JP2003529048A - 加圧水型原子炉におけるスラッジ除去方法 - Google Patents
加圧水型原子炉におけるスラッジ除去方法Info
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Abstract
(57)【要約】
加圧水型原子炉蒸気発生器が、約100〜177℃(212〜350°F)の温度でオフラインの状態になったときに、加圧水型原子炉蒸気発生器の二次側から金属酸化物スラッジ堆積物を除去する新規な方法が、開示される。本方法は、加圧水型原子炉蒸気発生器がオフラインの状態になったときに、下記構造式(1)により表されるポリマー分散剤を加圧水型原子炉蒸気発生器の二次側の水に射出することを含む:
【化1】
式中、R1は炭素原子1〜約6の低級アルキルであり、XはOHもしくはOM(ここではMは陽イオンである)である。
Description
【0001】
発明の分野
本発明は、反応炉がオフラインの状態になったときに、スラッジ除去を促進す
る加圧水型原子炉の二次側のための添加剤に関する。
る加圧水型原子炉の二次側のための添加剤に関する。
【0002】
発明の背景
本発明は、特定のポリマー分散剤を利用して、加圧原子炉蒸気発生器の二次側
にある蒸気発生器チューブからスラッジ堆積物を除去するための新規な方法およ
び材料に関する。
にある蒸気発生器チューブからスラッジ堆積物を除去するための新規な方法およ
び材料に関する。
【0003】
蒸気発生器の二次側内にある金属酸化物/スラッジの蓄積から生じる結果は、
発生プラントからの損失電気出力をもたらす蒸気出力の低下、低蒸気および電気
出力をもたらす蒸気発生器内の水位変動の増大、ならびに二次水からの溶解化学
種の濃度による熱交換器内の腐蝕堆積物の開始である。これらのスラッジ堆積物
は、主として鉄酸化物の種々の形であるが、銅、クロム、ニッケルおよび亜鉛な
どの他の金属も、存在し得る。加圧原子炉蒸気発生器の二次側内の腐蝕は、蒸気
発生器そのものが1つのプラントにつきおよそ2億ドルの費用で取り替えられな
い限り、損失伝熱もしくは流れ不均衡ゆえに、最終的にチューブの閉塞およびス
リービング(sleeving)、ならびに結果として電気出力損失をもたらしかねない
。
発生プラントからの損失電気出力をもたらす蒸気出力の低下、低蒸気および電気
出力をもたらす蒸気発生器内の水位変動の増大、ならびに二次水からの溶解化学
種の濃度による熱交換器内の腐蝕堆積物の開始である。これらのスラッジ堆積物
は、主として鉄酸化物の種々の形であるが、銅、クロム、ニッケルおよび亜鉛な
どの他の金属も、存在し得る。加圧原子炉蒸気発生器の二次側内の腐蝕は、蒸気
発生器そのものが1つのプラントにつきおよそ2億ドルの費用で取り替えられな
い限り、損失伝熱もしくは流れ不均衡ゆえに、最終的にチューブの閉塞およびス
リービング(sleeving)、ならびに結果として電気出力損失をもたらしかねない
。
【0004】
再循環蒸気発生器の二次側からの懸濁及び溶解した不純物の除去に利用される
主要技術には、連続的もしくは周期的ベースで、ブローダウン系によって運転中
に蒸気発生器から水の一部を除去することが含まれる。典型的には、ブローダウ
ン系は、運転中に再循環原子炉系発生器に入る全金属酸化物および不純物の最高
10%を除去するにすぎず、残りの金属酸化物および不純物は、再循環原子炉蒸
気発生器の二次側内に蓄積、堆積し続ける。この堆積は、原子炉蒸気発生器の二
次側の圧力損失、レベル変動および腐蝕をもたらしかねない。
主要技術には、連続的もしくは周期的ベースで、ブローダウン系によって運転中
に蒸気発生器から水の一部を除去することが含まれる。典型的には、ブローダウ
ン系は、運転中に再循環原子炉系発生器に入る全金属酸化物および不純物の最高
10%を除去するにすぎず、残りの金属酸化物および不純物は、再循環原子炉蒸
気発生器の二次側内に蓄積、堆積し続ける。この堆積は、原子炉蒸気発生器の二
次側の圧力損失、レベル変動および腐蝕をもたらしかねない。
【0005】
いくつかの機械的および化学的方法が、系が運転停止状態に近いか、もしくは
