JP2004191205A

JP2004191205A - Decontamination method for neutron generator

Info

Publication number: JP2004191205A
Application number: JP2002360096A
Authority: JP
Inventors: Hideyuki Hosokawa; 秀幸細川; Naoto Uetake; 直人植竹; Yukio Ogawa; 雪郎小川; Kazuteru Tsuchida; 一輝土田
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2002-12-12
Filing date: 2002-12-12
Publication date: 2004-07-08

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a method for removing Be-7, a radioactive nuclide having been generated in cooling water by spallation from a cooling water circulation system structure, without impairing the soundness of the cooling water circulation system. <P>SOLUTION: A decontamination circulation system is provided in a cooling water circulation system. By injecting a Be-complex formation agent into the decontamination circulation system and circulation the decontamination liquid, Be-7 is removed from the cooling water circulation structure. With this method which uses a Be complex former, Be-7 is removed from the cooling water contacting structure, without impairing the soundness of the cooling water circulation system. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO&NCIPI

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、中性子発生装置等の核反応利用施設における冷却水循環系での被曝線量低減技術に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
高エネルギーの陽子をターゲットに照射して核破砕により中性子を発生させる核施設においては、ターゲットや陽子入射窓において発生する熱を除去するために冷却水を循環させる。しかし、冷却水中においても核破砕反応が発生し、放射性核種が生成する。冷却水の核破砕によって生じた放射性核種は、冷却水とともに冷却水循環系を循環し、配管等の機器表面に付着して放射線被曝の原因となる。冷却水の核破砕により生じる核種のうち、放射線被曝の原因となるものの一つとしてＢｅ−７がある。Ｂｅ−７は水を構成する酸素の核破砕によって発生するが、半減期が５３.２９日と比較的長いため、循環系統の配管等に付着することによりメンテナンス上問題となる。Ｂｅ−７はイオン又はコロイドの状態で存在するものと考えられるが、これらはイオン交換樹脂で除去することができる。これまでもイオン交換樹脂を用いた混床脱塩塔によるＢｅ−７の除去が検討されている（例えば、非特許文献１参照）。
【０００３】
【非特許文献１】
The International Workshop on JHF Science, Tsukuba, Japan,March 4-7,1998
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
Ｂｅ−７をイオン交換樹脂で除去する場合でも、冷却水の核破砕反応が発生する部位から混床樹脂塔までの間の冷却水循環系においては、核破砕反応で生成したＢｅ−７の付着は避けられず、被曝源となってしまう。
【０００５】
そこで、本発明においては、核破砕により冷却水中に発生した放射性核種であるＢｅ−７が付着した冷却水循環系構造材の除染方法、及びＢｅ−７の冷却水循環系構造材への付着量を低減する設備を有する中性子発生装置を提供することを課題としている。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
イオンビームの照射によって中性子を発生するターゲットを冷却する中性子発生装置の冷却水循環系にＢｅと錯体を形成する除染剤を注入する。
【０００７】
【発明の実施の形態】
発明者がＢｅ−７の除染方法を検討した結果、Ｂｅと錯体を形成する物質を用いることで、構造材の健全性を損なうことなくＢｅ−７を除去することができるという新たな知見が得られた。以下、図２を用いて説明する。
【０００８】
ステンレス鋼に付着したＢｅ−７を各条件の除染液に室温で浸漬したときのＢｅ−７の除去率を図２に示す。希釈した王水ではほぼ１００％の除去率を示した。しかし、これは母材を多量に溶かすことで達成されたものであり、配管の劣化等、冷却水循環系の健全性を損なうため実際には使用できない。ｐＨ１からｐＨ４の硝酸と硫酸を用いたところ、ｐＨの低い方が高い除去率を示したが、
ｐＨ１の場合でも２５％程度の除去率であった。しかし、ｐＨ２のシュウ酸や塩酸を用いた場合の除去率は４０％程度であり、ｐＨ２の硝酸や硫酸より除去率が高くなった。これはシュウ酸イオン及び塩素イオンが共にＢｅ²⁺イオンと錯体を作りやすいためと考えられる。
【０００９】
そこで、Ｂｅ²⁺イオンと更に錯体を作りやすいフッ素イオンを含むフッ化水素酸で除染試験を行った。フッ化水素酸を用いた場合、ｐＨ３.７で３０％、ｐＨ３で８５％、ｐＨ２.４では９０％という高い除去率となった。ＫＦを単独で使った場合はｐＨが下がらないため高い除去率が得られなかったが、それでも１％のＫＦでｐＨ１の硫酸，硝酸と同程度の除去率となった。ＫＦをＢｅ²⁺イオンの錯化剤とし、硝酸によりｐＨを２まで下げたところ、除去率は８０％となり、ＫＦ及び硝酸をそれぞれを単独で用いた場合と比較して飛躍的に向上した。高い除去率を得るためにはＢｅ²⁺イオンと錯体を形成する物質をより低いｐＨで使うことが有効であることがわかった。しかし、ｐＨが低すぎると冷却水循環系の配管等の構造材料の溶出量が多くなり健全性が損なわれる可能性がある。錯化剤によるＢｅ−７の除去率を考慮すると、ｐＨは４以下であることがより好ましい。また、材料への影響を考慮すると、ｐＨは２以上であることがより好ましい。
【００１０】
さらに、アセチルアセトンをＢｅ²⁺イオンの錯化剤とし、硝酸によりｐＨを２とした場合の除去率は、硝酸単独でｐＨ２とした場合よりも高いことがわかった。この結果からも、Ｂｅ²⁺イオンと錯体を形成する物質がＢｅ−７の除染に有効であることがわかる。Ｂｅ²⁺イオンと錯体を形成する酢酸，シュウ酸，ヒスチジン、ｏ−ベンゼンジカルボン酸，ジベンゾ−１８−クラウン−６等でも同じ効果があると考えられる。
【００１１】
また、発明者が種々の材料へのＢｅ−７の付着に対する検討をした結果、有機高分子材料に対してはＢｅ−７の付着がほとんど起こらないことを新たな知見として得た。ステンレス鋼，炭素鋼，銅，ガラス及び有機高分子であるポリテトラフルオロエチレン（以下「ＰＴＦＥ」という。）に対するＢｅ−７の同一条件における付着挙動を調べた。その結果、ステンレス鋼への付着量を１としたとき、炭素鋼で１７、銅で０.８、ガラスで２.３、ＰＴＦＥで０.０２となり、金属やガラスに比べて有機高分子材料ではＢｅ−７の付着が大幅に抑制されることが分かった。従って、冷却水循環系の構造材接水表面を有機高分子材料でコーティングすることでＢｅ−７の付着が抑制できる。ただし、有機高分子材料は放射線に対しての耐性が強くない。有機高分子材料でのコーティングは、ターゲット付近などの高線量場にある構造材料に対しては避けることが好ましい。
【００１２】
また、Ｂｅ−７付着特性の材質依存性を検討した結果、Ｂｅ−７はガラスに対して非常に付着しやすいことがわかった。従って、ガラス粒子の充填塔によりＢｅ−７を吸着除去することができる。ガラス粒子充填塔は、イオン交換樹脂と異なり、６０℃以上の温度でも過酸化水素共存下でも使用することができる。また、ガラスに吸着したＢｅ−７は、室温大気圧下で二酸化炭素をバブリングして得られる室温飽和炭酸水（約ｐＨ３）により、６０％程度を除去することができる。従って、ガラス粒子充填塔のＢｅ−７吸着能力が低下したら、室温飽和炭酸水で洗浄することにより、吸着能力を再生することができる。硝酸や硫酸などの酸を用いても再生は可能である。硝酸や硫酸などの酸を用いた場合は、酸自身の後処理が必要であるのに対して、炭酸を用いた場合は後処理を必要としないので、設備が少なくてすむ。
【００１３】
【実施例】
以下、被曝低減技術に関する本発明を、中性子発生装置等の核反応利用施設における冷却水循環系に適用した実施例を説明する。
【００１４】
（実施例１）
中性子発生装置において、核破砕により生成した放射性核種が問題となるのは主に陽子ビーム窓冷却系，常温水減速材冷却系及び反射体冷却系である。冷却水には軽水または重水が用いられ、それぞれの冷却系は独立に水処理設備を有する。核破砕反応を伴う中性子発生装置の冷却系として、中性子発生装置の陽子ビーム窓冷却系に本発明を適用した場合の実施例を図１を用いて説明する。他の２系統も流量が異なるのみで設備は同様である。
【００１５】
加速器１で加速した高エネルギーの陽子ビーム２を、陽子ビーム窓３を通して核破砕中性子ターゲット４に衝突させて高エネルギーの中性子を発生させる。このとき、陽子ビーム窓３と核破砕中性子ターゲット４は陽子ビーム２の照射による加熱で温度が上昇する。この温度上昇を制御するため、陽子ビーム窓３の周囲には、冷却水が循環している。この部位では陽子ビーム２により冷却水中で核破砕が発生する。
【００１６】
この冷却水はステンレス製の配管によりディレイドタンク５に送られる。ディレイドタンク５内には隔壁が多数設けてあり、水の滞在時間が長くなるように設計されている。ここで短半減期のＮ−１６等を減衰させる。この後、熱交換器６で熱交換された冷却水は過酸化水素分解装置７に送られる。過酸化水素分解装置７にはＵＶランプが設置されており、陽子ビーム窓３周辺で生成した冷却水中の過酸化水素を分解する。過酸化水素の分解には貴金属触媒を用いても良い。
【００１７】
過酸化水素分解装置７を通過した冷却水の一部はろ過装置９に供給することが可能であり、運転開始初期の冷却水中の固形不純物を除去することができる。また、ろ過装置９により、異物混入事象にも対応できる。ろ過装置９は通常運転時は不要であるため、弁８は閉じられており、必要のある場合のみ弁８を開き不純物を除去する。ろ過装置９の出口は混床脱塩塔１０に繋がっている。混床脱塩塔１０には陰イオン交換樹脂及び陽イオン交換樹脂が入れられており、イオン成分及びコロイド成分を除去する。混床脱塩塔１０までの系の機器及び配管等には放射能の蓄積に備えて遮蔽が施されているが、混床脱塩塔１０において放射能が除去されるため、混床脱塩塔１０から陽子ビーム窓３に戻るまでのラインについての機器及び配管等の遮蔽は最低限に抑えることができる。しかし、混床脱塩塔１０より上流側の機器及び配管等にはＢｅ−７が付着し、遮蔽がなされてはいるが、線量率が上昇すれば除染が必要となる。
【００１８】
混床脱塩塔１０の出口はサージタンク１１に繋がっており、一時的に冷却水が貯留される。サージタンク１１にはバブリングノズル１２が設置されており、Ｈｅ供給系１３からＨｅを供給してパージを実施する。これにより、過酸化水素が分解してできた酸素等の溶存ガスを除去し、後の系における気泡の析出を防止することができる。また、サージタンク１１に設置された導電率センサー１４により、水質状況を判断することができる。水質が悪化した場合にはイオン交換樹脂塔の交換を実施する。また、サージタンク１１にはドレイン弁１５が設置されており、水中のトリチウム濃度が一定以上の値になった場合には水をドレインして入れ替えることができる。サージタンク１１中の水は循環ポンプ１６で陽子ビーム窓３に戻すことにより、再び冷却水として利用させる。
