tritium apparatus was enclosed in a high‐velocity air hood, and the worker worked through  gloves in the doors or reached in through hood openings to operate the equipment.  The high‐ velocity air hoods were maintained at a pressure negative to the room spaces, and the natural air  DOE‐STD‐1129‐2015  57  flow was from the room through the hood opening and then out the ventilation duct work and up  the stack to the environment.    Tritium releases that occurred due to normal operations, component failure, and worker error were  inside the hood.  The high‐velocity air flowing through the hood swept any released tritium away  from the worker and out the stack to the environment where the tritium was massively diluted in  concentration.  These techniques protected the worker; however, tritium was released to the  environment.    As concern for the environment increased, tritium technologists first attempted to control releases  by increasing design and material selection requirements, adding and enforcing regulations, and  increasing worker training and awareness.  Time would prove that these techniques, although  helpful, were not completely successful.  The tritium workers were already operating at a high  performance level and the tritium releases associated with equipment design and material selection  were not measurably decreasing as a result of the more stringent design requirements and reviews.   Tritium releases continued to occur.  The expectation of faultless materials and errorless workers  was unrealistic.  By the late 1960s and early 1970s, another philosophy, one of capture,  containment, and cleanup evolved.    4.1.1 Tritium Capture, Contain, and Cleanup Process    The capture, contain, and cleanup process encloses the primary or first wall tritium container inside  a secondary container such as a double‐walled container, glovebox, room, or building so that any  tritium escaping from the primary container is captured in the secondary container.  A tritium  removal system associated with the secondary container then removes the tritium from the  secondary by circulating the captured gases through a cleanup system.    4.1.1.a Containment and Confinement Systems    There are many different technical descriptions of the terms containment and confinement.  The  simple dictionary definitions are:  containment – being contained, which in turn is to hold or  enclose; and confinement – being confined, which in turn is to restrict, to keep within limits.  It is  beneficial to define how these words are used in the tritium field.  In some facilities and

applications, the terms are used interchangeably.  The TFG definitions are defined in Appendix B,  Definitions.  This Standard as noted in the Definitions makes a distinction between these terms as  follows:    Containment system:  A collection of passive barriers that can satisfy a specified leak criterion  without operation of any ancillary equipment.  An example of a containment system is a series of  piping and vessels enclosing tritium gas operations. An example of a simple double containment  system is a container within another container with each container acting as a separate and  DOE‐STD‐1129‐2015  58  independent containment system; more intricate double containment systems have the capability  to monitor the volume between the containers for leak detection of the inner container.    Confinement system:  A collection of barriers that can satisfy a specified leak criterion contingent  upon operation of its ancillary (active) system.  Examples of confinement systems include:  a  glovebox and its associated cleanup system, and a room with its associated cleanup system.    Simply stated, containment consists of some arrangement of physical barriers that do not need any  other equipment or operator action to operate to meet a leak rate criterion, whereas confinement  consists of an arrangement of barriers (any kind) that need an active system or action to meet its  leak rate criterion.  Note that in the context of these definitions, a glovebox with an associated  glovebox cleanup system is a confinement system.  A glovebox structure itself is a containment  system if, and only if, the specified leak criterion can be met by the structure itself.    As mentioned, the terms containment and confinement are not well defined in the DOE complex.   For example, DOE M 435.1‐1 defines confinement as follows:    Confinement:  The control or retention of radioactive materials within a designated  boundary. Primary confinements are process enclosures and other spaces normally  containing radioactive material. Secondary confinement surrounds one or more primary  confinement systems.    Adding to the confusion are requirements for ventilation systems.  DOE G 420.1‐1A for use with DOE  O 420.1C does not define containment or confinement, but defines the terms primary, secondary,  and tertiary “confinement barriers” as:      • Primary confinement.  Provides confinement of hazardous material to the vicinity of its  processing. This confinement is typically provided by piping, tanks, gloveboxes,  encapsulating material, and the like, along with any off‐gas systems that control effluent  from within the primary confinement.    • Secondary confinement.  Consists of a cell or enclosure surrounding the process  material or equipment along with any associated ventilation exhaust systems from the  enclosed area.    • Tertiary confinement.  Typically provided by walls, floor, roof, and associated ventilation  exhaust systems of the facility. It provides a final barrier against the release of  hazardous materials into the environment.      The Guide also references DNFSB/TECH 34, Confinement of Radioactive Materials at Defense  Nuclear Facilities, in which the terms “active confinement” systems and “passive confinement”  DOE‐STD‐1129‐2015  59  systems are discussed.  The terms “active confinement” and “passive confinement” roughly  translate to confinement and containment, respectively, as used in this Standard.

