JP2874943B2 - Reactor shutdown method - Google Patents

Reactor shutdown method

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JP2874943B2
JP2874943B2 JP2064006A JP6400690A JP2874943B2 JP 2874943 B2 JP2874943 B2 JP 2874943B2 JP 2064006 A JP2064006 A JP 2064006A JP 6400690 A JP6400690 A JP 6400690A JP 2874943 B2 JP2874943 B2 JP 2874943B2
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Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉の停止方法に関するものであり、特
に、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の配管表
面線量率を低減させる原子炉停止法に関する。
Description: BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for shutting down a nuclear reactor, and in particular, to reducing a dose rate on a pipe surface of a reactor water recirculation system and a reactor water purification system. On the Reactor Shutdown Act.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

原子力発電プラントの一次冷却水が接する配管・機器
等の接水表面には、放射性物質を含む酸化皮膜が形成さ
れ、配管表面線量率を高める原因となっている。特に、
原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の配管表面線
量率が高くなると、原子炉を停止し年1回程度行われる
定期点検時に、作業員が受ける放射線量(被爆放射線
量)の上昇をもたらし、その低減が重量な課題である。
An oxide film containing a radioactive substance is formed on the water-contacting surface of piping, equipment, and the like in contact with the primary cooling water of a nuclear power plant, causing an increase in the pipe surface dose rate. In particular,
When the dose rate on the pipe surface of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system pipe increases, the radiation dose (exposure radiation dose) received by workers during the periodic shutdown, which is performed once a year after the reactor is shut down, And its reduction is a heavy issue.

この配管表面線量率には、定常出力運転時の一次冷却
水の放射能濃度のほかにも、定期点検直前の原子炉停止
操作が大きく影響する。これは、原子炉停止操作に伴う
急激な炉圧及び温度の変化が、燃料被覆管表面に付着し
ている、放射性物質を多量に含むクラッドの剥離、及び
放射性イオンの溶解を促進するためである。
This pipe surface dose rate is greatly affected by the reactor shutdown operation just before the periodic inspection, in addition to the primary cooling water radioactivity concentration during steady-state operation. This is because sudden changes in reactor pressure and temperature associated with the reactor shutdown operation promote the separation of the cladding containing a large amount of radioactive material and the dissolution of radioactive ions attached to the fuel cladding tube surface. .

特に、急激な炉圧の低下は、バブル(気泡)の発生と
バブル体積の増加による燃料被覆管表面の付着クラッド
の剥離を促進する。燃料被覆管表面の付着クラッドの剥
離により発生した放射能は、原子炉水再循環系及び原子
炉水浄化系配管の接水表面に付着し、配管表面線量率の
上昇をもたらす。燃料被覆管表面の付着クラッドは、配
管材料等の腐食により、一次冷却水中に含まれるクラッ
ド(主に鉄の酸化物及び水酸化物)と金属イオンが付着
・析出したものであり、配管表面に形成された酸化皮膜
に比べると剥離しやすい。
In particular, a rapid decrease in the furnace pressure promotes the generation of bubbles (bubbles) and the separation of the adhered cladding on the fuel cladding tube surface due to the increase in the bubble volume. The radioactivity generated by the detachment of the adhered cladding on the fuel cladding tube surface adheres to the water-contacting surfaces of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system piping, resulting in an increase in the pipe surface dose rate. The adhered cladding on the fuel cladding tube surface is formed by the adhesion and deposition of metal ions and cladding (mainly oxides and hydroxides of iron) contained in primary cooling water due to corrosion of piping materials and the like. It is easier to peel off than the formed oxide film.

日本原子力学会「昭63秋の大会」要旨集、J18,第II分
冊第142頁(1988)によると、原子炉停止時に燃料棒近
傍でのボイド上昇速度を抑える操作を行うことで、燃料
被覆管表面の付着クラッドの剥離を抑制できるとしてい
る。同文献では、炉水温度降下速度を15℃/hr以下と低
く一定とする方法、及び上記方法に加えて炉圧を50kg/c
m2で3時間保持する方法、の二種類の原子炉停止法が示
されている。後者の方法では、燃料被覆管表面の付着ク
ラッドの剥離に伴う60Co放射能の発生量が、5Ciから2Ci
まで低減できたことが示されている。
According to the Abstracts of the Atomic Energy Society of Japan, Fall Meeting of 1988, J18, Vol. II, p. 142 (1988), the fuel cladding tube was controlled by controlling the rate of void rise near the fuel rods when the reactor was shut down. It is said that the separation of the adhered cladding on the surface can be suppressed. In the same document, a method of keeping the reactor water temperature drop rate as low as 15 ° C / hr or less, and a furnace pressure of 50 kg / c in addition to the above method
Two types of reactor shutdown methods, a method of holding at m 2 for 3 hours, are shown. In the latter method, the amount of 60 Co radioactivity generated due to the separation of the adhered cladding on the fuel cladding surface is reduced from 5 Ci to 2 Ci
It is shown that it was able to reduce to.

しかし、依然として原子炉停止操作によって放射能が
上昇し、そのことは配管表面線量率を定常出力運転時よ
りも、上昇させてしまうという問題が残る。定期点検時
に配管表面線量率を、定常出力運転時と同等またはそれ
以下にするためには、既に配管表面に形成されている放
射性物質を含む酸化皮膜から、放射性物質を原子炉停止
操作にともない除去する必要がある。
However, the radioactivity still rises due to the operation of shutting down the reactor, which leaves a problem that the dose rate on the pipe surface is raised more than in the steady output operation. In order to make the pipe surface dose rate at the time of periodic inspection equal to or less than that at the time of steady output operation, radioactive substances are removed from the oxide film containing radioactive substances already formed on the pipe surface by the reactor shutdown operation. There is a need to.