【００１９】
熱交換器６から循環ポンプ１６までの機器はメンテナンスが必要である。このため、これらの機器はメンテナンスエリア１７に設置されており、人がアクセスすることが可能となっている。サージタンク１１が最も大きい装置であるが、混床脱塩塔１０をサージタンク１１の前に組み入れることで、混床脱塩塔１０から後ろへの放射能の拡散を防ぐことができ、遮蔽が少なくて済むことからコンパクトな設計が可能となる。
【００２０】
混床脱塩塔１０より上流側のメンテナンスエリア１７内の配管及び機器等はＢｅ−７が付着するため、線量率が上昇した場合、除染を行う。本発明よる除染方法の手順を図３を用いて説明する。
【００２１】
まず、熱交換器６，過酸化水素分解装置７，除染用サージタンク２０及び除染用循環ポンプ２１を通る除染循環系を形成する。図２中の太線は、除染を行うに際して、既設冷却水循環系統に新たに組み込んだ除染系統１９である。さらに、この除染循環系に、除染用混床樹脂塔２７並びにＢｅ錯化剤注入タンク２２及びｐＨ調整剤注入タンク２４を接続する。その後、この除染循環系に冷却水を循環させる。
【００２２】
次に、除染循環系にＢｅ錯化剤注入タンク２２からＫＦ水溶液をＢｅ錯化剤注入ポンプ２３により注入する。さらに、ｐＨ調整剤注入タンク２４からシュウ酸をｐＨ調整剤注入ポンプ２５により注入し、除染循環系内の除染液のｐＨを２から４に調整する。ｐＨの調製はｐＨ調製剤の濃度及び注入速度並びに除染系統内の液量から算出する。さらに、除染用サージタンク内に設置したｐＨ計２６を用いて、ｐＨ測定値をモニターする。こうして調製された除染液を循環させことにより、除染循環系内の冷却水接水部構造材からＢｅ−７を除染液中に除去することができる。表面線量率が低下したら、除染用混床樹脂塔２７に除染液を通水し、Ｂｅ−７及び除染剤を除染液中から除去する。Ｂｅ−７及び除染剤が除染液中から十分に除去されたことを確認し、除染を終了する。
【００２３】
本実施例によれば、Ｂｅ錯化剤を用いて冷却水接水部構造材からＢｅ−７を除去することにより、冷却水循環系の健全性を損なうことなく、冷却水循環系構造材に付着したＢｅ−７を除染することができる。また、混床樹脂塔より上流側の冷却水循環系構造材に付着したＢｅ−７を除染することができる。
【００２４】
また、混床脱塩塔１０を含む冷却水循環系の一部を除染循環系の一部として共有することもできる。この場合は、混床脱塩塔１０を用いてＢｅ−７及び除染剤を除染液中から除去することができる。さらに、冷却水循環系の全部を除染循環系として用いることもできる。この場合は、除染系統１９の配管等の設備を削減することができる。
【００２５】
本実施例ではＢｅ錯化剤としてＫＦ水溶液を用いたが、ＬｉＦ,ＮａＦ,ＲｂＦ，ＣｓＦ及びＨＦ等のフッ素イオンを水溶液中に放出する薬剤を少なくとも１種類以上含む水溶液でもよい。特にＨＦ水溶液を使えばフッ素イオンの供給とｐＨの調製が同時に行えるため、ｐＨ調製剤の注入量を減らしたり、ｐＨ調製剤注入系を不要にすることも可能である。また、フッ素イオン以外のＢｅ錯化剤として、塩素イオンを水溶液中に放出するＬｉＣｌ，ＮａＣｌ，ＫＣｌ，ＲｂＣｌ，ＭｇＣｌ₂ ，ＣａＣｌ₂ 及びＨＣｌ等や、アセチルアセトン，酢酸，シュウ酸，ヒスチジン、ｏ−ベンゼンジカルボン酸，ジベンゾ−１８−クラウン−６のうち少なくとも１種以上を用いてもよい。
【００２６】
また、ｐＨ調製剤としてシュウ酸水溶液を使用したが、ギ酸，酢酸等の有機酸や硫酸，硝酸，塩酸等の無機酸でも良い。有機酸を使用すれば除染系統から多少の金属が溶出したとしても弱酸であることから緩衝作用があるため、ｐＨの変動が少なくてすむのでｐＨの範囲を２から４に容易に制御できる。無機酸の場合は少ない薬剤の量でｐＨを２から４にできる。
【００２７】
中性子発生装置における冷却水循環系のＢｅ−７除染においては、新規又は既設の中性子発生装置に常設の除染系統を設置することができる。常設の除染系統を中性子発生装置に設置する場合、除染の度毎に冷却水循環系統の切り離しや除染系統の繋ぎ込みを行う必要がなくなる。また、中性子発生装置における冷却水循環系のＢｅ−７除染の必要性が生ずる度に、仮設の除染系統を冷却水循環系統に設置することもできる。仮設の除染系統を用いる場合、除染系統を常設しておく必要がないため、▲１▼除染系統を常設する場所を必要としない、▲２▼除染系統を使用していないときは当該除染系統を他の中性子発生装置で利用することができる等の利点がある。
【００２８】
（実施例２）
配管内面の冷却水接水部をＰＴＦＥでコーティングした配管２８を、冷却水循環系の配管に用いる実施例について図４を用いて説明する。
【００２９】
図４中の太線は、ＰＴＦＥでコーティングした配管２８を示している。メンテナンスエリア１７内における混床脱塩塔１０より上流側の冷却水系統配管にPTFEでコーティングした配管２８を用いる。
【００３０】
冷却水中には、中性子発生装置の運転中に冷却水の核破砕反応で生成したＢｅ−７が流れている。ステンレス，炭素鋼及び銅等の金属に比べ、有機高分子材料に対するＢｅ−７の付着量は大幅に抑制されることから、メンテナンスエリア１７内における混床脱塩塔１０より上流側の冷却水系統配管に、ＰＴＦＥコーティング配管２８を用いることにより、Ｂｅ−７付着量を低減することができる。
【００３１】
図５に示すように、除染系統１９の配管をＰＴＦＥコーティングした配管２９としてもよい。また、除染用サージタンクの内面の接液部をＰＴＦＥコーティングしてもよい。除染液中に含まれるＢｅ−７の配管表面への付着は僅かではあるが、より低減させるためにＰＴＦＥを配管内面及び除染用サージタンク内面にコーティングする。さらに、混床脱塩塔１０より下流側の冷却水系統配管及びメンテナンスエリア１７外の冷却水系統配管をＰＴＦＥコーティングした配管としてもよい。
【００３２】
本実施例によれば、核破砕により冷却水中に発生したＢｅ−７の冷却水循環系構造材への付着量を低減することができる。
【００３３】
本実施例では配管のコーティング材料としてＰＴＦＥを用いたが、使用温度等を考慮し、ポリエチレン，ポリプロピレン，ポリスチレン等の有機高分子材料を用いても同様の効果を得ることができる。
【００３４】
ＰＴＦＥでコーティングした配管は新規建設時に設置することが可能である。また、既設加速器における配管をＰＴＦＥでコーティングしてもよいし、PTFEでコーティングした配管に取り替えてもよい。
【００３５】
（実施例３）
冷却水循環系統にガラス粒子充填塔３０を設ける実施例について、図６を用いて説明する。
【００３６】
Ｂｅ−７の付着のし易さをステンレス鋼とガラスで比較した場合、ガラスの方が付着しやすい。冷却水循環系統にガラス粒子充填塔３０を設置することにより、ガラス粒子充填塔３０より下流側の冷却水循環系統においてＢｅ−７の濃度を下げることができ、従ってＢｅ−７濃度の低下によりＢｅ−７の冷却水系統への付着を抑制することができる。ここで、ガラス粒子充填塔３０を熱交換器６の前に設置することにより、熱交換器６より下流側のＢｅ−７濃度を低くすることができる。従って、熱交換器６をはじめとする配管などの構造材料へのＢｅ−７付着を抑制することができ、Ｂｅ−７の冷却水系統内拡散防止に有効である。イオン交換樹脂は、高温や過酸化水素が存在する状況で使用すると樹脂が劣化し、劣化成分が冷却水循環系統に流れ込む。従って、熱交換器６よりも上流側にイオン交換樹脂塔を設置することはできない。しかし、ガラス充填層は、温度や過酸化水素による影響を考慮する必要がないので、熱交換器よりも上流側の位置に設置することができる。
【００３７】
さらに、図６に示すように、ガラス粒子充填塔３０に吸着したＢｅ−７を除去するガラス粒子充填塔除染系統３１を設けてもよい。図６中の太線は、ガラス粒子充填塔除染系統３１を示す。ガラス粒子はイオン交換樹脂よりＢｅ−７吸着容量が少ない。従って、ガラス粒子充填塔３０出口側のＢｅ−７濃度が十分に下がらなくなった場合、ガラス粒子に付着したＢｅ−７を除去し、ガラス粒子のＢｅ−７吸着能力を回復させることが必要である。ガラス粒子に付着したＢｅ−７は酸洗によりガラス粒子から除去することができ、酸洗には、硫酸，硝酸，シュウ酸，炭酸等の利用が可能である。ガラスに付着したＢｅ−７は炭酸水でも容易に除去できる。酸洗に炭酸水を用いた場合、酸の後処理が不要である。
【００３８】
以下、酸洗に炭酸水を用いた実施例を説明する。ガラス粒子充填塔除染用サージタンク３２内の水に炭酸ガス導入系３３から炭酸ガスバブリングノズル３４を通して炭酸ガスを溶解させることにより炭酸水を作る。この炭酸水をガラス粒子充填塔除染用ポンプ３５を通してガラス粒子充填塔３０に導入する。流出液をガラス粒子充填塔除染用混床樹脂塔３４に通すことによりＢｅ−７を除去する。これにより、ガラス粒子充填塔３０のＢｅ−７吸着能力を回復させることができる。
【００３９】
本実施例によれば、冷却水循環系統にガラス粒子充填塔を設けることにより、Ｂｅ−７の濃度を下げることができ、従って、Ｂｅ−７の冷却水循環系構造材への付着量を低減することができる。また、ガラス粒子充填塔は温度や過酸化水素による影響を考慮する必要がないため、熱交換器よりもより上流の位置に設置することができる。
【００４０】
本実施例では、ガラス粒子充填塔を熱交換器よりも上流側に設置したが、ガラス交換機の設置場所は熱交換器よりも上流の位置に限られるものではない。ガラス粒子充填塔は温度や過酸化水素による影響を考慮する必要がないため、自由に設置することが可能である。
【００４１】
（実施例４）
中性子発生装置の運転前に、Ｂｅ²⁺イオンの錯化剤を冷却水に注入する実施例を図７を用いて説明する。
【００４２】
本実施例では、錯化剤としてフッ化水素を用いる。中性子発生装置運転前に、フッ化水素酸タンク３７内のフッ化水素酸をフッ化水素酸注入ポンプ３８により冷却水中に注入する。注入されたフッ素イオンは核破砕により生成したＢｅ−７と錯体を形成する。Ｂｅ−７と錯体を形成させることにより、除染循環系の配管及び機器等へのＢｅ−７の付着を抑制する。従って、メンテナンスエリア１７内の配管及び機器等の線量率の上昇を抑制することができる。中性子発生装置の運転前に冷却水中に錯化剤を注入することにより、運転開始直後からＢｅ−７が錯形成反応を起こし、Ｂｅ−７が配管及び機器等に付着することを抑制することが可能となる。
【００４３】
本実施例では、中性子発生装置の運転前に錯化剤を注入したが、中性子発生装置の運転中に錯化剤を注入しても、Ｂｅ−７が配管及び機器等に付着することを抑制することが可能である。
【００４４】
本実施例ではＢｅ錯化剤としてフッ素イオンを用いたが、実施例１と同様に、Ｂｅ²⁺イオンと錯体を形成する薬剤であれば同様の効果を得ることができる。
【００４５】
【発明の効果】
Ｂｅ錯化剤を用いて冷却水接水部構造材からＢｅ−７を除去することにより、冷却水循環系の健全性を損なうことなく、冷却水循環系構造材に付着したＢｅ−７を除去することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】Ｂｅ−７を除染するための除染系統を設置した冷却水循環系統図。
【図２】ステンレス鋼に付着したＢｅ−７の除去率を示す図。
【図３】錯化剤による冷却水循環系に付着したＢｅ−７の除染手順を示すフローチャート。
【図４】冷却水系配管にＰＴＦＥでコーティングした配管を使用する冷却水循環系統図。
【図５】除染系統配管にＰＴＦＥでコーティングした配管を使用する冷却水循環系統図。
【図６】冷却水循環系にガラス粒子充填塔及びガラス粒子充填塔除染系統を設置した冷却水循環系統図。
【図７】Ｂｅ錯化剤を注入する装置を有する除染循環系図。
【符号の説明】
１…加速器、２…陽子ビーム、３…陽子ビーム窓、４…核破砕中性子ターゲット、６…熱交換器、１０…混床脱塩塔、１７…メンテナンスエリア、１９…除染系統、２２…Ｂｅ錯化剤注入タンク、２４…ｐＨ調整剤注入タンク、２７…除染用混床樹脂塔、２８…ＰＴＦＥコーティング冷却系配管、２９…ＰＴＦＥコーティング除染系配管、３０…ガラス粒子充填塔、３１…ガラス粒子充填塔除染系統、３４…ガラス粒子充填塔除染用混床樹脂塔。[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a technique for reducing an exposure dose in a cooling water circulation system in a nuclear reaction utilization facility such as a neutron generator.