4.1.1.a(1) Primary Containers    Operations are conducted with tritium enclosed inside leak tight primary containers consisting of  parts such as valves, tubing, pipe, components, transducers, pumps, and vessels.  The leak rate of  these primary or first wall containers, at operating pressure, is generally certified to be less than 10‐6  to 10‐7 cm3 of helium per second (cm3 He/sec).  The quantity of tritium released during all normal  operations is extremely small and can be estimated from the engineering specifications.  Many  primary tritium systems are designed with pressure relief protection.  These devices should not  relieve directly into the environment, but rather into holding tanks designed with sufficient capacity  to retain the entire contents of the primary system.    4.1.1.a(2) Secondary Containers    In modern tritium operations, the primary container is enclosed inside a secondary barrier such as a  glovebox.  The secondary system is only exposed to tritium, if it is released from the primary barrier.    Secondary containers in the DOE complex vary in size, shape, leak rate, and quality depending upon  the age, projected use, and the quantity of tritium at risk.  Figure 4‐1 illustrates an example of  secondary containment.      7) Figure 4‐1:  Secondary containment enclosing a primary container filled with tritium inside a  building equipped with single‐pass ventilation to a stack  Room inside building Building Stack Tritium  release  occurs  through  the  stack Primary barrier enclosed in a  secondary confinement  glovebox Glovebox tritium removal system DOE‐STD‐1129‐2015  60  4.1.1.a(2)(a) High‐Quality Secondary Containers    Some operations are equipped with high‐quality, double‐walled pressure vessels.  The outer  pressure vessel is the secondary containment system, and the inner container is the primary  container.  This type of secondary containment system is generally used for storage of large  quantities of tritium of very high quality, and is certified at operating pressure to leak rates of less  than 10‐6 to 10‐7 cm3 He/s.    These high‐quality secondary containment systems safely store any tritium released from the  primary container for several days or weeks without a significant release to its environment.  The  maximum quantity of tritium released from these high‐quality systems during a significant primary  container leak can be accurately estimated from the secondary containment system engineering  specifications.      The space between the primary vessel and the secondary container in these systems is usually  evacuated during service.  If tritium is released into these spaces, there are no dilution gases  present, and the gas leaking from the secondary container is in the same form as the gas in the  primary container.  If the gas released into this high‐quality secondary is 90 percent tritium, less  than 1 Ci of tritium will be released to the surrounding area for each four to 40 storage days.    Following a release into a high‐quality secondary container, the tritium can be recovered by  pumping it from the secondary container into another primary container.  Several days can elapse  during the recovery process without a significant release of tritium to the environment.    4.1.1.a(2)(b) Medium‐Quality Secondary Container    It is not practical or possible to enclose all primary tritium containers inside high‐quality, non‐

diluting, evacuated secondary containers.  Gloveboxes, as discussed in 4.1.1.a, can be utilized in  both secondary containment and secondary confinement systems.  Figure 4‐2 illustrates one  example.      DOE‐STD‐1129‐2015  61        Most primary containers can be enclosed in gloveboxes.  The box gives access to the primary  containers for ease of operation and maintenance.    The leak rate of a glovebox can generally be certified to be no more than 10‐3 to 10‐4 cm3 He/s.  In a  typical working environment, tritium gloveboxes are  operated at near room pressure but slightly  negative, on the order of a few tenths of an inch of water column.  Tritium gloveboxes do not  operate at the large differential pressures common with other gloveboxes through the DOE complex  such as those that house actinides and fission products.  In Tritium gloveboxes it is important to  minimize the in‐leakage of air (oxygen) for flammability concerns (however no gloveboxes have  been operated with positive differential since 1991, when the Tritium Task Group 28 recommended  against this practice which was observed at the Salt Facility at Los Alamos).  