〔発明が解決しようとする課題〕[Problems to be solved by the invention]

上記従来技術は、燃料被覆管表面の付着クラッドの剥
離を抑制することにはある程度の効果をもつが、原子炉
停止操作にとない既に配管表面に形成されている放射性
物質を含む酸化皮膜から、放射性物質を除去することは
考慮されていない。
The above prior art has a certain effect in suppressing the separation of the adhered cladding on the fuel cladding tube surface, but from an oxide film containing a radioactive substance already formed on the piping surface without a reactor shutdown operation, Removal of radioactive material is not considered.

本発明は、原子炉停止操作にともない、燃料被覆管表
面の付着クラッドの剥離を抑制するとともに、原子炉水
再循環系及び原子炉水浄化系配管の接水表面に形成され
ている、放射性物質を除去することを目的としており、
さらには配管表面線量率を従来より低減することで、定
期点検時の作業員が受ける放射線量を低減することを目
的とする。
The present invention suppresses the separation of the adhered cladding on the surface of the fuel cladding tube due to the reactor shutdown operation, and furthermore, the radioactive material formed on the water contact surface of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system piping. Is intended to remove
Furthermore, it is another object of the present invention to reduce the radiation dose received by workers during periodic inspections by reducing the dose rate on the pipe surface.

〔課題を解決するための手段〕[Means for solving the problem]

上記目的を達成するために、本発明では、原子炉停止
操作において、一次冷却水が冷却される前に、錯化剤又
は還元剤の少なくとも1つを一次冷却水中に注入し、溶
解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去することを
特徴とする原子炉停止法とし、また、原子炉停止操作に
おいて、原子炉内の圧力をその炉水温度での飽和蒸気圧
よりも高く維持すると共に、水素ガス、錯化剤又は還元
剤の少なくとも1つを一次冷却水中に注入し、溶解した
放射性物質を原子炉水浄化装置で除去することを特徴と
する原子炉停止法とし、また、原子炉停止操作におい
て、出力を低下させ原子炉水温度が80℃以下の温度にな
るまでの間に、一次冷却水を還元雰囲気に少なくとも1
時間以上維持し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装
置で除去することを特徴とする原子炉停止法とし、更
に、原子炉停止操作において、出力を低下させ原子炉水
温度が80℃以下の温度になるまでの間に、原子炉内の水
素ガス分圧を少なくとも1時間以上の間0.1kg/cm2以上
にし、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去す
ることを特徴とする原子炉停止法としたものである。
To achieve the above object, according to the present invention, in a reactor shutdown operation, before the primary cooling water is cooled, at least one of a complexing agent or a reducing agent is injected into the primary cooling water to dissolve the dissolved radioactive material. The reactor shutdown method characterized by removing the reactor water purifier, and in the reactor shutdown operation, while maintaining the pressure in the reactor higher than the saturated steam pressure at the reactor water temperature, A reactor shutdown method characterized by injecting at least one of hydrogen gas, a complexing agent, or a reducing agent into primary cooling water and removing dissolved radioactive materials by a reactor water purification device. In operation, at least one primary cooling water is introduced into the reducing atmosphere until the power is reduced and the reactor water temperature reaches a temperature below 80 ° C.
A reactor shutdown method characterized by maintaining the reactor for more than an hour and removing dissolved radioactive materials with a reactor water purification device.In the reactor shutdown operation, the output is reduced and the reactor water temperature is reduced to 80 ° C or less. The atomic pressure is characterized by increasing the partial pressure of hydrogen gas in the reactor to at least 0.1 kg / cm 2 for at least one hour until the temperature is reached, and removing dissolved radioactive materials by a reactor water purification device. This is the furnace shutdown method.

上記のように、本発明は、原子炉停止操作において、
原子炉内の圧力をその炉水温度での飽和蒸気圧よりも高
く維持し、炉水の沸騰を抑えることで、燃料被覆管表面
に付着しているクラッドの剥離を抑制するとともに、水
素ガスまたは錯化剤または還元剤の少なくとも1つを一
次冷却水中に注入し、原子炉水再循環系及び原子炉水浄
化系配管の接水表面に形成された放射性物質を含む酸化
皮膜の溶解を促進し、溶解した放射性物質を原子炉水浄
化装置で除去し、配管表面線量率を低減させる原子炉停
止方法である。
As described above, the present invention relates to a reactor shutdown operation,
By keeping the pressure inside the reactor higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature and suppressing the boiling of the reactor water, the separation of the clad adhering to the surface of the fuel cladding tube is suppressed, and the hydrogen gas or Injecting at least one of a complexing agent or a reducing agent into the primary cooling water to promote the dissolution of the oxide film containing radioactive substances formed on the water contact surface of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system piping. This is a reactor shutdown method in which dissolved radioactive materials are removed by a reactor water purification device to reduce the pipe surface dose rate.