その状態のときに、原子炉蒸気発生器の二次側内からの金属酸化物もしくは不純
物を除去するために提案されてきた。これらの方法の1つは、原子炉蒸気発生器
の下方チューブシートからゆるく付着した酸化物堆積物およびスラッジをフラッ
シュするために、高圧水を用いる運転停止でのスラッジ切除を利用する。このプ
ロセスは、典型的に上側チューブ支持プレート内の腐蝕の堆積に向けられておら
ず、原子炉蒸気発生器の二次側の目詰まりした隙間を洗浄しない。このプロセス
により除去される金属酸化物もしくは腐蝕生成物のパーセンテージは、典型的な
18ヶ月燃料サイクルで原子炉蒸気発生器に入る全酸化物の約2%である。スラ
ッジ切除を完了する費用は、典型的な4ループプラントで18ヶ月燃料サイクル
につきおよそ35万ドルである。
その状態のときに、原子炉蒸気発生器の二次側内からの金属酸化物もしくは不純
物を除去するために提案されてきた。これらの方法の1つは、原子炉蒸気発生器
の下方チューブシートからゆるく付着した酸化物堆積物およびスラッジをフラッ
シュするために、高圧水を用いる運転停止でのスラッジ切除を利用する。このプ
ロセスは、典型的に上側チューブ支持プレート内の腐蝕の堆積に向けられておら
ず、原子炉蒸気発生器の二次側の目詰まりした隙間を洗浄しない。このプロセス
により除去される金属酸化物もしくは腐蝕生成物のパーセンテージは、典型的な
18ヶ月燃料サイクルで原子炉蒸気発生器に入る全酸化物の約2%である。スラ
ッジ切除を完了する費用は、典型的な4ループプラントで18ヶ月燃料サイクル
につきおよそ35万ドルである。
【0006】
原子炉蒸気発生器の二次側から運転停止後金属酸化物/スラッジを除去するた
めに提案された別の方法は、バンドルフラッシュプロセスである。このプロセス
は、上側チューブ支持プレートからゆるいスラッジを除去するために、再循環原
子炉蒸気発生器の上方部分からフラッシュ水を注ぐことを必要とする。バンドル
フラッシュプロセスの費用は、1回の適用につきおよそ50万ドルであるが、こ
のプロセスは、柔らかい、ゆるく付着したスラッジを除去するだけで、伝熱表面
に強固に付着したスラッジを除去しない。さらに、伝熱構造内の小さな隙間は、
このプロセスではまったく洗浄されない。したがって、このプロセスは、限られ
た価値しかなく、伝熱構造内の強固に付着した堆積物もしくは妨害物除去の問題
を克服していない。
めに提案された別の方法は、バンドルフラッシュプロセスである。このプロセス
は、上側チューブ支持プレートからゆるいスラッジを除去するために、再循環原
子炉蒸気発生器の上方部分からフラッシュ水を注ぐことを必要とする。バンドル
フラッシュプロセスの費用は、1回の適用につきおよそ50万ドルであるが、こ
のプロセスは、柔らかい、ゆるく付着したスラッジを除去するだけで、伝熱表面
に強固に付着したスラッジを除去しない。さらに、伝熱構造内の小さな隙間は、
このプロセスではまったく洗浄されない。したがって、このプロセスは、限られ
た価値しかなく、伝熱構造内の強固に付着した堆積物もしくは妨害物除去の問題
を克服していない。
【0007】
隙間(Crevis)フラッシュ技術が、沸点以上、不活性雰囲気過圧力で原子炉蒸
気発生器の二次側を加熱し、ついでこの過圧力を解除することにより密閉もしく
は充填隙間を開く、あるいは洗浄する試みで提案されてきた。隙間フラッシュプ
ロセスは、原子炉蒸気発生器内の隙間から不純物をいわれたとおりにフラッシュ
する沸騰作用をもたらす。しかし、この方法は、限られた有効性を示しただけで
、非常に時間を食い、それにより中断時間を長びかせ、電気産業に費用を追加さ
せる。
気発生器の二次側を加熱し、ついでこの過圧力を解除することにより密閉もしく
は充填隙間を開く、あるいは洗浄する試みで提案されてきた。隙間フラッシュプ
ロセスは、原子炉蒸気発生器内の隙間から不純物をいわれたとおりにフラッシュ
する沸騰作用をもたらす。しかし、この方法は、限られた有効性を示しただけで
、非常に時間を食い、それにより中断時間を長びかせ、電気産業に費用を追加さ
せる。
【0008】