The low differential  pressure allows for less potential for in‐leakage than for the larger differentials gloveboxes but the  oxygen monitors in the tritium gloveboxes are usually still credited in the safety basis.  Although the  glovebox is still negative with respect to the room, the tritium levels in the box are usually several  orders of magnitude greater than the tritium levels in the room and, due to the laws of partial  pressures, the movement of tritium due to permeation alone will always be from the box to the  room.  To minimize the permeation of tritium from the box to the room, gloveports should be  covered and evacuated when they are not in use.                                                                 28 U.S Department of Energy, Report of the Task Group on Operation of Department of Energy Tritium  Facilities. October 1991.  8) Figure 4‐2:  Secondary confinement  First wall Primary barrier Secondary barrier Building Stack Volume of  secondary  system  evacuated DOE‐STD‐1129‐2015  62  In addition to oxygen monitors, most tritium gloveboxes are connected to cleanup systems designed  to remove undesired impurities from the glovebox gases and return clean gases back to the box.   One of the undesired impurities is tritium (as T2, HT, and/or HTO) itself.  Although  cleanup systems  are  be designed to remove free tritium down to the part‐per‐million to part‐per‐billion level  the  return gases from such cleanup systems will never be completely devoid of free tritium.  In addition,  cleanup systems designed to remove free tritium from the glovebox gases are not capable of  removing tritium that has plated‐out on the interior surfaces of the glovebox or any of the  equipment that is inside the glovebox.  Thus, when the box is opened to room air for maintenance  purposes, a “puff” type of tritium release will occur, such as that described in Section 2.3.5  “Outgassing”.  The chemical form of the tritium release will be HTO.    Tritium permeation and diffusion through the elastomeric seals and gloves is reasonably well  known, and the tritium released from the glovebox during a primary container leak can be  accurately estimated.    If tritium is released into the glovebox, the gases in the glovebox are mixed with and dilute the

tritium.  The gases leaking from the glovebox are then in the form of tritium mixed with the  glovebox gases.  Assuming a glovebox with a volume of 1 m3 and a release of 10 grams of tritium,  the glovebox concentration following the release will be 0.1 Ci/cm3.  Even at the relatively high leak  rates of 10‐3 to 10‐4 cm3 He/s, approximately 0.1 Ci of tritium will be released for every 1,000 to  10,000 seconds of elapsed time.  This is a release of approximately 1 Ci from the facility stack for  every 3 to 30 storage hours, which generally does not pose a significant health risk.    Following a release into a glovebox, the tritium is recovered in a tritium removal system.  This low‐ level waste is in the form of water contaminated with tritium.  Several hours can elapse during the  recovery process without a significant release of tritium to the environment.    4.1.1.a(2)(c) Low‐Quality Secondary Containers    Other facilities are equipped with lower‐quality systems such as rooms or buildings.  It is difficult to  determine the leak rate of these low‐quality systems and, therefore, it is difficult to estimate the  quantity of tritium that will be released to the environment during a primary container leak.    If the secondary container is a room or building, the ventilation system could be shut off to reduce  the release of the tritium to the environment through the building stack when a release occurs. In  this case the released tritium contaminates the building.  If a tritium cleanup system is available (in a  room or a building), the ventilation system is switched over to the recirculation mode to reduce the  amount of contamination. If a cleanup system is not available then a choice is made (ahead of time  so it is proceduralized and personnel are trained) whether to stack or contain the release.     For example, if there is no cleanup system and the ventilation system is shut off, assuming a 100 m3  (20 × 18 × 10 feet) building and a 1‐gram release to the building, the tritium concentration in the  DOE‐STD‐1129‐2015  63  building gases will be 0.0001 Ci/cm3.  If the building is the containment barrier, it will leak  approximately 5 percent of its volume to the environment per hour; therefore, an environmental  tritium release of 500 Ci/hr will result.  Cleanup of the building also is required in this scenario.    Even with a room or building cleanup system, a substantial fraction of the tritium released from the  primary containment system will be released to the environment before recovery is accomplished  due to the high leak rate of these low quality secondary systems.  