DE4236815A1 - Verfahren zur Dekontamination von radioaktiv kontaminiertem Material - Google Patents

Description

Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zum Abtrennen und Entfernen radioaktiven Materials von radioaktiv kontaminierten Flächen durch Verwendung von geladenem Wasser an radioaktiv kontaminierten Objekten, die in Kernkraftwerken oder dergleichen vorkom­ men.

Derzeit unterliegt als Verfahren zur Entfernung radioaktiver kontaminierender Stoffe in Kernkraftwerken beispielsweise auf hoher See die Verwendung von chemischen Substanzen wie beispielsweise Säuren, Alkalien und Lösungsmitteln, strengen Beschränkungen. Gründe hierfür sind, daß
(1) in dem Fall, in dem chemische Stoffe verwendet werden, eine Ableitung von radioaktivem Abfall, der die chemischen Stoffe enthält, als Ableitung von Sekundär-Abfall erfolgt und dieser radioaktive Abfall kontrolliert und behandelt werden muß; und
(2) dann, wenn eine im Betrieb stehende Anlage mit chemischen Stoffen dekontaminiert wird, die Möglichkeit besteht, daß die Sicherheit der Anlage beeinträchtigt werden kann, da beispielsweise das Metall-Grundmaterial, das dekontaminiert wird, gelöst wird und seine Dicke verringert wird, oder daß die chemischen Substanzen Korrosionsrisse aufgrund von Spannungen zwischen den Materialkörnchen verursachen und dadurch die Festigkeit des Materials verringern.

Chemische Stoffe, die diese Wirkungen verursachen, schließen anorganische Säuren wie Schwefelsäure und Chlorwasserstoffsäure, alkalische Mittel wie beispielsweise Natrium­ hydroxid und Ammoniumhydroxid, chelatisierende Mittel wie beispielsweise Citronensäure, NTA (Nitrilotriessigsäure) und EDTA (Ethylendiamintetraessigsäure) sowie synthetische Detergenzien ein.

Als ein Mittel zur Dekontamination, das sich nicht irgendwelcher Chemikalien bedient, wurde ein elektrolytisches Polier-Dekontaminationsverfahren entwickelt. Es wird über viele Beispiele in anderen Ländern als Japan berichtet. In diesen Verfahren wird jedoch ein Metall-Grundmaterial, das dekontaminiert wird, ebenfalls gelöst, so daß es so aussieht, daß eine Möglichkeit bleibt, daß die Festigkeit des Materials beeinträchtigt wird. In Kern­ kraftwerken in Japan wurde daher dieses Verfahren praktisch nicht angenommen.

Entsprechend mußte man in herkömmlichen Kernkraftwerken in Japan auf Waschverfahren wie beispielsweise Waschen mit einem Wasserstrahl oder Schrubben zurückgreifen. Derartige Verfahren waren zwar nicht ausreichend in bezug auf eine Waschwirkung, führten jedoch nicht zu der Gefahr einer Korrosion oder Verringerung der Festigkeit des Materials, das dem Waschvorgang unterzogen wurde. Wenn jedoch bei einem Dekontaminationsver­ fahren unter Einwirkung physikalischer Kräfte wie beispielsweise Waschen mit einem Wasserstrahl oder Schrubben der Druck oder die Energie der Verfahrensdurchführung erhöht wird, wird das Grundmaterial abgetragen oder abgeschliffen. Wenn andererseits die Kraft der Einwirkung so ist, daß das Grundmaterial nicht beschädigt wird, können zwar Verunreinigungen wie roter Rost auf der Oberfläche entfernt werden, jedoch kann die Wirkung einer Entfernung auf der Oberfläche haftender Kontamination wie beispielsweise einer fest haftenden, über eine lange Zeitdauer abgelagerten Kontamination kaum erwartet werden.

Es ist offensichtlich, daß Hauptquellen radioaktiver Kontamination in Kernreaktoren ⁶⁰Co, ⁵⁸Co, ⁵⁴Mn usw. sind. Diese sind Metallionen, "Korrosionsprodukte" genannt, die aus dem Material, aus dem die Anlage besteht, in das Primär-Kühlwasser des Kernreaktors gelöst werden. Sie setzen sich als Mischverbindung mit Eisenoxiden schrittweise im Primär-System ab und bilden eine hartnäckige Oxidschicht unter Bedingungen von etwa 280°C und etwa 70 kg/cm²G (Überdruck).