化学浸漬技術が、原子炉蒸気発生器内のゆるいスラッジおよびゆるく付着した
堆積物除去を促進するために、運転停止間の使用に提案されてきた。化学浸透は
、ジメチルアミンおよびモルホリンなどのアミンを用いる。これらの化学浸透は
、ゆるく付着した堆積物の除去に限られた有効性を示し、除去された金属酸化物
の量もしくはパーセンテージは、受容できるものではない。このプロセスの利点
は、費用が少ないことであり、この方法に不利は、プロセスが時間を食い、有効
性および除去金属酸化物の量が、満足いかないものであることである。
堆積物除去を促進するために、運転停止間の使用に提案されてきた。化学浸透は
、ジメチルアミンおよびモルホリンなどのアミンを用いる。これらの化学浸透は
、ゆるく付着した堆積物の除去に限られた有効性を示し、除去された金属酸化物
の量もしくはパーセンテージは、受容できるものではない。このプロセスの利点
は、費用が少ないことであり、この方法に不利は、プロセスが時間を食い、有効
性および除去金属酸化物の量が、満足いかないものであることである。
【0009】
圧力パルス洗浄もしくは水スラッピングは、原子炉蒸気発生器の上方チューブ
もしくはチューブ支持プレートからゆるく付着したスラッジを除去するために供
給停止もしくは運転停止の間に利用される機械的方法である。スラッジもしくは
堆積物は、二次側の水を所望レベルまで上げ、ついで窒素などの高圧ガスを水に
射出することにより除去される。ガスが水面に近づくと、泡の破裂が、限られた
量のゆるく付着したスラッジもしくは酸化物堆積物を部分的に除去する。この技
術は、原子炉蒸気発生器内に付着した金属酸化物全量の5〜15%から除去され
る金属酸化物の量を増加させる得るが、この方法は、硬質の堆積物を除去しない
し、金属酸化物/スラッジもしくは他の腐蝕が充填した隙間を開かない。圧力パ
ルス洗浄の費用は、典型的には1ユニットにつき20万〜60万ドルである。そ
のような洗浄は、1〜4再燃料補給サイクルで用いることが勧められる。
もしくはチューブ支持プレートからゆるく付着したスラッジを除去するために供
給停止もしくは運転停止の間に利用される機械的方法である。スラッジもしくは
堆積物は、二次側の水を所望レベルまで上げ、ついで窒素などの高圧ガスを水に
射出することにより除去される。ガスが水面に近づくと、泡の破裂が、限られた
量のゆるく付着したスラッジもしくは酸化物堆積物を部分的に除去する。この技
術は、原子炉蒸気発生器内に付着した金属酸化物全量の5〜15%から除去され
る金属酸化物の量を増加させる得るが、この方法は、硬質の堆積物を除去しない
し、金属酸化物/スラッジもしくは他の腐蝕が充填した隙間を開かない。圧力パ
ルス洗浄の費用は、典型的には1ユニットにつき20万〜60万ドルである。そ
のような洗浄は、1〜4再燃料補給サイクルで用いることが勧められる。
【0010】
最後に、低温もしくは高温での化学的洗浄方法および化学的に強化された圧力
パルス洗浄の使用は、原子炉蒸気発生器内の金属酸化物堆積物を溶解する特定の
有機材料を利用するプロセスである。洗浄溶液は、金属酸化物堆積物を溶解し、
古洗浄溶液は、加工されて適当に処分されなければならない。化学的洗浄プロセ
スは、原子炉蒸気発生器内に含まれる特定の金属酸化物を除去するために選ばれ
得る。化学的洗浄プロセスの変形には、不活性雰囲気下で液体沸騰温度以上の洗
浄溶液の加熱、ついでクラックおよび隙間内で沸騰を強いるための圧力解除、な
らびに洗浄溶液の循環および移動を促進するためのパルス洗浄技術の使用が含ま
れる。化学的洗浄プロセスは、再循環蒸気発生器の二次側内の金属酸化物/スラ
ッジ堆積物を実質的に100%除去するが、1回の洗浄につき5百万〜1千万ド
ルの費用がかかる。運転中の核発生プラントの多くが、その寿命の間に少なくと
も1回は化学的洗浄を必要とし得る。
パルス洗浄の使用は、原子炉蒸気発生器内の金属酸化物堆積物を溶解する特定の
有機材料を利用するプロセスである。洗浄溶液は、金属酸化物堆積物を溶解し、
古洗浄溶液は、加工されて適当に処分されなければならない。化学的洗浄プロセ