However, these low‐quality  systems still have a place in the tritium containment strategy.  These room‐ or building‐type  systems, equipped with high flow rate tritium removal systems, are used in facilities where there are  no other feasible alternatives due to the large size of the equipment being enclosed.     4.1.1.a(3) Primary and Secondary Containers     The container‐within‐a‐container concept introduced above is applied in the tritium community in  various configurations.  Figure 4‐3.a shows a building confinement system.  Figure 4‐3.b shows an  arrangement consisting of a higher‐quality primary container with a lower‐quality secondary  container with indication or sampling capability from the annulus area to help detect whether the  primary is leaking. Before opening the secondary, the annulus area should be sampled and if a

leaking primary is suspected from the sample or from the pressure indicator, then the container is  moved to within a glovebox or compensatory measures taken prior to opening. Depending on the  application and quality of the primary container, the secondary may not need to be a containment  barrier itself.  The secondary’s for high quality primary containers are most often employed as a  physical protection barrier for the primary container.  For example, the LP‐50 SARP29 states…“no  credit is taken for the seal on the shell in the safety analysis and no test of its seal tightness is made.   The secondary vessel is a mechanical protection barrier.  For primary containers of questionable or  low quality, the secondary should provide a containment function as the probability of primary  container failure is higher.”  Section 6.6 discusses the container requirements for interim storage of  tritium/ tritiated materials.                                                                    29 LP‐50 SARP, Safety Analysis Report for Packaging (SARP): USA/9507/BFL (ERDA‐AL), Model AL‐M1, MLM‐ 2447, September 30, 1977.  DOE‐STD‐1129‐2015  64      10) Figure 4‐3.a:  Building confinement system        4.1.2 Tritium Cleanup and Removal Systems    Current designs employ tritium removal systems.  When tritium is released into a secondary, the  associated cleanup system starts, and the gases containing tritium are circulated through the  cleanup system, and the tritium is removed.  See Figure 4‐4 for a diagram of a typical gas‐to‐water  conversion tritium removal system.        Building ventilation  system shuts down  following tritium release  into the building Building Stack Tritium leak paths Primary barrier 9) Figure 4‐3.b:  Typical double  containment configuration  11) Figure 4‐4:  Typical gas‐to‐water tritium removal system flow schematic  DOE‐STD‐1129‐2015  65    If the cleanup system is associated with a high‐quality barrier (leak rate of less than 1 Ci of tritium in  a period of 4 to 40 days), tritium transfers to another container can take several days to complete  without a significant release of tritium to the environment.  If the cleanup system is associated with  a medium quality barrier (leak rate of less than 1 Ci in 3 to 30‐hours), the cleanup system flow rate  needs to be high enough to remove tritium within a few hours in order to prevent a significant  release of tritium to the environment.  If the cleanup system is associated with a low‐quality barrier  (leak rate of 8 Ci or more per minute), the cleanup system flow rate needs to be very high so that  tritium is removed from the gas before it is released to the environment.    The captured tritium is generally removed by circulating the gas through a system that removes  tritium down to the part‐per‐billion level.  Typical present‐day cleanup systems remove tritium  by cracking the molecules on a hot catalyst.  The free hydrogen atoms combine in the catalytic  reactor with the oxygen present to form water.  The tritiated water is then removed from the gas  by molecular sieve traps.  One example of this type of cleanup system that has been used  extensively in several different tritium facilities works as follows:  (1)  Tritium is released into the secondary containment system (i.e., the glovebox) as a result of a  primary system failure  (2)  The cleanup system is started and the tritium‐containing gases captured in the glovebox are