更に、好適な本発明の態様は、原子炉停止操作におい
て、原子炉内の圧力を少なくても3時間以上その炉水温
度での飽和蒸気圧よりも高く維持し、かつ一次冷却水温
度を200℃以上に3時間以上保持し、水素ガスを一次冷
却水中に注入すると共に、200℃以下では炉水冷却速度
を30℃/hr以下とするとともに錯化剤または還元剤の少
なくとも一方を一次冷却水中に注入し、原子炉水再循環
系及び原子炉水浄化系配管及び機器の接水表面に形成さ
れた放射性物質を含む酸化皮膜の溶解を促進し、溶解し
た放射性物質を原子炉水浄化装置で除去し配管表面線量
率を低減させる原子炉停止法である。
Further, a preferred aspect of the present invention is that, in the reactor shutdown operation, the pressure in the reactor is maintained higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature for at least 3 hours, and the primary cooling water temperature is set at 200 C. and maintained for 3 hours or more, hydrogen gas was injected into the primary cooling water, and at 200 ° C or less, the reactor water cooling rate was set to 30 ° C / hr or less and at least one of the complexing agent or reducing agent was added to the primary cooling water. Into the reactor water recirculation system and the reactor water purification system to promote the dissolution of the oxide film containing radioactive material formed on the water contact surface of the piping and equipment, and dissolve the dissolved radioactive material in the reactor water purification system This is a reactor shutdown method that removes and reduces the pipe surface dose rate.

本発明において、錯化剤としては、具体的には例え
ば、エチネジアミン四酢酸(EDTAと略称される)、アセ
チルアセトン、ジチゾン、2,2′−ジピリジル、エチレ
ンジアミン、8−ヒドロキシキノリン、1,10−フェナン
トロリン、N,N′−ジ(2−アミノエチル)エチレンジ
アミン、(Trienと略称される)、2,2′,2″−トリアミ
ノトリエチルアミン(Trenと略称される)、シアン化
物、しゅう酸塩、オキシ酸塩、アミン酸塩、ピコリン酸
塩等のうちから選択され、また、還元剤としては、具体
的には例えば、クロム二価イオン、バナジウム二価イオ
ン、銅一価イオン、鉄二価イオン、チタン三価イオン、
ニオブ三価イオン、モリブデン三価イオン、モリブデン
四価イオンのうちから選択される。
In the present invention, as the complexing agent, specifically, for example, ethinezaminetetraacetic acid (abbreviated as EDTA), acetylacetone, dithizone, 2,2′-dipyridyl, ethylenediamine, 8-hydroxyquinoline, 1,10-phenanthroline , N, N'-di (2-aminoethyl) ethylenediamine, (abbreviated as Trien), 2,2 ', 2 "-triaminotriethylamine (abbreviated as Tren), cyanide, oxalate, oxy Acid salt, aminic acid salt, picolinate salt and the like, and specific examples of the reducing agent include chromium divalent ion, vanadium divalent ion, copper monovalent ion, iron divalent ion, titanium Trivalent ions,
It is selected from niobium trivalent ions, molybdenum trivalent ions, and molybdenum tetravalent ions.

更に、本発明においては、一次冷却水の流通する配管
又は装置と、一次冷却水との間に電圧を印加して通電す
ることにより、冷却水を還元雰囲気にでき、酸化皮膜の
溶解を促進することができる。
Furthermore, in the present invention, by applying a voltage between the pipe or the device through which the primary cooling water flows and the primary cooling water and energizing the cooling water, the cooling water can be brought into a reducing atmosphere, and the dissolution of the oxide film is promoted. be able to.

〔作用〕[Action]

燃料被覆管表面に付着しているクラッドの剥離を抑制
するためには、バブル(気泡)の発生を抑えることが最
も効果的である。原子炉停止時には、炉圧の低下により
バブルが発生しやすい上、発生するバブルは温度低下に
伴う圧力の低下で体積が膨張し、炉水中の上昇速度が大
幅に増加する。バブルの上昇速度の増加は、燃料被覆管
表面附近の炉水の流れを乱すと共に燃料被覆管表面との
剪断力を増し、その表面の付着クラッドの剥離を促進す
る。
In order to suppress the separation of the clad adhering to the fuel cladding tube surface, it is most effective to suppress the generation of bubbles. When the reactor is shut down, bubbles tend to be generated due to a decrease in reactor pressure, and the generated bubbles expand in volume due to a decrease in pressure due to a decrease in temperature, and the rising speed in the reactor water greatly increases. The increase in the rising speed of the bubble disturbs the flow of the reactor water near the fuel cladding surface, increases the shearing force with the fuel cladding surface, and promotes the separation of the adhered cladding on the surface.

本発明は、原子炉停止操作により原子炉圧及び炉水温
度を低下させる間に、炉圧をその炉水温度における飽和
蒸気圧よりも高く維持することで、バブルの発生を抑制
する作用を有する。炉圧を飽和蒸気圧よりも高く保持す
る時間は、理想的には原子炉停止操作開始から、飽和蒸
気圧が大気圧以下になる炉水温度100℃以下までが望ま
しい。もちろん、その保持時間は短時間でもそれに見合
った効果を発揮するが、飽和蒸気圧まで炉圧を低下する
際に、バブルの発生を加速するマイナス因子があること
から、少なくとも3時間以上は炉圧を飽和蒸気圧以上に
保持する必要がある。また、単位時間当たりのバブルの
発生量(バブル発生速度)を低く抑えるためには、炉圧
の低下速度をできるかぎり低くすることが望ましい。
The present invention has an effect of suppressing the generation of bubbles by maintaining the reactor pressure higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature while reducing the reactor pressure and the reactor water temperature by the reactor shutdown operation. . Ideally, the time during which the reactor pressure is maintained higher than the saturated vapor pressure is preferably from the start of the reactor shutdown operation to a reactor water temperature of 100 ° C. or less at which the saturated vapor pressure becomes equal to or less than the atmospheric pressure. Of course, even if the holding time is short, the effect is commensurate with that. However, when the furnace pressure is reduced to the saturated vapor pressure, there is a negative factor that accelerates the generation of bubbles. Must be maintained above the saturated vapor pressure. In addition, in order to reduce the amount of bubbles generated per unit time (bubble generation speed), it is desirable to reduce the rate of decrease in furnace pressure as much as possible.