Da also die üblichen Verfahren des Waschens mit einem Wasserstrahl oder des Schrubbens nicht in der Lage sind, diese oxidierte Schicht zu entfernen, und die Sicherheit der Anlage durch Beschädigung oder Abrieb des Grundmaterials nicht gefährdet werden kann, besteht der derzeitige Zustand darin, daß ein Durchspülen der Innenseiten der Rohrleitungen oder eine ähnliche Behandlung das Höchste ist, was durchgeführt wird. Stärker eingreifende Verfahrensmaßnahmen zur Verhinderung einer Ablagerung solch harter Schichten wurden nicht eingeleitet.

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist, ein Verfahren zur Entfernung radioaktiver Kontamination bereitzustellen, worin die mit radioaktiven Materialien kontaminierten Objekte in Kernkraftwerksanlagen, wie beispielsweise radioaktiv kontaminierte Anlagenteile, Rohrleitungen und Gebäude-Materialien, ohne Anwendung von Chemikalien dekontaminiert werden, so daß die Sicherheit der Anlage fortbesteht und die Menge an hergestelltem Sekundär-Abfall verringert wird.

Andere und weitere Aufgaben, kennzeichnende Merkmale und Vorteile der Erfindung ergeben sich offensichtlich aus der nachfolgenden Beschreibung im Zusammenhang mit den beigefügten Zeichnungen.

Fig. 1 zeigt ein Fließbild einer Anlage zur Dekontamination radioaktiv kontaminierter Objekte unter Verwendung von geladenem Wasser gemäß der vorliegenden Erfindung.

Im Rahmen der vorliegenden Erfindung wurde auf verschiedenen Wegen intensiv versucht, die obige Aufgabe zu lösen. Es wurde gefunden, daß dann, wenn ein radioaktiv verseuchtes Material, das eine feste Ablagerung auf der Oberfläche aufweist, mit geladenem Wasser gewaschen wird, die Radioaktivität merklich verringert wird. Dies führte zu der vor­ liegenden Erfindung.

Die vorliegende Erfindung stellt ein Verfahren zur Dekontamination radioaktiv kon­ taminierter Objekte bereit, das dadurch gekennzeichnet ist, daß geladenes Wasser in Kontakt mit dem radioaktiv kontaminierten Objekt gebracht wird. Dadurch werden radioaktive Materialien von den Oberflächen des Objekts abgetrennt und entfernt.

Im allgemeinen sind radioaktive Nuklide, die im Zusammenhang mit der Strahlungsbelastung der Arbeiter in Kernkraftwerken stehen, hauptsächlich ⁶⁰Co, ⁵⁸Co, ⁵⁴Mn und dergleichen. Diese werden im Wasser des Reaktors hergestellt und liegen in einem Zustand vor, daß sie in Feinteilchen aus Eisenoxid, sogenannten "Clad", einschließlich FeO₃, in dem kontaminierten Objekt eingebaut und in einer solchen Weise abgelagert werden, daß einfaches Durchspülen mit Wasser sie nicht entfernen kann.

Gemäß der vorliegenden Erfindung können dadurch, daß man geladenes Wasser in Kontakt mit einem kontaminierten Objekt mit daran abgelagertem radioaktivem Belag (clad) gebracht wird, die oben genannten radioaktiven Nuklide zusammen mit dem Belag von den Oberflächen des kontaminierten Objekts entfernt werden. Geladenes Wasser kann durch jede beliebige Verfahrensweise hergestellt werden, beispielsweise durch ein Entladungsverfahren im Lichtbogen oder ein Elektrolyseverfahren. Eine Beschränkung in bezug auf die Struktur der eingesetzten Vorrichtungen existiert nicht.