circulated through the cleanup system   (3)  The cleanup system removes the tritium from the gas stream by breaking down the hydrogen  (i.e., H, D, and T) containing molecules on a hot, precious metal catalyst  (4)  The free H, D, and T atoms are recombined with oxygen in the catalytic reactor to form water  vapor  (5)   The hot water vapor is cooled to a suitable temperature by passing the gas stream through one  or more heat exchangers  (6)  The water is removed from the gas stream by passing the gas stream through molecular sieve  traps    Catalyst/molecular sieve tritium removal systems of this type can be very effective. Depending on  the tritiated species, the reduction in tritium concentration for such systems has been measured at  ratios of 10 6 :1 to 10 8 :1 when operated in a once‐through flow mode, in which the gas stream passes  from the glovebox, through the cleanup system, and out the stack to the environment. In most  situations, these types of cleanup systems are operated in the continuous flow mode, where the gas  stream is moved from the glovebox, through the cleanup system, and back to the glovebox. When  operated in the continuous flow mode, these types of cleanup systems can easily reduce the tritium  concentration in the gas stream to the parts‐per‐billion level (i.e., 2.6 mCi/ m 3 ), or lower, as long as  they are operated for a sufficiently long period of time.    DOE‐STD‐1129‐2015  66  The tritium released to the environment during this process is a function of the quantity of tritium  released, the volume and leak rate of the container, and the cleanup rate of the tritium removal  system.    There are several considerations in determining the adequacy of the tritium removal system.  First is  the volume:  the larger the volume, the longer it will take to remove tritium from the gases.  Second  is the tritium removal system flow rate.  This rate affects the time required to remove tritium from  the gases.  The lower the flow rate, the longer it will take to remove tritium from the volume.  Third  is the cleanup rate of the tritium removal system.  This system is typically operated in a recirculating  mode, but may also be operated in a single‐pass mode.  The tritium‐contaminated gases are  pumped through the tritium removal system, and the cleaned gases are either returned to the  volume or released to the environment.    In a large, complex system filled with equipment, it is difficult to know exactly how the returned or  make‐up gases will mix with gas in the system.  The gas exit port should be spaced several feet away  from the return port.  It could be assumed that gas flows through in a slug, like a piston, and that  only a single pass would be required to remove all of the tritium from the gases.  Slug or piston  displacement flow, however, is unlikely, and a more common assumption is to assume that the  incoming tritium free gases exponentially dilute the gases.    If uniform mixing is assumed, the resulting dilution at any time, t, from an initial quantity (Q0) of  tritium due to operation of an air cleanup system can be estimated with standard exponential  methodology.  The return air from the cleanup system is also assumed to be completely detriated.    ܳሺݐሻ ൌ ܳ௢ ݁ିఒ௧    Where ܳ ௢ ൌ ܳሺݐ ൌ  ሻ݋   where λ is the decay constant associated with the ventilation system equal to F/V, where F is the  flowrate of the tritium removal system and V is the volume of the room cleaned.  The graph of an

exponential decay process is illustrated in Figure 4.5.    The quantity of tritium vs time is depicted in terms of time constants τ or 1/λ.  When t = one time  constant, roughly 63% of the tritium in the room as been removed; at 3 time constant, 95% removal  has been achieved.  DOE‐STD‐1129‐2015  67      λ is a combination of three terms:  λR (removal system) λL (leakage) to account for leakage from the  room to the environment and λD (radioactive decay) of tritium in the room, yielding     ܳ௧ ൌ ܳ௢ ݁ି௧ሺఒೃశఒಽశఒವሻ   Since tritium’s radioactive half‐life is 12.3 years, λD is normally ignored; however, as discussed in  section 2.3.5, Outgassing, there could be some situations where outgassing can occur over a number  of months or even years (the Pantex release of 1989 discussed in Section 4.7.7 is an example of this  situation), in which λD can affect the calculated results; however, since ignoring the term is  conservative, there is little need for further consideration here; yielding    ܳ௧ ൌ ܳ௢ ݁ି௧ሺఒೃశఒಽሻ   Note that the terms λR and λL both reduce the quantity of tritium in the room.  In order to reduce  the amount of tritium leaking to the environment for any given room configuration with an  associated leak path factor, the tritium removal system flowrate (F) must be increased.  Design of  room and cleanup systems is an iterative process with a higher flow rate cleanup system  compensating for a leaky room and vice‐versa.    