さらに本発明は、原子炉停止操作に伴って、原子炉水
再循環系及び原子炉水浄化系配管表面に形成された放射
性酸化皮膜を選択的に溶解し、溶解した放射性イオンを
原子炉水浄化装置で除去することで、配管表面線量率を
低減する作用を有する。放射能の源である燃料被覆管表
面の付着クラッドの溶解をできるだけ促進せずに、原子
炉水再循環及び原子炉水浄化系配管表面の酸化皮膜の溶
解を選択的に促進するためには、付着クラッド及び酸化
皮膜の結晶形態(化学形態)の違いに基づく、溶解度
(溶解速度)の違いを活性できる一次冷却水の環境を形
成する。
Further, the present invention selectively dissolves a radioactive oxide film formed on a pipe surface of a reactor water recirculation system and a reactor water purification system in accordance with a reactor shutdown operation, and dissolves dissolved radioactive ions into a reactor water purification system. The removal by the device has the effect of reducing the pipe surface dose rate. In order to selectively promote the dissolution of the oxide film on the reactor water recirculation and reactor water purification system piping without promoting as much as possible the melting of the adhered cladding on the fuel cladding tube surface, which is the source of radioactivity, An environment for primary cooling water capable of activating a difference in solubility (dissolution rate) based on a difference in crystal form (chemical form) between the adhered cladding and the oxide film is formed.

一般に、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管
や機器に形成される酸化皮膜は、マグネタイト(Fe
3O4)とヘマタイト(α−Fe2O3)に大別される。放射性
物質(例えば60Co,58Co)は、これらマグネタイトやヘ
マタイトの結晶中に取り込まれるが、その量は極微量な
ため溶解特性はマグネタイトやヘマタイトの溶解によっ
て決まる。これら酸化物の純水中での溶解は、次の反応
式によって表される。
Generally, the oxide film formed on the piping and equipment of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system is made of magnetite (Fe
3 O 4 ) and hematite (α-Fe 2 O 3 ). Radioactive substances (for example, 60 Co and 58 Co) are taken into crystals of these magnetites and hematites, but since their amounts are extremely small, their dissolution characteristics are determined by the dissolution of magnetites and hematites. The dissolution of these oxides in pure water is represented by the following reaction formula.

Fe3O4+8H++2e-→3Fe2++4H2O …(1) Fe2O3+6H++2e-→2Fe2++3H2O …(2) すなわち、マグネチイト及びヘマタイトの溶解は、プ
ロトン(H+)と電子(e-)の供与をうける還元反応とし
て進む。従って、一次冷却水を還元雰囲気にする原子炉
停止操作により、配管表面の酸化皮膜の溶解を促進し配
管表面線量率を低減することができる。原子炉停止時に
(1)及び(2)式の還元反応を促進するためには、上
記のクロム二価イオン(Cr2+)、バナジウム二価イオン
(V2+)などの還元剤、またはEDTA、ピコリン酸などの
錯化剤を一次冷却水中に注入することが可能である。特
に還元剤はその効果が大きいが、Cr2+やV2+は、pH<7
ではV3+/V2+、Cr3+/Cr2+の酸化還元電位が水より卑な
ため、目的とする酸化皮膜ではなく溶媒である水を還元
してしまう。これを防止するためには、錯化剤も添加し
キレート化、例えばFe2+/EDTA、Cr2+/ピピリジン、V2+
/ピコリン酸塩とすることがさらに効果的である。
Fe 3 O 4 + 8H + + 2e → 3Fe 2+ + 4H 2 O (1) Fe 2 O 3 + 6H + + 2e → 2Fe 2+ + 3H 2 O (2) That is, the dissolution of magnetite and hematite is caused by proton (H +) and electrons (e - proceeds as the reducing reaction that receives provision of). Therefore, the reactor shutdown operation in which the primary cooling water is set to the reducing atmosphere can promote the dissolution of the oxide film on the pipe surface and reduce the pipe surface dose rate. In order to accelerate the reduction reactions of formulas (1) and (2) when the reactor is shut down, a reducing agent such as the above-mentioned chromium divalent ion (Cr 2+ ), vanadium divalent ion (V 2+ ), or EDTA And a complexing agent such as picolinic acid can be injected into the primary cooling water. In particular, reducing agents have a great effect, but Cr 2+ and V 2+ have pH <7.
In this case, since the oxidation-reduction potential of V 3+ / V 2+ and Cr 3+ / Cr 2+ is lower than that of water, water as a solvent is reduced instead of the intended oxide film. To prevent this, a complexing agent is also added to chelate, eg Fe 2+ / EDTA, Cr 2+ / pipyridine, V 2+
/ Picoline salt is more effective.

一方、燃料被覆管表面に付着しているクラッドは、近
年の二重の復水浄化装置を採用している沸騰水型原子炉
では、90%以上がニッケルフェライト(NiFe2O4)であ
る。このニッケルフェライトの溶解は次式で表される。
On the other hand, 90% or more of the clad adhering to the surface of the fuel cladding tube is nickel ferrite (NiFe 2 O 4 ) in a boiling water reactor employing a double condensing purification device in recent years. The dissolution of this nickel ferrite is represented by the following equation.