[0002]
[Prior art]
In a nuclear facility that irradiates a target with high-energy protons to generate neutrons by spallation, cooling water is circulated to remove heat generated at the target and the proton entrance window. However, spallation reaction occurs even in cooling water, and radionuclides are generated. The radionuclides generated by the spallation of the cooling water circulate in the cooling water circulation system together with the cooling water and adhere to the surface of equipment such as pipes, causing radiation exposure. Among the nuclides generated by the spallation of cooling water, Be-7 is one of the nuclides that cause radiation exposure. Be-7 is generated by spallation of oxygen constituting water, but its half-life is relatively long at 53.29 days. Therefore, it becomes a problem in maintenance due to its attachment to piping of a circulation system. It is believed that Be-7 exists in an ionic or colloidal state, which can be removed with an ion exchange resin. Up to now, removal of Be-7 by a mixed bed desalination tower using an ion exchange resin has been studied (for example, see Non-Patent Document 1).
[0003]
[Non-patent document 1]
The International Workshop on JHF Science, Tsukuba, Japan, March 4-7,1998
[0004]
[Problems to be solved by the invention]
Even when Be-7 is removed with an ion exchange resin, in the cooling water circulation system between the portion where the nucleation reaction of the cooling water occurs and the mixed bed resin tower, the adhesion of Be-7 generated by the nucleation reaction is not affected. It is inevitable and becomes a radiation source.
[0005]
Therefore, in the present invention, the decontamination method of the cooling water circulation system structural material to which Be-7 which is a radionuclide generated in the cooling water by spallation adhered, and the amount of adhesion of Be-7 to the cooling water circulation system structural material were It is an object of the present invention to provide a neutron generator having a facility for reduction.
[0006]
[Means for Solving the Problems]
A decontaminant that forms a complex with Be is injected into a cooling water circulation system of a neutron generator that cools a target that generates neutrons by ion beam irradiation.
[0007]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
As a result of studying the decontamination method of Be-7 by the inventor, a new finding that Be-7 can be removed without impairing the soundness of the structural material by using a substance that forms a complex with Be. Obtained. Hereinafter, description will be made with reference to FIG.
[0008]
FIG. 2 shows the removal rate of Be-7 when Be-7 attached to stainless steel was immersed in a decontamination solution under each condition at room temperature. The diluted aqua regia showed a removal rate of almost 100%. However, this is achieved by dissolving a large amount of the base material, and is not practically used because the integrity of the cooling water circulation system is impaired, such as deterioration of piping. When nitric acid and sulfuric acid at pH 1 to pH 4 were used, the lower the pH, the higher the removal rate.
Even at pH 1, the removal rate was about 25%. However, when oxalic acid or hydrochloric acid of pH 2 was used, the removal rate was about 40%, which was higher than that of nitric acid or sulfuric acid of pH 2. This is probably because both oxalate ion and chloride ion easily form a complex with Be ²⁺ ion.
[0009]
Therefore, a decontamination test was performed with hydrofluoric acid containing fluorine ions that easily form a complex with Be ²⁺ ions. When hydrofluoric acid was used, a high removal ratio of 30% at pH 3.7, 85% at pH 3, and 90% at pH 2.4 was obtained. When KF was used alone, a high removal rate could not be obtained because the pH did not decrease, but the removal rate was still comparable with 1% KF to sulfuric acid and nitric acid at pH 1. When KF was used as a complexing agent for Be ²⁺ ions and the pH was lowered to 2 with nitric acid, the removal rate became 80%, which was dramatically improved as compared with the case where KF and nitric acid were used alone. It has been found that it is effective to use a substance which forms a complex with Be ²⁺ ions at a lower pH in order to obtain a high removal rate. However, if the pH is too low, the elution amount of the structural material such as the piping of the cooling water circulation system increases, and the soundness may be impaired. In consideration of the removal rate of Be-7 by the complexing agent, the pH is more preferably 4 or less. In consideration of the influence on the material, the pH is more preferably 2 or more.
[0010]
Furthermore, it was found that the removal rate when acetylacetone was used as the complexing agent for the Be ²⁺ ion and the pH was adjusted to 2 with nitric acid was higher than that when the pH was adjusted to 2 with nitric acid alone. This result also indicates that a substance that forms a complex with Be ²⁺ ions is effective for decontamination of Be-7. It is considered that acetic acid, oxalic acid, histidine, o-benzenedicarboxylic acid, dibenzo-18-crown-6, and the like which form a complex with Be ²⁺ ions have the same effect.
[0011]