Bevorzugte Bedingungen der Herstellung von geladenem Wasser durch ein Elektrolysever­ fahren sind beispielsweise solche, daß die Temperatur im Bereich von gewöhnlicher Temperatur (20°C) bis 50°C liegt, mehr bevorzugt bei gewöhnlicher Temperatur oder bei einer Temperatur in etwa bei gewöhnlicher Temperatur. Der elektrische Strom liegt vorzugsweise bei 0,2 bis 30 A, wobei eine bevorzugte Wasser-Fließgeschwindigkeit 0,1 bis 1 m/s ist. Noch mehr bevorzugt liegt der elektrische Strom bei 5 bis 15 A, wobei eine noch mehr bevorzugte Wasser-Fließgeschwindigkeit 0,75 m/s ist. Es kann Wasser eingesetzt werden, das entweder auf der Anoden-Seite oder auf der Kathoden-Seite erhalten wird, wobei das auf der Kathoden-Seite erhaltene Wasser besonders bevorzugt ist.

Die physikalischen Eigenschaften des geladenen Wassers, das auf diesem Wege erhalten wird, sind nachfolgend aufgezeigt:

(a) Wenn der pH-Wert des geladenen Wassers mittels eines pH-Meters (D-13, hergestellt von der Fa. Horiba, Inc.) gemessen wird, das mit einer Glaselektrode ausgestattet ist, liegt der pH-Wert vor der Elektrolyse bei 7,0 und nach der Elektrolyse bei 3 bis 6.

(b) Wenn die elektrische Leitfähigkeit mittels eines Leitfähigkeit-Meßgerätes gemessen wird (ES-12, hergestellt von der Fa. Horiba, Inc.), das aus einer Standardelektrode (No. 3582-10D) ausgestattet ist, ist die Leitfähigkeit des Wassers vor der Elektrolyse 1 bis 2 µS/cm, und die Leitfähigkeit nach der Elektrolyse liegt bei einem Maximum von 200 µS/cm. Die Leitfähigkeit wird in geeigneter Weise innerhalb dieses Bereichs in Übereinstimmung mit dem Kontaminations-Zustand des Objekts eingestellt.

(c) Der pH-Wert bleibt bei Messung mit Lackmus-Papier (des universell verwendeten Typs; hergestellt von der Fa. Toyo Roshi) nach der Elektrolyse der gleiche wie vor der Elektrolyse und liegt bei einem pH-Wert von 7.

In bezug auf die zur Herstellung des geladenen Wassers einzusetzende Wasser-Qualität ist auszuführen, daß nahezu reines Wassers, wie beispielsweise deionisiertes Wasser, mehr bevorzugt ist, obwohl filtriertes Wasser, welches allgemein erhalten wird, beispielsweise durch Sand filtriertes Regenwasser oder eine wäßrige Lösung mit ungefähr derselben elektrischen Leitfähigkeit wie Leitungswasser, ausreichend ist, um im geladenem Zustand gehalten zu werden. Der pH-Wert von geladenem Wasser, gemessen mit einem pH-Meter, kann 3,0 bis 7,0 sein, vorzugsweise 3,5 bis 5,5 und noch mehr bevorzugt 3,5 bis 4,8. Die elektrische Leitfähigkeit von geladenem Wasser kann 5 bis 200 µS/cm betragen, vorzugs­ weise 20 bis 100 µS/cm und noch mehr bevorzugt 50 bis 70 µS/cm.

In dem vorliegenden Verfahren kann das Waschen eines radioaktiv kontaminierten Objektes mit geladenem Wasser beispielsweise dadurch bewirkt werden, daß man das kontaminierte Objekt in das geladene Wasser eintaucht oder das geladene Wasser im Strahl- oder Sprühnebel auf das kontaminierte Objekt aufgibt. In bezug auf das Durchführen des Waschvorgangs besteht keine besondere Beschränkung.

Bei der praktischen Durchführung ist ein Tauchsystem (zur Batch-weisen Verfahrensführung) geeignet zur Durchführung der Dekontamination einzelner Anlagenteile oder Werkzeuge kleinerer Größe, die eine solche Größe aufweisen, daß man sie in den Dekontaminationstank einbringen kann. Ein System zum Aufsprühen ist für den Fall geeignet, in dem die Innenseite systematischer Rohrleitungen, Vorrichtungen größerer Ausmaße, die Wandungen eines Gebäudes, die Böden oder dergleichen eine große Fläche haben, die dekontaminiert werden muß. Im Fall der Anwendung des Spraysystems ist es empfehlenswert, daß das geladene Wasser unter niedrigem Druck, wie beim Durchspülen, zugeführt wird. Obwohl die Verfahrenszeit der Dekontamination entsprechend dem Kontaminationsgrad und der auf die Oberfläche des kontaminierten Materials aufgebrachten physikalischen Kraft deutlich schwanken kann, liegt beim Eintauchverfahren die Zeit beispielsweise bei 2 bis 4 Stunden für eine anhaftende Kontamination und bei 1 bis 5 Tagen für eine fest aufhaftende Kontamination. Die Verfahrenszeit für das Sprühverfahren liegt beispielsweise bei 20 Minuten bis 1 Stunde für eine anhaftende Kontamination und bei 4 Stunden bis 2 Tagen für eine fest aufhaftende Kontamination.