NiFe2O4+8H++2e- →Ni2++2Fe2++4H2O …(3) すなわち、ニッケルフェライトの溶解も(1)式及び
(2)式と同様に還元反応である。従って、還元剤また
は錯化剤または錯化剤の添加により、その溶解が加速さ
れる。しかし、ニッケルフェライドの溶解速度は、マグ
ネタイト及びヘマタイトのそれに比べるとはるかに小さ
い。一般にこれらの溶解速度は次式のようになる。
NiFe 2 O 4 + 8H + + 2e → Ni 2+ + 2Fe 2+ + 4H 2 O (3) That is, the dissolution of nickel ferrite is a reduction reaction similarly to the formulas (1) and (2). Thus, the addition of a reducing or complexing agent or complexing agent accelerates its dissolution. However, the dissolution rate of nickel ferride is much lower than that of magnetite and hematite. Generally, these dissolution rates are as follows:

Fe3O4>α−Fe2O3≫NiFe2O4 …(4) 例えば、EDTA0.1mol/l、60℃、pH=5の溶液中では、
ニッケルフェライトの溶解速度を1とすると、ヘマタイ
トは75、マグネタイトでは100となる。従って、燃料被
覆管表面に付着したクラッドをほとんど溶解させずに、
原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管や機器表面
の酸化皮膜の溶解を大幅に促進し、配管表面線量率を低
減することが可能となる。
Fe 3 O 4 > α-Fe 2 O 3 ≫NiFe 2 O 4 (4) For example, in a solution of EDTA 0.1 mol / l, 60 ° C. and pH = 5,
Assuming that the dissolution rate of nickel ferrite is 1, hematite is 75 and magnetite is 100. Therefore, almost no dissolution of the clad attached to the fuel cladding tube surface,
Dissolution of the oxide film on the surfaces of the piping and equipment of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system is greatly promoted, and the dose rate on the piping surface can be reduced.

また、一次冷却水を還元雰囲気にし(1)及び(2)
式の反応を促進する別の方法としては、配管または機器
のカソードとし、一次冷却水中にアノードを配置し、電
圧を印加し通電することで、配管表面等の酸化皮膜をカ
ソード分極させて溶解させる方法がある。溶解したFe2+
等をFe2+/EDTAなどのキレート化するために、錯化剤を
一次冷却水中に注入させて通電するのがさらに効果的で
ある。
In addition, the primary cooling water is changed to a reducing atmosphere (1) and (2).
As another method of promoting the reaction of the formula, as an anode of piping or equipment, an anode is placed in primary cooling water, voltage is applied and electricity is applied, and the oxide film on the pipe surface etc. is cathode-polarized and dissolved. There is a way. Fe 2+ dissolved
In order to chelate Fe 2+ / EDTA or the like, it is more effective to inject a complexing agent into primary cooling water and to energize.

ほかに、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管
や、機器表面の酸化皮膜の溶解を促進する方法として
は、一次冷却水中の水素ガスを注入する方法がある。後
述の実施例として詳述するが、水素ガスを水中に圧入さ
せることで還元雰囲気を形成し、還元反応である酸化皮
膜の溶解を促進することができる。第10図に示すよう
に、水素ガス圧入の溶解促進効果は高温ほど大きく、20
0℃では約4倍となる。
In addition, there is a method of injecting hydrogen gas in primary cooling water as a method for promoting dissolution of an oxide film on a reactor water recirculation system and a reactor water purification system and an oxide film on the surface of equipment. As will be described later in detail as an example, a reducing atmosphere is formed by injecting hydrogen gas into water, so that dissolution of an oxide film, which is a reduction reaction, can be promoted. As shown in FIG. 10, the effect of accelerating the dissolution of hydrogen gas injection is greater at higher temperatures.
At 0 ° C, it becomes about 4 times.

〔実施例〕〔Example〕

以下に本発明の実施例について詳述する。 Hereinafter, examples of the present invention will be described in detail.

実施例1 本実施例は、原子炉停止操作にともなって、水素ガ
ス、錯化剤または還元剤を一次冷却水中に注入し、原子
炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管や機器表面の酸
化皮膜の溶解を促進する実施例である。
Example 1 In this example, hydrogen gas, a complexing agent or a reducing agent was injected into primary cooling water in accordance with a reactor shutdown operation, and piping and equipment surfaces of a reactor water recirculation system and a reactor water purification system were injected. This is an embodiment for promoting the dissolution of the oxide film.

第1図は、水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置
を有する沸騰水型原子力発電プラントの一次冷却水循環
系統を示す模式図である。原子炉1で発生した蒸気はタ
ービン2に回転させる仕事を行った後、復水器3におい
て凝縮し復水となる。その復水は、復水ポンプ4によっ
て復水ろ過器5へ送られ、さらに復水脱塩器6を通過す
ることにより、その中に含まれる鉄クラッドと不純物金
属イオンの除去が行われる。さらに給水ポンプ7によ
り、圧送され数段に配置された給水ヒーター8を通過す
ることにより加熱され、原子炉1へと給水される。原子
炉内の炉水の一部は、原子炉水再循環系を流通し、再循
環ポンプ9により原子炉1との間で循環し、さらにその
一部は原子炉水浄化系へと導かれ、炉水浄化装置10で浄
化された後、CUWポンプ11によって原子炉1へと循環す
る。
FIG. 1 is a schematic diagram showing a primary cooling water circulation system of a boiling water nuclear power plant having an injection device for hydrogen gas, a complexing agent or a reducing agent. After the steam generated in the reactor 1 is rotated by the turbine 2, the steam is condensed in the condenser 3 to be condensed. The condensate is sent to a condensate filter 5 by a condensate pump 4 and further passes through a condensate desalter 6 to remove iron clad and impurity metal ions contained therein. Further, the water is pumped by a water supply pump 7 and heated by passing through water supply heaters 8 arranged in several stages, whereby water is supplied to the reactor 1. Part of the reactor water in the reactor circulates through the reactor water recirculation system and circulates between the reactor 1 and the recirculation pump 9, and part of the water is guided to the reactor water purification system. After being purified by the reactor water purification device 10, it is circulated to the reactor 1 by the CUW pump 11.