In addition, as a result of studying the adhesion of Be-7 to various materials, the inventors have obtained as a new finding that the adhesion of Be-7 to organic polymer materials hardly occurs. The adhesion behavior of Be-7 to stainless steel, carbon steel, copper, glass and polytetrafluoroethylene (hereinafter referred to as “PTFE”) which is an organic polymer was examined under the same conditions. As a result, assuming that the amount of adhesion to stainless steel is 1, it is 17 for carbon steel, 0.8 for copper, 2.3 for glass, and 0.02 for PTFE. It was found that the adhesion of Be-7 was significantly suppressed. Therefore, the adhesion of Be-7 can be suppressed by coating the surface of the cooling water circulation system with the organic polymer material. However, organic polymer materials do not have high resistance to radiation. It is preferable to avoid coating with an organic polymer material for a structural material in a high dose field such as near a target.
[0012]
In addition, as a result of examining the material dependence of the adhesion characteristics of Be-7, it was found that Be-7 easily adhered to glass. Therefore, Be-7 can be adsorbed and removed by the packed tower of glass particles. Unlike the ion exchange resin, the glass particle packed tower can be used at a temperature of 60 ° C. or higher and in the presence of hydrogen peroxide. About 60% of Be-7 adsorbed on glass can be removed by room temperature saturated carbonated water (about pH 3) obtained by bubbling carbon dioxide at room temperature and atmospheric pressure. Therefore, when the Be-7 adsorption capacity of the glass particle packed tower is reduced, the adsorption capacity can be regenerated by washing with saturated carbonated water at room temperature. Regeneration is also possible using an acid such as nitric acid or sulfuric acid. When an acid such as nitric acid or sulfuric acid is used, post-treatment of the acid itself is required, whereas when carbonic acid is used, no post-treatment is required, so that the number of facilities is small.
[0013]
【Example】
Hereinafter, an embodiment in which the present invention relating to the exposure reduction technology is applied to a cooling water circulation system in a nuclear reaction utilization facility such as a neutron generator will be described.
[0014]
(Example 1)
In the neutron generator, the radionuclides generated by spallation pose a problem mainly in the proton beam window cooling system, room temperature water moderator cooling system, and reflector cooling system. Light water or heavy water is used for the cooling water, and each cooling system has a water treatment facility independently. An embodiment in which the present invention is applied to a proton beam window cooling system of a neutron generator as a cooling system of a neutron generator involving a spallation reaction will be described with reference to FIG. The other two systems are the same except for the flow rate.
[0015]
The high energy proton beam 2 accelerated by the accelerator 1 is caused to collide with a spallation neutron target 4 through a proton beam window 3 to generate high energy neutrons. At this time, the temperature of the proton beam window 3 and the spallation neutron target 4 rises due to heating by irradiation with the proton beam 2. To control the temperature rise, cooling water is circulated around the proton beam window 3. At this site, the proton beam 2 causes spallation in the cooling water.
[0016]
This cooling water is sent to the delayed tank 5 through a stainless steel pipe. A large number of partitions are provided in the delayed tank 5, and are designed so that the residence time of water is prolonged. Here, N-16 having a short half-life is attenuated. Thereafter, the cooling water heat-exchanged in the heat exchanger 6 is sent to the hydrogen peroxide decomposing device 7. The hydrogen peroxide decomposing device 7 is provided with a UV lamp, and decomposes hydrogen peroxide in cooling water generated around the proton beam window 3. A noble metal catalyst may be used to decompose hydrogen peroxide.
[0017]
A part of the cooling water that has passed through the hydrogen peroxide decomposing device 7 can be supplied to the filtration device 9, and solid impurities in the cooling water at the beginning of the operation can be removed. Further, the filtering device 9 can cope with a foreign matter mixing event. Since the filtration device 9 is unnecessary during normal operation, the valve 8 is closed, and the valve 8 is opened only when necessary to remove impurities. The outlet of the filtration device 9 is connected to the mixed bed desalination tower 10. The mixed bed desalination tower 10 contains an anion exchange resin and a cation exchange resin, and removes ionic components and colloid components. The equipment and piping of the system up to the mixed bed desalination tower 10 are shielded in preparation for the accumulation of radioactivity, but since the radioactivity is removed in the mixed bed desalination tower 10, the mixed bed desalination Shielding of equipment and piping on the line from the tower 10 to the proton beam window 3 can be minimized. However, Be-7 adheres to equipment and pipes on the upstream side of the mixed-bed desalination tower 10 and is shielded, but if the dose rate increases, decontamination is required.
[0018]