Obwohl das geladene Wasser nach seiner Anwendung verworfen werden kann, kann das gebrauchte geladene Wasser auch in der Weise wiederverwendet werden, daß man es nach Sammeln und Entfernung der radioaktiven Verunreinigungen mittels eines Filters im Kreislauf zurückführt, da sonst die mit dem Wasser behandelnden Unternehmensteile die finanzielle Last des gebrauchten geladenen Wassers zu tragen hätten. Im letzteren Fall kann (a) die Belastung der Wasserbehandlung mittels eines geschlossenen Systems für das Wasser verringert und (b) eine effiziente Verwendung des geladenen Wassers erreicht werden.

So kann mittels des Filters verhindert werden, daß feine Sand-, Eisenrost- und sonstige Teilchen sowie feine Teilchen radioaktiver Materialien in die Vorrichtung zur Herstellung geladenen Wassers transportiert und dort abgelagert werden.

Man geht davon aus, daß im allgemeinen radioaktive Materialien, die in dem Wassersystem eines Reaktors entstehen, im Zustand feiner Teilchen mit einem mittleren Durchmesser von etwa 30 bis 40 µm oder selbst im Fall kleinster Teilchen von etwa 20 bis 30 µm vorliegen. Daher können sie mittels eines Filters gesammelt werden, das eine Porenweite von 2 bis 3 µm aufweist. Wenn in diesem Fall nur ein Teil der radioaktiven Nuklide ionisiert wird, kann dies dadurch beseitigt werden, daß man das Filtermaterial über ein Ionenaustauschharz schickt, sofern dies erforderlich ist.

Wenn geladenes Wasser separat hergestellt und dem Dekontaminationstank zugeführt wird, erübrigt es sich, darauf hinzuweisen, daß in der Dekontaminationsvorrichtung zur Durchführung des vorliegenden Verfahrens das Material für die Rohrleitungen und die Wandungen so gewählt werden sollte, daß das hergestellte geladene Wasser auf seinem Weg nicht verbraucht wird. Da beispielsweise geladenes Wasser Eisen oder Oxide unter Freisetzung von Eisenionen löst oder die Struktur von dessen Aufbau verändert, sollte dessen Anwendung vermieden werden.

Obwohl Polyethylen und Polypropylen nicht vollumfänglich zufriedenstellend sind, können sie eingesetzt werden, wenn sie nicht für eine zu lange Zeitdauer eingesetzt werden. Als am meisten wünschenswertes Material, das in Kontakt mit dem geladenen Wasser kommt, können fluorhaltige Harze wie beispielsweise Teflon® und nichtrostender Stahl genannt werden.

Obwohl der Mechanismus der Entfernung radioaktiver Materialien von einem radioaktiv kontaminierten Objekt im Rahmen der vorliegenden Erfindung noch nicht vollständig aufgeklärt wurde, besteht folgende Ansicht über die Wirkung im Fall eines radioaktiven Materials, das Eintritt in eine Oxid-Filmschicht gefunden hat: Allgemein besteht die Ansicht, daß Wasser den Durchtritt von Elektrizität ermöglicht. Dies ist zurückzuführen auf die Gegenwart ionischer Substanzen im Wasser. Im Falle von Wasser hoher Reinheit, wie beispielsweise bei hochreinem Wasser, wird die elektrische Leitfähigkeit etwa 0 µS/cm.

Daher ist es in reinem Wasser in einem Zustand niedriger elektrischer Leitfähigkeit für die Wassermoleküle, die Elektronen aufgenommen haben, schwierig, die Ladung wieder abzugeben. Wenn die benachbarten Wassermoleküle insgesamt in geladenem Zustand vorliegen, tritt eine spontane Entladung nicht ohne weiteres auf, so daß der geladene Zustand für eine lange Zeit bestehen bleibt.