スは、原子炉蒸気発生器内に含まれる特定の金属酸化物を除去するために選ばれ
得る。化学的洗浄プロセスの変形には、不活性雰囲気下で液体沸騰温度以上の洗
浄溶液の加熱、ついでクラックおよび隙間内で沸騰を強いるための圧力解除、な
らびに洗浄溶液の循環および移動を促進するためのパルス洗浄技術の使用が含ま
れる。化学的洗浄プロセスは、再循環蒸気発生器の二次側内の金属酸化物/スラ
ッジ堆積物を実質的に100%除去するが、1回の洗浄につき5百万〜1千万ド
ルの費用がかかる。運転中の核発生プラントの多くが、その寿命の間に少なくと
も1回は化学的洗浄を必要とし得る。
【0011】
天然産ポリマー分散剤は、1,900年代初期から化石燃料蒸気発生器内のス
ラッジ堆積物の付着を最小限度にするために用いられており、近年は、合成ポリ
マーが、化石燃料蒸気発生器における金属酸化物分散およびスラッジの状態調節
のために利用されている。鉄系スラッジに対するこれらのポリマーの使用効果は
、決して最適ではない(HTP−2,A New Iron Dispersa nt for Medium to High Pressure Indus trial Boilers 、S.BoyetteおよびF.Elliot、I
nternational Water Conference、1982年1
0月を参照されたい)。かくて、精巧な機械的方法の支出なしに、蒸気発生器か
ら除去される鉄系スラッジの量に実質的な改善を与える分散剤に対する需要が存
在する。
ラッジ堆積物の付着を最小限度にするために用いられており、近年は、合成ポリ
マーが、化石燃料蒸気発生器における金属酸化物分散およびスラッジの状態調節
のために利用されている。鉄系スラッジに対するこれらのポリマーの使用効果は
、決して最適ではない(HTP−2,A New Iron Dispersa nt for Medium to High Pressure Indus trial Boilers 、S.BoyetteおよびF.Elliot、I
nternational Water Conference、1982年1
0月を参照されたい)。かくて、精巧な機械的方法の支出なしに、蒸気発生器か
ら除去される鉄系スラッジの量に実質的な改善を与える分散剤に対する需要が存
在する。
【0012】
ホスホネート含有ポリマーは、十分粉末化された化石燃料蒸気発生器に分散剤
として永年用いられてきたが、それらは、運転温度で軟鋼表面上のホスホネート
の腐蝕反応に関する懸念ゆえに、原子炉蒸気発生器には用いられなかった。これ
らのホスホネート腐蝕効果は、約177℃(350°F)以上の温度でのみ重要
であることが示されてきた(Investigation of Phosph ate−Sludge Interaction 、EPRI Report N
P−2963、1983年3月参照)。
として永年用いられてきたが、それらは、運転温度で軟鋼表面上のホスホネート
の腐蝕反応に関する懸念ゆえに、原子炉蒸気発生器には用いられなかった。これ
らのホスホネート腐蝕効果は、約177℃(350°F)以上の温度でのみ重要
であることが示されてきた(Investigation of Phosph ate−Sludge Interaction 、EPRI Report N
P−2963、1983年3月参照)。
【0013】
発明の要約
本発明の1つの目的は、発生器がオフラインの状態になったときに、原子炉蒸
気発生器の二次側内のスラッジ、腐蝕もしくは金属酸化物堆積物を除去する方法
およびプロセスを提供することである。
気発生器の二次側内のスラッジ、腐蝕もしくは金属酸化物堆積物を除去する方法
およびプロセスを提供することである。
【0014】
本発明は、発生器がオフラインの状態になったときに、原子炉蒸気発生器の二
次側内で金属酸化物およびスラッジの堆積物を除去するために選ばれた分散剤の
利用に関する。ポリマー分散剤は、下記構造式により表される繰返し単位もしく
はコポリマー単位を有するホモポリマーおよびコポリマーからなる群より選ばれ
る:
次側内で金属酸化物およびスラッジの堆積物を除去するために選ばれた分散剤の