The outlet of the mixed-bed desalination tower 10 is connected to a surge tank 11 and temporarily stores cooling water. A bubbling nozzle 12 is provided in the surge tank 11, and He is supplied from a He supply system 13 to perform purging. Thereby, dissolved gas such as oxygen generated by decomposition of hydrogen peroxide can be removed, and the deposition of bubbles in the subsequent system can be prevented. Further, the water quality status can be determined by the conductivity sensor 14 installed in the surge tank 11. If the water quality deteriorates, replace the ion exchange resin tower. Further, a drain valve 15 is provided in the surge tank 11, and when the concentration of tritium in the water becomes a certain value or more, the water can be drained and replaced. The water in the surge tank 11 is returned to the proton beam window 3 by the circulation pump 16 so as to be used again as cooling water.
[0019]
The equipment from the heat exchanger 6 to the circulation pump 16 requires maintenance. For this reason, these devices are installed in the maintenance area 17 and can be accessed by humans. The surge tank 11 is the largest device, but by incorporating the mixed-bed desalination tower 10 in front of the surge tank 11, the diffusion of radioactivity from the mixed-bed desalination tower 10 to the rear can be prevented, and the shielding is reduced. Since it requires less, a compact design is possible.
[0020]
Since Be-7 adheres to the pipes and equipment in the maintenance area 17 on the upstream side of the mixed-bed desalination tower 10, decontamination is performed when the dose rate increases. The procedure of the decontamination method according to the present invention will be described with reference to FIG.
[0021]
First, a decontamination circulation system is formed that passes through the heat exchanger 6, the hydrogen peroxide decomposer 7, the decontamination surge tank 20, and the decontamination circulation pump 21. The thick line in FIG. 2 is the decontamination system 19 newly incorporated in the existing cooling water circulation system when performing decontamination. Further, a mixed bed resin tower 27 for decontamination, a Be complexing agent injection tank 22 and a pH adjusting agent injection tank 24 are connected to the decontamination circulation system. Thereafter, cooling water is circulated through the decontamination circulation system.
[0022]
Next, a KF aqueous solution is injected into the decontamination circulation system from the Be complexing agent injection tank 22 by the Be complexing agent injection pump 23. Further, oxalic acid is injected from the pH adjusting agent injection tank 24 by the pH adjusting agent injection pump 25, and the pH of the decontamination liquid in the decontamination circulation system is adjusted from 2 to 4. The pH is calculated from the concentration of the pH adjusting agent, the injection rate, and the amount of liquid in the decontamination system. Further, the measured pH value is monitored using a pH meter 26 installed in the surge tank for decontamination. By circulating the decontamination liquid thus prepared, Be-7 can be removed from the cooling water contact part structural material in the decontamination circulation system into the decontamination liquid. When the surface dose rate decreases, the decontamination liquid is passed through the mixed bed resin tower 27 for decontamination to remove Be-7 and the decontamination agent from the decontamination liquid. After confirming that Be-7 and the decontamination agent have been sufficiently removed from the decontamination liquid, the decontamination is completed.
[0023]
According to the present example, Be-7 was removed from the cooling water wetted part structural material using the Be complexing agent, so that it adhered to the cooling water circulating system structural material without impairing the soundness of the cooling water circulating system. Be-7 can be decontaminated. In addition, Be-7 adhering to the cooling water circulation system structural material on the upstream side of the mixed bed resin tower can be decontaminated.
[0024]
Further, a part of the cooling water circulation system including the mixed bed desalination tower 10 can be shared as a part of the decontamination circulation system. In this case, Be-7 and the decontamination agent can be removed from the decontamination liquid using the mixed bed desalination tower 10. Further, the entire cooling water circulation system can be used as a decontamination circulation system. In this case, facilities such as piping of the decontamination system 19 can be reduced.
[0025]
In this embodiment, the KF aqueous solution is used as the Be complexing agent. However, an aqueous solution containing at least one or more agents that release fluorine ions into the aqueous solution, such as LiF, NaF, RbF, CsF, and HF, may be used. In particular, if an HF aqueous solution is used, the supply of fluorine ions and the adjustment of pH can be performed at the same time, so that the injection amount of the pH adjusting agent can be reduced or the pH adjusting agent injection system can be eliminated. Further, as Be complexing agents other than fluorine ions, LiCl, NaCl, KCl, RbCl, MgCl ₂ , CaCl ₂ and HCl releasing chlorine ions into an aqueous solution, acetylacetone, acetic acid, oxalic acid, histidine, o-benzene At least one of dicarboxylic acid and dibenzo-18-crown-6 may be used.
[0026]