Wenn beispielsweise ein Oxidfilm eines Metalloxids wie beispielsweise Fe₂O₃ in Kontakt mit Wasser im geladenen Zustand kommt, wird ein e an das Oxid abgegeben. Die Wasser­ moleküle gehen zurück in den stabilen Zustand, Fe₂O₃ wird von Fe⁺³ zu Fe⁺² reduziert, und die Struktur des Aufbaus des Oxidfilms ändert sich:

Fe⁺³ (Oxid) + e → Fe⁺² (Ion).

Der Oxidfilm wird also denaturiert und leicht ausgewaschen und entfernt. Ein radioaktives Material, das zwischen die Teilchen des Oxids getreten ist, wird gleichzeitig auch entfernt.

Gemäß der vorliegenden Erfindung können radioaktiv kontaminierte Objekte wirksam mit reinem Wasser dekontaminiert werden, ohne daß die Anwendung irgendwelcher Chemikalien oder dergleichen erfolgt. Daher ist das vorliegenden Verfahren in hohem Maße sicher und in der Praxis frei von Problemen. Gemäß der vorliegenden Erfindung läßt sich erwarten, daß das Verfahren in hohem Maße zur Verringerung der radioaktiven Belastung von Arbeitern beitragen kann. Das Verfahren der vorliegenden Erfindung vermag in einfacher Weise die Anwendung eines geschlossenen Systems durch die Zirkulation des Wasser zu realisieren. Dadurch kann die Sicherheit im Hinblick auf die Diffusion radioaktiver Materialien erhöht werden. Dies ist ein ausgezeichneter Effekt.

Nachfolgend wird die vorliegende Erfindung unter Bezug auf die Beispiele genauer beschrieben. Die Erfindung ist jedoch nicht auf diese Beispiele beschränkt.

Fig. 1 ist ein Fließbild für die Durchführung des vorliegenden Dekontaminationsverfah­ rens. Ein kontaminiertes Objekt wird in einem Dekontaminationstank 1 angeordnet, und der Dekontaminationstank wird mit Wasser gefüllt. Das Wasser ist reines Wasser mit einer elektrischen Leitfähigkeit von etwa 2 µS/cm, welches mit einer handelsüblichen Ionenaustau­ scherharz-Säule (des Gemischtbett-Typs) behandelt worden war.

In dem vorliegenden Dekontaminationsverfahren wird die Wassertemperatur allgemein auf etwa 70 bis 90°C angehoben, da die Reaktionsgeschwindigkeit um so höher ist, je höher die Temperatur über der Normaltemperatur liegt. Wenn im Rahmen der vorliegenden Erfindung die Behandlung bei gewöhnlicher Temperatur (20°C), bei 30°C und 50°C durchgeführt wurde, wurde kein großer Unterschied in der Dekontaminationsleistung aufgrund der Temperaturänderung beobachtet. Das Verfahren wurde also bei gewöhnlicher Temperatur durchgeführt.

Das Wasser in dem Dekontaminationstank 1 wird über den Tankboden abgezogen und durch eine Rohrleitung 9, einen Wasserzufuhrtank 2 oder eine Bypass-Abfuhrleitung 10, eine Pumpe 3, in der der Druck angehoben wurde, und ein Filter 4 geleitet und einer Vorrichtung 5 zur Herstellung von geladenem Wasser zugeführt. Die Kapazität der Pumpe ist ausreichend, wenn eine Fließgeschwindigkeit sichergestellt werden kann, bei der frisch geladenes Wasser den Oberflächen des kontaminierten Objekts kontinuierlich mit einem Hub zugeführt werden kann, der größer ist als der Druckverlust des Gesamtverfahrens. In dem Beispiel wurde für die Dekontamination eines kontaminierten Objekts mit einer Oberfläche von 200 cm² eine Pumpe eingesetzt, die einen Hub von 20 m und eine Fließgeschwindigkeit von 100 l/min hatte. Als Filter 4 wurde ein Filter gewählt, das Teilchen einer Größe von 10 µm ausfiltrieren kann.