上記のような一次冷却水循環系統において、原子炉水
再循環系に水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置12
を設置し、原子炉停止時に水素ガス、錯化剤または還元
剤を一次冷却水中に注入する。
In the primary cooling water circulation system as described above, hydrogen gas, a complexing agent or a reducing agent injection device 12 is supplied to the reactor water recirculation system.
Is installed, and hydrogen gas, complexing agent or reducing agent is injected into the primary cooling water when the reactor is stopped.

水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置の設置位置
は、第2図のように原子炉水再循環系の再循環ポンプの
下流でもよく、また第3図、第4図及び第5図に示すよ
うに、原子炉水浄化系の原子炉水浄化装置の上流、CUW
ポンプの上流または下流でもよい。また第6図のよう
に、原子炉に直接注入してもよい。さらに第7図及び第
8図に示すように給水ヒーターの上流及び下流でもよ
い。他に原子炉内に流入する一次冷却水循環系統であれ
ば、水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置はどこに
配置してもよい。
The installation position of the hydrogen gas, complexing agent or reducing agent injection device may be located downstream of the recirculation pump of the reactor water recirculation system as shown in FIG. 2, or FIG. 3, FIG. 4 and FIG. As shown in the figure, upstream of the reactor water purification system of the reactor water purification system, CUW
It may be upstream or downstream of the pump. Also, as shown in FIG. 6, it may be directly injected into the nuclear reactor. Further, as shown in FIG. 7 and FIG. 8, it may be upstream and downstream of the feed water heater. In addition, as long as the primary cooling water circulation system flows into the nuclear reactor, the hydrogen gas, complexing agent, or reducing agent injection device may be located anywhere.

原子炉停止操作とともに、上記の水素ガス、錯化剤ま
たは還元剤の注入装置から、水素ガス、錯化剤または還
元剤の注入されたことにより、原子炉水再循環系及び原
子炉水浄化系の配管及び機器表面の酸化皮膜の溶解で発
生した放射性イオンは、原子炉水浄化装置10で一次冷却
水から除去される。
Along with the reactor shutdown operation, the hydrogen gas, complexing agent, or reducing agent was injected from the hydrogen gas, complexing agent, or reducing agent injection device, resulting in a reactor water recirculation system and a reactor water purification system. Radioactive ions generated by the dissolution of the oxide film on the pipes and equipment surfaces are removed from the primary cooling water by the reactor water purification device 10.

実施例2 原子炉停止時に一次冷却水を還元雰囲気にする方法の
実施例として、配管及び機器のカソード分極法を第9図
に示す。酸化皮膜を除去したい原子炉水再循環系または
原子炉水浄化系の配管13に、それがカソードとなるよう
に直流電源14を接続し、一次冷却水中にはアノード15を
設置する。このアノードは、絶縁性で、かつ液の透過を
許す網状のゴムまたは合成樹脂で被覆された白金線また
は炭素繊維にような不溶性のアノード材からなる。
Example 2 FIG. 9 shows a cathode polarization method for piping and equipment as an example of a method for changing the primary cooling water to a reducing atmosphere when the reactor is stopped. A DC power supply 14 is connected to a pipe 13 of a reactor water recirculation system or a reactor water purification system from which an oxide film is to be removed so that the pipe 13 serves as a cathode, and an anode 15 is provided in the primary cooling water. The anode is made of an insoluble anode material such as a platinum wire or carbon fiber coated with a net-like rubber or synthetic resin that is insulative and allows liquid to permeate.

原子炉停止操作とともに、配管13の母材金属の自然電
位(腐食電位)より低い電位になるように直流電源14か
ら直流電源を流す。そうすると、配管13の母材は溶解せ
ずに、その内面の酸化皮膜のみが溶解する。酸化皮膜の
溶解で発生した放射性イオンは原子炉水浄化装置10で一
次冷却水から除去される。
At the same time as the reactor shutdown operation, a DC power is supplied from the DC power supply 14 so that the potential becomes lower than the natural potential (corrosion potential) of the base metal in the pipe 13. Then, the base material of the pipe 13 does not dissolve, but only the oxide film on the inner surface dissolves. Radioactive ions generated by dissolution of the oxide film are removed from the primary cooling water by the reactor water purification device 10.

実施例3 本発明に基づいて実験検討を行った実施例について説
明する。
Example 3 An example in which an experimental study was performed based on the present invention will be described.

第10図は、オートクレーブ内の純水中にマグネタイト
(Fe3O4)板を入れ、水素ガスを圧入した場合としない
場合の溶解速度(単位時間、単位Fe3O4表面積値りのFe
イオンの溶解量)を測定したものである。水素ガスの圧
入量は、水素ガス分圧が5kg/cm2となるようにした。図
からも明らかなように、水素ガスを圧入した場合(図中
○印)はしなかった場合(図中△印)に比べて、マグネ
タイトの溶解速度が相当大きい。特に、200℃以上から
定常出力運転時の炉水温度では、4〜10倍程度水素ガス
圧入時の溶解速度は大きい。
Fig. 10 shows the dissolution rate (unit time, unit Fe 3 O 4 surface area of Fe 3 O 4 ) when a magnetite (Fe 3 O 4 ) plate was put in pure water in an autoclave and hydrogen gas was injected and not.
(Dissolution amount of ions). The amount of hydrogen gas injected was such that the hydrogen gas partial pressure was 5 kg / cm 2 . As is clear from the figure, the dissolution rate of magnetite is considerably higher than in the case where hydrogen gas was injected (marked in the figure) and the case where hydrogen gas was not injected (marked in the figure). In particular, at a reactor water temperature of 200 ° C. or higher and a steady output operation, the dissolution rate at the time of injecting hydrogen gas is about 4 to 10 times larger.