利用に関する。ポリマー分散剤は、下記構造式により表される繰返し単位もしく
はコポリマー単位を有するホモポリマーおよびコポリマーからなる群より選ばれ
る:
【0015】
【化2】
【0016】
式中、R1は炭素原子数1〜約6の低級アルキルであり、XはOHもしくはOM
(Mは陽イオンである)である。好ましいポリマーは、ポリ(イソプロペニルホ
スホン酸)、すなわち、R1=CH3、およびX=OHである。
(Mは陽イオンである)である。好ましいポリマーは、ポリ(イソプロペニルホ
スホン酸)、すなわち、R1=CH3、およびX=OHである。
【0017】
ホスホネート系試薬は、100℃(212°F)未満の温度では効果のない金
属酸化物およびスラッジの分散剤であることが発見された。しかし、それらが、
100℃(212°F)以上であるが177℃(350°F)以下の温度で運転
停止中適用されると、発生器内で軟鋼表面の腐蝕を起こすことなく、従来のカル
ボキシレート系分散剤よりもはるかに有効な鉄分散剤である。
属酸化物およびスラッジの分散剤であることが発見された。しかし、それらが、
100℃(212°F)以上であるが177℃(350°F)以下の温度で運転
停止中適用されると、発生器内で軟鋼表面の腐蝕を起こすことなく、従来のカル
ボキシレート系分散剤よりもはるかに有効な鉄分散剤である。
【0018】
好ましい実施態様の詳細な説明
加圧水型原子炉発電所で、反応炉は、蒸気発生器に接続され、そこで反応炉か
らの熱は、蒸気発生器内の熱交換器を通って導かれる。反応炉は、蒸気発生器の
蒸気ドラム部分で蒸気発生器の二次側に入る給水を加熱して飽和蒸気を生成し、
それは、タービンおよび発生器を駆動するために二次側から導かれる。タービン
を出る使用済蒸気は、真空下に冷却器に向けられ、そこで循環蒸気/給水が冷却
される。冷却された給水は、冷却器を出て、再循環給水を加熱するための一連の
抽出器ならびに低圧および高圧加熱器を通過する。ブローダウンは、原子炉蒸気
発生器内に蓄積する不純物の除去を容易かつ可能にするために、原子炉蒸気発生
器の下方二次側を出る。原子炉蒸気発生器の二次側を出るブローダウン材料は、
一連のろ過手段によりろ過され、さらなる精製のために真空下に冷却器に戻され
、原子炉の二次側に供給水として戻される。代替として、ブローダウン材料を、
種々のろ過手段に導き、そこで排出を可能とするために処理してもよい。
らの熱は、蒸気発生器内の熱交換器を通って導かれる。反応炉は、蒸気発生器の
蒸気ドラム部分で蒸気発生器の二次側に入る給水を加熱して飽和蒸気を生成し、
それは、タービンおよび発生器を駆動するために二次側から導かれる。タービン
を出る使用済蒸気は、真空下に冷却器に向けられ、そこで循環蒸気/給水が冷却
される。冷却された給水は、冷却器を出て、再循環給水を加熱するための一連の
抽出器ならびに低圧および高圧加熱器を通過する。ブローダウンは、原子炉蒸気
発生器内に蓄積する不純物の除去を容易かつ可能にするために、原子炉蒸気発生
器の下方二次側を出る。原子炉蒸気発生器の二次側を出るブローダウン材料は、
一連のろ過手段によりろ過され、さらなる精製のために真空下に冷却器に戻され
、原子炉の二次側に供給水として戻される。代替として、ブローダウン材料を、
種々のろ過手段に導き、そこで排出を可能とするために処理してもよい。
【0019】
蒸気発生器の二次側から酸化物/スラッジおよび不純物を除去するブローダウ
ン方法は、原子炉蒸気発生器の二次側内に蓄積する全金属酸化物/スラッジの約
10%以下を除去するにすぎない。本発明は、選ばれたポリマー分散剤を利用し
、それは、発生器がオフラインの状態になったときに、原子炉蒸気発生器の二次
側に入る給水に添加されると、原子炉蒸気発生器の二次側からの金属酸化物/ス
ラッジの除去を有意に促進する。ポリマー分散剤は、原子炉蒸気発生器の二次側
が100〜177℃(212〜350°F)の温度範囲にある間に添加される。
ン方法は、原子炉蒸気発生器の二次側内に蓄積する全金属酸化物/スラッジの約
10%以下を除去するにすぎない。本発明は、選ばれたポリマー分散剤を利用し