Die Vorrichtung 5 zur Herstellung von geladenem Wasser war eine Elektrolysevorrichtung. Der Aufbau der Elektrolysevorrichtung zur Herstellung von geladenem Wasser umfaßte eine Ionenmembran 6, eine Anode 7, eine Kathode 8, wobei die beiden Elektroden einander gegenüberstehend mit der Membran 6 zwischen ihnen angeordnet wurden, sowie obere und untere Wasserdüsen. Die Ionenmembran 6 bestand aus Nafion 117 (Warenzeichen, erhältlich von der Firma E. I. Du Pont). Die Anode bestand aus einem Platinnetz, und die Kathode bestand aus netzartigem glasförmigem Graphit.

In dem oben erwähnten Fließbild waren die Elemente der Vorrichtung über Rohrleitungen 9 verbunden, und das hergestellte geladene Wasser wurde dem Dekontamationstank 1 zugeführt. Die Bedingungen der Elektrolyse sind in Tabelle 1 gezeigt.

In dem oben erwähnten Fließbild zeigen die Bezugsziffern 9 und 10 die Hauptrohrleitungen an, die die Vorrichtungen bzw. Bypass-Rohrleitungen miteinander verbinden. Die Bezugsziffern 11 und 12 zeigen Schenkelrohrleitungen (bent pipelines) bzw. Abflußrohrlei­ tungen an. Deren Materialien, die in Kontakt mit Wasser standen, bestanden aus Teflon oder nichtrostendem Stahl.

Unter Berücksichtigung des obigen Fließbilds wurden tatsächlich kontaminierte Objekte in einem Siedewasserreaktor-Kraftwerk unter Bedingungen dekontaminiert, die in Tabelle 1 gezeigt sind. Der pH-Wert lag im Bereich von 3,5 bis 5,5, und der Wert der elektrischen Leitfähigkeit des geladenen Wassers lag im Bereich von 10 bis 15 µS/cm. Die erzielten Ergebnisse sind in Tabelle 1 gezeigt.

Als zu dekontaminierende Objekte, die primär kontaminierte Objekte waren, wurden Rohrleitungen aus dem Hauptstrom (main stream; MS) und Rohrleitungen aus dem Primärkreislauf (primary loop recirculation; PLR) als typische Beispiele eines Kohlenstoff­ stahls bzw. eines nichtrostenden Stahls eingesetzt.

Als zu dekontaminierende Objekte, die sekundär kontaminierte Objekte waren, wurden Schraubenschlüssel, Engländer-Schraubenschlüssel (monkey wrenches), usw., sowie korrodierte Teile von Gerüsten und auf der Innenseite kontaminierte Teile von Schenkelrohr­ leitungen als typische Beispiele für ein Werkzeug, für Kohlenstoffstahl bzw. für nicht­ rostenden Stahl eingesetzt.

Wenn die Dekontaminationswirkung auf der Grundlage der Dosisrate der Oberfläche jedes Objekts und der Verringerung der Radioaktivität des Nuklids bewertet wurde, ließ sich bestätigen, daß im Fall der primär kontaminierten Objekte, bei denen der festsitzende Belag die Hauptkontaminationsquelle ist, die Dekontaminationswirkung bei den Grundmaterialien, d. h. dem Kohlenstoffstahl und dem nichtrostenden Stahl, geringfügig verschieden war. Die Oberflächen-Dosisrate des Kohlenstoffstahls wurde nach 4 Stunden der Dekontamination um 5 bis 10% verringert. Die Oberflächen-Dosisrate des nichtrostenden Stahls wurde nach 28 Stunden der Dekontamination um etwa 30% verringert. Da die kontaminierten Objekte tatsächlich kontaminierte Objekte aus einem Siedewasserreaktor-Kraftwerk waren, war die Oberflächen-Dosisrate der Gesamtwert verschiedener Strahlung aus vielen radioaktiven Nukliden. Da es bekannt ist, daß Hauptnuklide, die für die Dosisrate verantwortlich sind, Co und Mn sind, wie es oben bereits festgestellt wurde, wurde die Dekontaminationsleistung für jedes dieser Nuklide analysiert. Lm Fall des Kohlenstoffstahls (MS-Typ) betrug die Reduktion der Radioaktivität bei ⁵⁴Mn 50% oder mehr, und die Verringerung der Radioaktivität für ⁶⁰Co betrug etwa 20%.

Im Fall von nichtrostendem Stahl (PLR-Typ) betrug in ähnlicher Weise die Verringerung der Radioaktivität von ⁵⁴Mn etwa 90%, und die Verringerung der Radioaktivität von ⁶⁰Co betrug etwa 30%.