第11図は、オートクレーブ内の純水中にマグネタイト
(Fe3O4)板を入れ、さらに錯化剤EDTA・2NH4を0.002m
ol/lの濃度になるように入れ、溶解速度を測定した結果
である。220℃以下の温度では第10図の純水中(図中△
印)に比べて、EDTAを添加したことにより100倍以上溶
解速度が大きい。ところが、220℃以上の温度では、溶
解速度は急激に小さくなる。これはEDTAが220℃以上で
は分解してしまうためである。
FIG. 11 is magnetite in pure water in the autoclave (Fe 3 O 4) Put the plates, further 0.002m complexing agents EDTA · 2NH 4
This is the result of measuring the dissolution rate by adding the solution to a concentration of ol / l. At temperatures below 220 ° C, the pure water in Fig. 10 (△
Compared with (marked), the dissolution rate is at least 100 times greater due to the addition of EDTA. However, at a temperature of 220 ° C. or higher, the dissolution rate sharply decreases. This is because EDTA decomposes at 220 ° C. or higher.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

本発明によれば、原子炉停止操作時に、原子炉の圧力
をその炉水温度での飽和蒸気圧よりも高く維持し、炉水
の沸騰を抑えることで、燃料被覆管表面に付着している
クラッドの剥離を抑制するとともに、水素ガスまたは錯
化剤または還元剤の少なくとも1つを一次冷却水中に注
入し、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の接水
表面に形成された放射性物質を含む酸化皮膜の溶解を促
進し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去す
ることで、定期点検時の配管表面線量率を低減させるこ
とができる。従って、原子力発電プラントの定期点検作
業従事者の放射線被爆量を大幅にて低減すること可能で
ある。
According to the present invention, at the time of reactor shutdown operation, the pressure of the reactor is maintained higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature and the boiling of the reactor water is suppressed, whereby the reactor adheres to the fuel cladding tube surface. In addition to suppressing the separation of the clad, at least one of hydrogen gas or a complexing agent or a reducing agent was injected into the primary cooling water, and formed on the water contact surface of the reactor water recirculation system and the reactor water purification system piping. By promoting the dissolution of the oxide film containing radioactive substances and removing the dissolved radioactive substances by the reactor water purification device, the pipe surface dose rate at the time of periodic inspection can be reduced. Therefore, it is possible to significantly reduce the radiation exposure of workers engaged in periodic inspections of the nuclear power plant.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

第1図は、本発明の一例に用いる沸騰水型原子力発電プ
ラントの一次冷却水の系統図、第2図〜第8図は本発明
の一例に用いる水素ガス、錯化剤または還元剤の添加位
置を表す沸騰水型原子力発電プラントの一次冷却水の部
分系統図、第9図は本発明の一例に用いる原子炉水再循
環系及び原子炉水浄化系の配管の部分断面図、第10図は
本発明に関する水素ガス圧力におけるマグネタイトの溶
解速度を表すグラフ、第11図は本発明に関するEDTA添加
におけるマグネタイトの溶解速度を表すグラフである。 1:原子炉、2:タービン、3:復水器、4:復水ポンプ、5:復
水ろ過器、6:復水脱塩器、7:給水ポンプ、8:給水ヒータ
ー、9:再循環ポンプ、10:炉水浄化装置、11:CUWポン
プ、12:水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置、13:
原子炉水再循環系または炉水浄化系の配管、14:直流電
源、15:アノード
FIG. 1 is a system diagram of primary cooling water of a boiling water nuclear power plant used in an example of the present invention, and FIGS. 2 to 8 are diagrams showing addition of hydrogen gas, a complexing agent or a reducing agent used in an example of the present invention. FIG. 9 is a partial system diagram of primary cooling water of a boiling water nuclear power plant showing a position, FIG. 9 is a partial sectional view of piping of a reactor water recirculation system and a reactor water purification system used in an example of the present invention, and FIG. FIG. 11 is a graph showing the dissolution rate of magnetite at hydrogen gas pressure according to the present invention, and FIG. 11 is a graph showing the dissolution rate of magnetite when EDTA is added according to the present invention. 1: Reactor, 2: Turbine, 3: Condenser, 4: Condensate pump, 5: Condensate filter, 6: Condensate desalinator, 7: Feedwater pump, 8: Feedwater heater, 9: Recirculation Pump, 10: Furnace water purification device, 11: CUW pump, 12: Injection device for hydrogen gas, complexing agent or reducing agent, 13:
Reactor water recirculation system or reactor water purification system piping, 14: DC power supply, 15: anode

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松本 隆行 茨城県日立市久慈町4026番地 株式会社 日立製作所日立研究所内 (72)発明者 大角 克巳 茨城県日立市幸町3丁目1番1号 株式 会社日立製作所日立工場内 (72)発明者 碓井 直志 茨城県日立市幸町3丁目2番1号 日立 エンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 平1−269090(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) G21C 19/30 G21F 9/28 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Takayuki Matsumoto 4026 Kuji-cho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Inside Hitachi Research Laboratory, Hitachi, Ltd. (72) Katsumi Osumi 3-1-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Co., Ltd. Hitachi Works Hitachi Plant (72) Inventor Naoshi Usui 3-2-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Within Hitachi Engineering Co., Ltd. (56) References JP-A-1-269090 (JP, A) (58) Field (Int.Cl. 6 , DB name) G21C 19/30 G21F 9/28