、それは、発生器がオフラインの状態になったときに、原子炉蒸気発生器の二次
側に入る給水に添加されると、原子炉蒸気発生器の二次側からの金属酸化物/ス
ラッジの除去を有意に促進する。ポリマー分散剤は、原子炉蒸気発生器の二次側
が100〜177℃(212〜350°F)の温度範囲にある間に添加される。
【0020】
本発明に利用されるポリマー分散剤およびスラッジコンディショナーは、下記
構造式により表される反復ユニットを有するホモポリマーである:
構造式により表される反復ユニットを有するホモポリマーである:
【0021】
【化3】
【0022】
式中、R1は炭素原子1〜約6の低級アルキルであり、XはOHもしくはOM(
Mは陽イオンである)である。好ましいポリマーは、ポリ(イソプロペニルホス
ホン酸)(PIPPA)、すなわち、R1=CH3、およびX=OHである。
Mは陽イオンである)である。好ましいポリマーは、ポリ(イソプロペニルホス
ホン酸)(PIPPA)、すなわち、R1=CH3、およびX=OHである。
【0023】
発生器がオフラインの状態になったときに、日常維持として原子炉蒸気発生器
の二次側への本発明のポリマー分散剤およびスラッジコンディショナーの添加は
、二次水系における表面からのスラッジ除去を有意に促進するであろう。ポリマ
ー分散剤およびスラッジコンディショナーは、発生器がオフラインの状態になり
、かつ100〜177℃(212〜350°F)の温度にあるときに、発生器の
二次側に添加される。この温度範囲内で、本発明のポリマー分散剤は、軟鋼表面
の腐蝕の一因となることなく金属酸化物スラッジを分散することに有効であるこ
とが発見された。
の二次側への本発明のポリマー分散剤およびスラッジコンディショナーの添加は
、二次水系における表面からのスラッジ除去を有意に促進するであろう。ポリマ
ー分散剤およびスラッジコンディショナーは、発生器がオフラインの状態になり
、かつ100〜177℃(212〜350°F)の温度にあるときに、発生器の
二次側に添加される。この温度範囲内で、本発明のポリマー分散剤は、軟鋼表面
の腐蝕の一因となることなく金属酸化物スラッジを分散することに有効であるこ
とが発見された。
【0024】
反応炉がオフラインの状態になり、約100〜177℃(212〜350°F
)の温度にあるとき、反応炉の二次側への本発明のスラッジコンディショナーの
添加は、ゆるい金属酸化物スラッジおよび硬質の金属酸化物スラッジの両方の状
態調節を与えて、従来の技術による除去をかなりより有効にする。本発明のスラ
ッジコンディショナーは、二次側で約1〜約1000ppm以下、好ましくは約
5〜約100ppmの水レベルで添加できる。
)の温度にあるとき、反応炉の二次側への本発明のスラッジコンディショナーの
添加は、ゆるい金属酸化物スラッジおよび硬質の金属酸化物スラッジの両方の状
態調節を与えて、従来の技術による除去をかなりより有効にする。本発明のスラ
ッジコンディショナーは、二次側で約1〜約1000ppm以下、好ましくは約
5〜約100ppmの水レベルで添加できる。
【0025】
本発明を、特定の実施態様について説明したが、本発明の多くの他の形および
改変が当業者には自明であることは、明らかである。特許請求の範囲および本発
明は、一般に本発明の真の精神および範囲内にあるそのような自明の形および改
変をすべて包含すると解釈されるべきである。
改変が当業者には自明であることは、明らかである。特許請求の範囲および本発
明は、一般に本発明の真の精神および範囲内にあるそのような自明の形および改
変をすべて包含すると解釈されるべきである。
─────────────────────────────────────────────────────
フロントページの続き
(81)指定国 EP(AT,BE,CH,CY,
DE,DK,ES,FI,FR,GB,GR,IE,I
T,LU,MC,NL,PT,SE),OA(BF,BJ
,CF,CG,CI,CM,GA,GN,GW,ML,
MR,NE,SN,TD,TG),AP(GH,GM,K
E,LS,MW,MZ,SD,SL,SZ,TZ,UG