Although an aqueous oxalic acid solution was used as the pH adjuster, organic acids such as formic acid and acetic acid and inorganic acids such as sulfuric acid, nitric acid and hydrochloric acid may be used. If an organic acid is used, even if some metal is eluted from the decontamination system, it is a weak acid and has a buffering action, so that a small fluctuation in pH is required, so that the pH range can be easily controlled from 2 to 4. In the case of an inorganic acid, the pH can be adjusted from 2 to 4 with a small amount of a drug.
[0027]
In Be-7 decontamination of the cooling water circulation system in the neutron generator, a permanent decontamination system can be installed in a new or existing neutron generator. When a permanent decontamination system is installed in the neutron generator, there is no need to disconnect the cooling water circulation system or connect the decontamination system every time decontamination is performed. Further, a temporary decontamination system can be installed in the cooling water circulation system every time the necessity of Be-7 decontamination of the cooling water circulation system in the neutron generator arises. When a temporary decontamination system is used, there is no need to permanently install a decontamination system, so (1) there is no need for a place to permanently install a decontamination system, (2) when no decontamination system is used There are advantages such that the decontamination system can be used in other neutron generators.
[0028]
(Example 2)
An embodiment in which the piping 28 in which the cooling water contact portion on the inner surface of the piping is coated with PTFE is used for the piping of the cooling water circulation system will be described with reference to FIG.
[0029]
The thick line in FIG. 4 indicates the pipe 28 coated with PTFE. A piping 28 coated with PTFE is used for the cooling water system piping upstream of the mixed bed desalination tower 10 in the maintenance area 17.
[0030]
Be-7 generated by the spallation reaction of the cooling water during operation of the neutron generator flows in the cooling water. As compared with metals such as stainless steel, carbon steel, and copper, the amount of Be-7 attached to the organic polymer material is greatly suppressed, so that the cooling water system upstream of the mixed-bed desalination tower 10 in the maintenance area 17 is used. By using the PTFE coating pipe 28 for the pipe, the amount of Be-7 attached can be reduced.
[0031]
As shown in FIG. 5, the pipe of the decontamination system 19 may be a pipe 29 coated with PTFE. Further, the liquid contact portion on the inner surface of the decontamination surge tank may be coated with PTFE. The adhesion of Be-7 contained in the decontamination liquid to the pipe surface is slight, but PTFE is coated on the inner surface of the pipe and the inner surface of the surge tank for decontamination in order to further reduce it. Further, the cooling water system piping downstream of the mixed bed desalination tower 10 and the cooling water system piping outside the maintenance area 17 may be PTFE coated piping.
[0032]
According to the present embodiment, it is possible to reduce the amount of Be-7 generated in the cooling water due to nuclear spallation to the cooling water circulation system structural material.
[0033]
In this embodiment, PTFE is used as a coating material for the pipe. However, similar effects can be obtained by using an organic polymer material such as polyethylene, polypropylene, and polystyrene in consideration of the use temperature and the like.
[0034]
Pipes coated with PTFE can be installed during new construction. Further, the piping in the existing accelerator may be coated with PTFE, or may be replaced with piping coated with PTFE.
[0035]
(Example 3)
An embodiment in which the glass particle packed tower 30 is provided in the cooling water circulation system will be described with reference to FIG.
[0036]
When comparing the ease of adhesion of Be-7 between stainless steel and glass, glass is easier to adhere. By installing the glass particle packed tower 30 in the cooling water circulation system, the concentration of Be-7 in the cooling water circulation system downstream of the glass particle packed tower 30 can be reduced. Can be suppressed from adhering to the cooling water system. Here, by installing the glass particle packed tower 30 in front of the heat exchanger 6, the Be-7 concentration downstream of the heat exchanger 6 can be reduced. Therefore, Be-7 can be prevented from adhering to structural materials such as pipes including the heat exchanger 6, and this is effective for preventing Be-7 from diffusing in the cooling water system. If the ion exchange resin is used at high temperatures or in the presence of hydrogen peroxide, the resin deteriorates, and the deteriorated components flow into the cooling water circulation system. Therefore, an ion-exchange resin tower cannot be installed upstream of the heat exchanger 6. However, since it is not necessary to consider the effects of temperature and hydrogen peroxide, the glass packed bed can be installed at a position upstream of the heat exchanger.
[0037]