12) Figure 4‐5:  graph of an exponential decay process  0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 0.00 Time t = τ t = 2τ t = 3τ Q(t)/ Qo = e-λt DOE‐STD‐1129‐2015  68  4.1.3 Future Directions in Tritium Removal and Cleanup    Future tritium facilities should analyze the applicability of confinement systems in their facilities.   For example, DOE O 420.1C states,     Confinement design must include the following:    a. For a specific nuclear facility, the number, arrangement, and  characteristics of  confinement barriers as determined on a case‐by  case basis.    b. The type, quantity, form, and conditions for dispersing the  radioactive material in the  confinement system design.    c. An active confinement ventilation system as the preferred design  approach for  nuclear facilities with potential for radiological  release [footnote omitted].  Alternate  confinement approaches may be acceptable if a  technical evaluation demonstrates  that the alternate confinement  approach results in very high assurance of the  confinement of  radioactive materials.    The guidance for confinement ventilation systems and evaluation  of the alternatives, is provided  in DOE Guide (G) 420.1‐1A,  Nonreactor Nuclear Safety Design Guide for Use with DOE O 420.1C,  Facility Safety.    As regulatory release criteria and ALARA concerns are strengthened, the desirability of barriers  increases.  Many past confinement systems were of the glovebox and room or building design.  One  disadvantage of these systems is that tritium is converted to oxide, which must eventually be  handled and disposed (with the attendant risks).  Room‐ or building‐type confinement systems were  used in some tritium facilities such as in the T‐building at Mound, in TFTR at Princeton Plasma  Physics Laboratory (PPPL), and in TSTA and Weapons Engineering Tritium Facility (WETF) at Los  Alamos.  If the system is not very close to 100 percent efficient, the released oxide (which is about

10,000 times more toxic than the gas) could give an overall detriment (e.g., if 10,000 Ci of gas are  collected, but only one Ci of oxide is released by the system, the whole operation is just a draw).   Some current designs, notably the cleanup systems at the SRS H‐Area New Manufacturing Facility,  make use of gettering without oxidation.  The primary advantage of these getter systems is that  tritium is removed and stored in elemental form and is not converted by the tritium removal system  to the more radiotoxic tritiated water.  The application for glovebox atmospheres is good; however,  severe challenges for removing tritium from room atmospheres with the required flow rates, while  not fouling the getters, appear less promising.  Research into other than metal (e.g., fullerene)  gettering material has been sponsored by DOE  in the past; subsequently, fullerenes have been  DOE‐STD‐1129‐2015  69  examined for hydrogen storage for the Hydrogen Economy30.  Results indicate that stored tritium is  stable for almost 10 years.  The Loutfy et al. reference in section 1.4 presents an excellent overview  on fullerenes.     It is possible that advances in design will make room or building‐type confinement systems  desirable, or it may turn out that these cleanup systems in general are found not to be cost‐ effective, and that a better use of resources to decrease environmental releases could be made by  upgrading the existing primary and secondary systems.  Additionally, there may be future glovebox  decisions in which the oxidation process is still chosen over the gettering process due to  programmatic reasons.  There is no compelling agreement at this time to use room or building  cleanup systems.    4.1.4 Inspection and Surveillance Requirements    Instrumentation should be provided to monitor the leak‐tight integrity of process piping, tanks, and  other equipment.  The surveillance measurements may include those of pressure differentials or  flow rates  that relate to the design leak rate.  Radiation monitoring instrumentation may be used to  qualitatively assess changes in leak rate.   4.2 Separation and Purification of Tritium    Isotopes have very similar chemical properties; therefore, their separation is, in general, more  difficult than chemical separation.  Thermal diffusion, fractional absorption, and cryogenic  distillation have been used to separate tritium from protium and deuterium.  Cryogenic distillation is  the most proven separation technology; it is currently used in various locations including the  Darlington Tritium Removal System and is the baseline for ITER.  Cryogenic distillation is truly  continuous and easily scalable.  