,ZW),EA(AM,AZ,BY,KG,KZ,MD,
RU,TJ,TM),AE,AG,AL,AM,AT,
AU,AZ,BA,BB,BG,BR,BY,BZ,C
A,CH,CN,CR,CU,CZ,DE,DK,DM
,DZ,EE,ES,FI,GB,GD,GE,GH,
GM,HR,HU,ID,IL,IN,IS,JP,K
E,KG,KP,KR,KZ,LC,LK,LR,LS
,LT,LU,LV,MA,MD,MG,MK,MN,
MW,MX,MZ,NO,NZ,PL,PT,RO,R
U,SD,SE,SG,SI,SK,SL,TJ,TM
,TR,TT,TZ,UA,UG,US,UZ,VN,
YU,ZA,ZW
Claims (4)
- 【請求項1】 オフライン洗浄技術により加圧水型原子炉蒸気発生器の二次
側内で金属酸化物スラッジ堆積物を除去する方法であって、改善が、加圧水型原
子炉蒸気発生器が約100〜177℃(212〜350°F)の温度でオフライ
ンの状態になったときに、下記構造式により表されるポリマー分散剤を加圧水型
原子炉蒸気発生器の二次側に射出し、それにより金属酸化物スラッジ堆積物が分
散される工程を含む前記方法: 【化1】 式中、R1は炭素原子数1〜約6の低級アルキルであり、XはOHもしくはOM
(Mは陽イオンである)である。 - 【請求項2】 R1がCH3であり、XがOHである、請求項1に記載の方法
。 - 【請求項3】 前記ポリマー分散剤が、原子炉蒸気発生器の二次側に水10
0万部につき約1〜約1000部の濃度で射出される、請求項1に記載の方法。 - 【請求項4】 前記ポリマー分散剤が、原子炉蒸気発生器の二次側に水10
0万部につき約5〜約100部の濃度で射出される、請求項1に記載の方法。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US37317499A | 1999-08-12 | 1999-08-12 | |
US09/373,174 | 1999-08-12 | ||
PCT/US2000/021391 WO2001011935A2 (en) | 1999-08-12 | 2000-08-04 | Method of sludge removal in pressurized water nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2003529048A true JP2003529048A (ja) | 2003-09-30 |
Family
ID=23471300
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2001516304A Pending JP2003529048A (ja) | 1999-08-12 | 2000-08-04 | 加圧水型原子炉におけるスラッジ除去方法 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2003529048A (ja) |
AU (1) | AU7054500A (ja) |
WO (1) | WO2001011935A2 (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2013145691A1 (ja) * | 2012-03-26 | 2013-10-03 | 日本原子力発電株式会社 | 原子力発電プラントの線源低減システム及びその方法 |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20100300218A1 (en) * | 2009-06-02 | 2010-12-02 | Electric Power Research Institute, Inc. | Dispersant application for clean-up of recirculation paths of a power producing facility during start-up |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4446028A (en) * | 1982-12-20 | 1984-05-01 | Betz Laboratories, Inc. | Isopropenyl phosphonic acid copolymers used to inhibit scale formation |