Further, as shown in FIG. 6, a glass particle packed tower decontamination system 31 for removing Be-7 adsorbed on the glass particle packed tower 30 may be provided. The thick line in FIG. 6 indicates the glass particle packed tower decontamination system 31. Glass particles have a lower Be-7 adsorption capacity than ion exchange resins. Therefore, when the Be-7 concentration on the outlet side of the glass particle packed tower 30 does not sufficiently decrease, it is necessary to remove Be-7 attached to the glass particles and restore the Be-7 adsorption ability of the glass particles. . Be-7 attached to the glass particles can be removed from the glass particles by pickling, and sulfuric acid, nitric acid, oxalic acid, carbonic acid, or the like can be used for pickling. Be-7 attached to the glass can be easily removed with carbonated water. When carbonated water is used for pickling, no post-treatment of the acid is required.
[0038]
Hereinafter, an embodiment using carbonated water for pickling will be described. Carbonated water is produced by dissolving carbon dioxide in water in the surge tank 32 for decontamination of the glass particle packed tower from the carbon dioxide introduction system 33 through the carbon dioxide bubbling nozzle 34. This carbonated water is introduced into the glass particle packed tower 30 through the glass particle packed tower decontamination pump 35. Be-7 is removed by passing the effluent through a mixed bed resin tower 34 for decontamination of the glass particle packed tower. Thereby, the Be-7 adsorption capacity of the glass particle packed tower 30 can be recovered.
[0039]
According to the present embodiment, by providing a glass particle packed tower in the cooling water circulation system, the concentration of Be-7 can be reduced, and therefore, the amount of Be-7 attached to the cooling water circulation system structural material can be reduced. Can be. Further, the glass particle packed tower does not need to consider the effects of temperature and hydrogen peroxide, and therefore can be installed at a position more upstream than the heat exchanger.
[0040]
In the present embodiment, the glass particle packed tower is installed on the upstream side of the heat exchanger, but the installation place of the glass exchanger is not limited to the position upstream of the heat exchanger. The glass particle packed tower can be freely installed because it is not necessary to consider the effects of temperature and hydrogen peroxide.
[0041]
(Example 4)
An embodiment in which a complexing agent for Be ²⁺ ions is injected into cooling water before the operation of the neutron generator will be described with reference to FIG.
[0042]
In this embodiment, hydrogen fluoride is used as a complexing agent. Before the operation of the neutron generator, the hydrofluoric acid in the hydrofluoric acid tank 37 is injected into the cooling water by the hydrofluoric acid injection pump 38. The injected fluorine ions form a complex with Be-7 generated by nuclear spallation. By forming a complex with Be-7, adhesion of Be-7 to piping and devices of the decontamination circulation system is suppressed. Therefore, it is possible to suppress an increase in the dose rate of the piping, the devices, and the like in the maintenance area 17. By injecting the complexing agent into the cooling water before the operation of the neutron generator, Be-7 can cause a complex formation reaction immediately after the start of the operation, thereby suppressing Be-7 from adhering to pipes and equipment. It becomes possible.
[0043]
In the present embodiment, the complexing agent is injected before the operation of the neutron generator, but even if the complexing agent is injected during the operation of the neutron generator, the Be-7 is prevented from adhering to pipes and equipment. It is possible to do.
[0044]
In this example, fluorine ions were used as the Be complexing agent. However, as in Example 1, the same effect can be obtained as long as the agent forms a complex with Be ²⁺ ions.
[0045]
【The invention's effect】
Removing Be-7 attached to the cooling water circulation system structural material without deteriorating the soundness of the cooling water circulation system by removing Be-7 from the cooling water water contact portion structural material using a Be complexing agent. Can be.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cooling water circulation system diagram provided with a decontamination system for decontaminating Be-7.
FIG. 2 is a diagram showing a removal rate of Be-7 attached to stainless steel.
FIG. 3 is a flowchart showing a decontamination procedure of Be-7 attached to a cooling water circulation system by a complexing agent.
FIG. 4 is a diagram of a cooling water circulation system using a piping coated with PTFE in a cooling water system piping.
FIG. 5 is a cooling water circulation system diagram using PTFE coated piping for the decontamination system piping.
FIG. 6 is a cooling water circulation system diagram in which a glass particle packed tower and a glass particle packed tower decontamination system are installed in the cooling water circulation system.
FIG. 7 is a decontamination circulating system diagram having a device for injecting a Be complexing agent.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Accelerator, 2 ... Proton beam, 3 ... Proton beam window, 4 ... Spallation neutron target, 6 ... Heat exchanger, 10 ... Mixed bed desalination tower, 17 ... Maintenance area, 19 ... Decontamination system, 22 ... Be Complexing agent injection tank, 24: pH adjuster injection tank, 27: Mixed-bed resin tower for decontamination, 28: PTFE coating cooling system piping, 29: PTFE coating decontamination system piping, 30: Glass particle packed tower, 31 ... Glass particle packed tower decontamination system, 34: Mixed bed resin tower for glass particle packed tower decontamination.