Claims (8)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項1】原子炉停止操作において、一次冷却水が冷
却される前に、錯化剤又は還元剤の少なくとも1つを一
次冷却水中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄
化装置で除去することを特徴とする原子炉停止法。
In the reactor shutdown operation, at least one of a complexing agent or a reducing agent is injected into the primary cooling water before the primary cooling water is cooled, and the dissolved radioactive material is passed through the reactor water purification device. Reactor shutdown method characterized by removal.
【請求項2】原子炉停止操作において、原子炉内の圧力
をその炉水温度での飽和蒸気圧よりも高く維持すると共
に、水素ガス、錯化剤又は還元剤の少なくとも1つを一
次冷却水中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄
化装置で除去することを特徴とする原子炉停止法。
2. In the reactor shutdown operation, the pressure in the reactor is maintained higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature, and at least one of hydrogen gas, a complexing agent or a reducing agent is added to the primary cooling water. A method for shutting down a nuclear reactor, characterized by removing radioactive materials injected into a reactor and dissolving them with a reactor water purification device.
【請求項3】原子炉停止操作において、出力を低下させ
原子炉水温度が80℃以下の温度になるまでの間に、一次
冷却水を還元雰囲気に少なくとも1時間以上維持し、溶
解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去することを
特徴とする原子炉停止法。
3. The reactor according to claim 1, wherein the primary cooling water is maintained in a reducing atmosphere for at least one hour before the power is reduced and the reactor water temperature is reduced to 80 ° C. or less during the reactor shutdown operation. Reactor shutdown method comprising removing water by a reactor water purification device.
【請求項4】原子炉停止操作において、出力を低下させ
原子炉水温度が80℃以下の温度になるまでの間に、原子
炉内の水素ガス分圧を少なくても1時間以上の間0.1kg/
cm2以上にし、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置
で除去することを特徴とする原子炉停止法。
4. In the reactor shutdown operation, the hydrogen gas partial pressure in the reactor is reduced for at least one hour until the power is reduced and the reactor water temperature becomes 80 ° C. or less. kg/
Reactor shutdown method, characterized in that the radioactive material is removed by a reactor water purification device to at least 2 cm2.
【請求項5】原子炉停止操作において、原子炉内の圧力
を少なくても3時間以上その炉水温度での飽和蒸気圧よ
りも高く維持し、かつ一次冷却水温度を200℃以上に3
時間以上保持し、水素ガスを一次冷却水中に注入すると
共に、200℃以下では炉水冷却速度を30℃/hr以下とする
とともに錯化剤または還元剤の少なくとも一方を一次冷
却水中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装
置で除去することを特徴とする原子炉停止法。
5. The reactor shutdown operation, wherein the pressure inside the reactor is maintained at least higher than the saturated vapor pressure at the reactor water temperature for at least 3 hours and the primary cooling water temperature is maintained at 200 ° C. or higher.
Hold for more than an hour, and inject hydrogen gas into the primary cooling water, and at 200 ° C or lower, set the reactor water cooling rate to 30 ° C / hr or less and inject at least one of the complexing agent or reducing agent into the primary cooling water, A reactor shutdown method comprising removing dissolved radioactive materials with a reactor water purification device.
【請求項6】請求項1,2又は5記載において、錯化剤
が、エチレンジアミン四酢酸、アセチルアセトン、ジチ
ゾン、2,2′−ジピリジル、エチレンジアミン、8−ヒ
ドロキシキノリン、1,10−フェナントロリン、N,N′−
ジ(2−アミノエチル)エチレンジアミン、2,2′,2″
−トリアミノトリエチルアミン、シアン化物、しゅう酸
塩、オキシ酸塩、アミン酸塩、ピコリン酸塩のうちの少
なくとも1つであることを特徴とする原子炉停止法。
6. The method according to claim 1, wherein the complexing agent is ethylenediaminetetraacetic acid, acetylacetone, dithizone, 2,2'-dipyridyl, ethylenediamine, 8-hydroxyquinoline, 1,10-phenanthroline, N, N'-
Di (2-aminoethyl) ethylenediamine, 2,2 ', 2 "
A reactor shutdown method, characterized in that it is at least one of triaminotriethylamine, cyanide, oxalate, oxyacid salt, amate, picolinate.
【請求項7】請求項1,2,3又は5記載において、還元剤
が、クロム二価イオン、パナジウム二価イオン、銅一価
イオン、鉄二価イオン、チタン三価イオン、ニオブ三価
イオン、モリブデン三価イオン、モリブデン四価イオン
のうち少なくとも1つであることを特徴とする原子炉停
止法。
7. The method according to claim 1, wherein the reducing agent is divalent chromium ion, divalent vanadium ion, monovalent copper ion, divalent iron ion, trivalent titanium ion, trivalent niobium ion, A method for shutting down a nuclear reactor, comprising at least one of molybdenum trivalent ions and molybdenum tetravalent ions.
【請求項8】請求項1〜5のいずれか1項記載におい
て、一次冷却水の流通する配管又は装置と一次冷却水の
間に、電圧を印加することを特徴とする原子炉停止法。
8. The reactor shutdown method according to claim 1, wherein a voltage is applied between a pipe or a device through which the primary cooling water flows and the primary cooling water.
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