US4446046A (en) * | 1981-06-17 | 1984-05-01 | Betz Laboratories, Inc. | Poly (alkenyl) phosphonic acid and methods of use thereof |
US5158684A (en) * | 1991-03-12 | 1992-10-27 | Betz Laboratories, Inc. | Transport and deposit inhibition of copper in boilers |
US5294686A (en) * | 1993-03-29 | 1994-03-15 | Rohm And Haas Company | Process for efficient utilization of chain transfer agent |
US5512183A (en) * | 1994-12-07 | 1996-04-30 | Betz Laboratories, Inc. | Alkyl-allylphosphonate copolymer used for boiler water treatment |
US5864596A (en) * | 1996-07-10 | 1999-01-26 | Commonwealth Edison Company | Polymer dispersants and methods of use in a nuclear steam generator |
US5898002A (en) * | 1997-08-22 | 1999-04-27 | Betzdearborn Inc. | Method for removing ferric-ferrous oxides from a liquid |
-
2000
- 2000-08-04 JP JP2001516304A patent/JP2003529048A/ja active Pending
- 2000-08-04 WO PCT/US2000/021391 patent/WO2001011935A2/en active Application Filing
- 2000-08-04 AU AU70545/00A patent/AU7054500A/en not_active Abandoned
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2013145691A1 (ja) * | 2012-03-26 | 2013-10-03 | 日本原子力発電株式会社 | 原子力発電プラントの線源低減システム及びその方法 |
JPWO2013145691A1 (ja) * | 2012-03-26 | 2015-12-10 | 日本原子力発電株式会社 | 原子力発電プラントの線源低減システム及びその方法 |
US9754689B2 (en) | 2012-03-26 | 2017-09-05 | The Japan Atomic Power Company | Radiation source reducing system and method for nuclear power plant |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2001011935A2 (en) | 2001-02-22 |
AU7054500A (en) | 2001-03-13 |
WO2001011935A3 (en) | 2008-02-21 |
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