Claims

In a decontamination method of a neutron generator including a target that generates neutrons by ion beam irradiation and a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target is circulated,
A decontamination method for a neutron generator, wherein a decontamination agent that forms a complex with Be is injected into the cooling water circulation system.

In a decontamination method for a neutron generator including a target that generates neutrons by irradiation with an ion beam, and a cooling water circulation system having a resin tower that circulates cooling water for cooling the target and removes ions,
Injecting a decontaminant that forms a complex with Be into the cooling water circulation system downstream of the target,
A decontamination method for a neutron generator, wherein a decontamination liquid containing the decontamination agent is taken out of the cooling water circulation system downstream of a position where the decontamination agent is injected and upstream of the resin tower.

In a decontamination method for a neutron generator including a target that generates neutrons by irradiation with an ion beam, and a cooling water circulation system having a resin tower that circulates cooling water for cooling the target and removes ions,
Injecting a decontaminant that forms a complex with Be into the cooling water circulation system upstream of the resin tower,
A decontamination method for a neutron generator, wherein a decontamination liquid containing the decontamination agent is taken out of the cooling water circulation system downstream of the resin tower.

The method for decontaminating a neutron generator according to claim 2 or 3, wherein the pH of the decontamination liquid is 2 or more and 4 or less.

The decontaminant according to any one of claims 1 to 3, wherein the substance releases fluorine ions into water, a substance releases chlorine ions into water, acetylacetone, acetic acid, oxalic acid, histidine, o-benzenedicarboxylic acid, and dibenzo. A method for decontaminating a neutron generator, wherein the method is at least one of -18-crown-6.

In a neutron generator including a target that generates neutrons by ion beam irradiation and a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target circulates,
A neutron generator, wherein the decontamination circulation system sharing at least a part of the cooling water circulation system has equipment for injecting a decontamination agent forming a complex with Be and equipment for adjusting pH.

In a neutron generator including a target that generates neutrons by ion beam irradiation and a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target circulates,
A neutron generator, wherein at least a part of the water contact portion of the cooling water circulation system is coated with an organic polymer material.

A target for generating neutrons by ion beam irradiation, and a method for operating a neutron generator including a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target circulates,
A method for operating a neutron generator, characterized in that the cooling water of the cooling water circulation system is passed through a glass particle packed tower installed in the cooling water circulation system.

In a neutron generator including a target that generates neutrons by ion beam irradiation and a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target circulates,
A neutron generator, wherein the cooling water circulation system includes a glass particle packed tower.

A target for generating neutrons by ion beam irradiation, and a method for operating a neutron generator including a cooling water circulation system in which cooling water for cooling the target circulates,
A method for operating a neutron generator, comprising injecting a decontaminant that forms a complex with Be into the cooling water circulation system.