Gaseous thermal diffusion, especially for smaller scale operations,  has been used successfully in several countries.  Other separation techniques are also in use.   Materials such as palladium were known having hydrogen isotopic effects shortly after the discovery  of deuterium in 1931 and tritium in 1934.  Batch palladium chromatography for hydrogen isotope  separation dates to the 1950s.  However, a “continuous” process using Pd chromatographic  separation did not appear for half a century until Dr. Myung W. Lee of Savannah River National  Laboratory (SRNL, then called SRL) originated the breakthrough concept of a “continuous”  chromatographic separation process in 1979.  The process was successfully developed into a

working unit in the 1980s and subsequently named the Thermal Cycling Absorption Process (TCAP).   Because TCAP demonstrated unequivocal advantages, it has gradually replaced all other separation  processes for hydrogen isotope production and is currently the sole process of purifying tritium at  SRS.                                                                 30 R.O. Loutfy, E. M. Wexler. Feasibility of Fullerene Hydride as a High Capacity Hydrogen Storage Material,  Proceedings of the 2001 DOE Hydrogen Program Review, DOE 2001.  DOE‐STD‐1129‐2015  70  TCAP is a gas chromatograph in principle using palladium in the column packing, but it is unique in  the fact that the carrier gas—hydrogen—is being isotopically separated and the system is operated  in a semi‐continuous manner.  The aspects of hydride technology that provide interim hydrogen  storage, generate pressure, and create a vacuum have been innovatively applied to create the TCAP  process.  During operation, thermal cycling moves gas back and forth in the Pd/k column, achieving  efficient isotope separation at each of the column’s separation stages.    During each cycle, a gas mixture is fed into the Pd/k column, and pure product and raffinate are  withdrawn from the two ends of the column.  The TCAP invention is an engineering achievement  with simple design and advanced control logic and is suitable for radioactive confinement.  A simple  on/off valve is the only mechanical moving part.  The robust design presents features of inherent  safety and extra‐long life.  It can be scaled from very small to large with versatility depending on  throughput.  Testing has demonstrated that TCAP can separate the naturally occurring 150 ppm D2  in a standard hydrogen cylinder, thus producing pure protium.  4.3 Building Ventilation System    If tritium does penetrate its barriers, it can be released into the worker breathing space.  In this  scenario, the ventilation system should be designed to meet the following objectives:     Move released tritium from the worker breathing space as soon as possible;     Minimize the contamination of other areas while moving released tritium;     Release the tritium‐contaminated gases at an elevation and velocity that will result in massive  dilution and mixing with outside air before the tritium reaches ground level.    The ventilation system may  be designed using the following guidelines:     The ventilation system can  be a single‐pass ventilation system.  Outside air is brought in  through a supply fan, conditioned for the comfort of the workers, passes through the ductwork  to the ventilated spaces one time, goes through the exhaust ductwork to an exhaust fan, and is  released to the environment through the facility stack. Room recirculation designs can also be  used in conjunction with single‐pass ventilation systems, the design and desirability of which is  discussed in Sections 4.1.2 and 4.1.3;     The air supply and exhaust systems should be designed to eliminate dead air spaces where  tritium‐contaminated gases may accumulate;     The ventilation system ductwork should not be shared with non‐tritium operations;    DOE‐STD‐1129‐2015  71   To minimize cross‐contamination from one room to another, the exhaust gas from each room  should dump into a central exhaust duct.  Exhaust gases from several rooms should not be  combined before being dumped into the central exhaust duct;  To minimize cross‐contamination from one ventilation function to another, the gases for each  type of function, such as room ventilation, high velocity air hood ventilation, and glovebox  ventilation, from a single room should not be combined until they reach the central exhaust  duct;     To ensure good mixing and dilution by outside air, the exhaust gases should be released to the  environment through an elevated stack at high velocity;     The ventilation system should be designed to use pressure zone co