Wenn andererseits im Falle der sekundär kontaminierten Objekte, an denen radioaktiver Belag anhängt, Werkzeuge wie beispielsweise Schraubenschlüssel und Engländer- Schraubenschlüssel, deren Handgriffe oder Gewindeteile in einer Höhe von etwa 1.000 bis 2.000 cpm (Zähleinheiten pro Minute) kontaminiert waren, 4 Stunden lang dekontaminiert wurden, wurde die Dosisrate eines jeden Werkzeugs bis zum Untergrundniveau verringert (Untergrund, back ground; B. G.: Niveau der natürlichen Strahlungsdosis).

Im Fall korrodierter Teile von Gerüsten, wie sie als typische Beispiele für Kohlenstoffstahl verwendet worden waren, da radioaktive Ablagerungen in die rauhen Schichten von Eisenrost eindrangen, verringerten 4 Stunden Dekontamination die Dosisrate um etwa 30%.

Wenn die Ablagerungen auf den Innenflächen der Schenkelrohre von Rohrleitungen des Primärkreislaufs als typische Beispiele von kontaminiertem, nichtrostendem Stahl dekontaminiert wurden, verringerten 4 Stunden der Dekontamination die Dosisrate um etwa 50%.

Die vorliegende Erfindung wurde in dem obigen Beispiel praktisch durchgeführt. Es kann erwartet werden, daß die Dosisraten einer Anlage um wenigstens 20 bis 30% oder sogar um 50% oder mehr, verringert werden können, abhängig vom Zustand der anhaftenden Verunreinigung. Mit anderen Worten: Die Strahlenbelastung eines Arbeiters in einem Werk kann um 20 bis 30% verringert oder sogar halbiert werden.

Die Erfindung wurde oben unter Bezugnahme auf eine besondere Ausführungsform beschrieben. Es ist jedoch beabsichtigt, daß die Erfindung nicht auf irgendeine der Einzelheiten der Beschreibung beschränkt wird, solange dies nicht besonders dargelegt wird, sondern sollte im Rahmen der beigefügten Ansprüche als breit angelegt angesehen werden.

Claims (11)

1. Verfahren zur Dekontamination eines radioaktiv kontaminierten Objekts, dadurch gekennzeichnet, daß geladenes Wasser in Kontakt mit dem radioaktiv kontaminierten Objekt gebracht wird, wodurch man radioaktive Materialien von den Oberflächen des Objekts abtrennt und entfernt.

2. Verfahren nach Anspruch 1, worin das radioaktiv kontaminierte Objekt ein radioaktiv kontaminiertes Objekt ist, das in einem Kernkraftwerk vorkommt.

3. Verfahren nach Anspruch 1 oder Anspruch 2, worin das radioaktiv kontaminierte Objekt ein radioaktiv kontaminiertes Objekt ist, das in Kernkraftwerken des Siedewasserkreislauf- Typs vorkommt.

4. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, worin das gebrauchte geladene Wasser, das die entfernten, radioaktiv kontaminierten Materialien enthält, nach Durchführung einer Filterbehandlung erneut als geladenes Wasser verwendet wird.

5. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, worin das geladene Wasser durch eine Verfahrensweise unter Entladung eines Lichtbogens hergestellt wird.

6. Verfahren nach irgendeinem der Ansprüche 1 bis 4, worin das geladene Wasser durch ein Elektrolyseverfahren hergestellt wird.

7. Verfahren nach Anspruch 6, worin das Elektrolyseverfahren unter Anwendung eines elektrischen Stroms von 0,2 bis 30 A und einer Temperatur von 20 bis 50 °C durchgeführt wird.

8. Verfahren nach Anspruch 6, worin das geladene Wasser an der Kathode erhalten wird.

9. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 8, worin das geladene Wasser unter Verwendung von deionisiertem Wasser als Rohmaterial erhalten wird.

10. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 9, worin die kontaminierten Objekte in das geladene Wasser eingetaucht werden.

11. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 10, worin das geladene Wasser mit dem radioaktiv kontaminierten Objekt durch Aufstrahlen oder Aufsprühen des geladenen Wassers auf das kontaminierte Objekt in Kontakt gebracht wird.