JP5634007B2 - 原子炉運転方法および運転停止後原子炉の放射線レベル低減方法 - Google Patents

原子炉運転方法および運転停止後原子炉の放射線レベル低減方法 Download PDF

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Description

本発明は広くは、原子炉を運転するための方法および運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法に関する。また、実施例は、原子炉の少なくとも1つの内部表面から放射性核種を制御された方法で放出させるための方法、原子炉内における冷却水の化学的性質を制御するための方法、原子炉内の応力腐食割れを抑制するための方法、および原子炉内における冷却水の電気化学腐食ポテンシャルを小さくするための方法に関する。
通常、原子炉は、炉心内の1つまたは複数の選択された重元素の核分裂によって熱を生成している。核分裂過程は、通常、熱中性子によって維持されている。多くの原子炉では、冷媒として(つまり炉心から熱を除去するために)および/または減速材(つまり高エネルギー中性子のエネルギー準位を低くするために)として水が使用されている。このような原子炉には、たとえば、軽水炉(つまり沸騰水型原子炉(「BWR」)および加圧水型原子炉(「PWR」))および重水炉(つまりCANDU)がある。
極端な温度(つまり最大約385℃)および/または極端な圧力(つまり最大約3600psia)が含まれているため、原子炉冷却水の純度は重要な問題である。原子炉冷却水純度の標準測度には、とりわけ、pH、導電率および/または溶解固体がある。
原子炉を構築するために使用される材料には、炭素鋼、インコネル(商標)、ステンレス鋼、ステライト(商標)および/または他の金属がある。これらの構築材料は絶えず腐食し、かつ/または損傷し、原子炉冷却水の可溶性(イオン)不純物および/または不溶性不純物(本明細書では「クラッド」として参照されている)の濃度が高くなる。これらの可溶性および/または不溶性不純物には、場合によっては、上で説明した金属からの単体クロム(Cr)、コバルト(Co)、鉄(Fe)、マンガン(Mn)および/またはニッケル(Ni)が含まれている。
これらの元素は、高レベルの放射線にさらされると(たとえばこれらの元素が炉心内に存在し、あるいは炉内表面に存在すると)、場合によっては放射性になる(つまり51Cr、58Co、60Co、59Fe、54Mn)。可溶性および/または不溶性不純物中のこれらの放射性元素は、次に、場合によっては炉外表面に至ることがある。保全のために原子炉の運転を停止する場合、一般的にはMan−Remで測定される職員の被曝量が規制されているため、炉外表面のこれらの放射性元素による放射線レベルが障害をもたらすことがある。1Man−Remの被曝は、少なくとも20,000ドルの費用に相当すると推定されている。これらの放射性元素はその半減期が長いため(約5.27年)、60Coによる放射線レベルは、場合によってはとりわけ厄介な問題を提起している。
原子炉の運転が停止されると、機械的、化学的および/または電解的な方法によって可溶性および/または不溶性放射性不純物を除去し、運転停止後の放射線レベルを低くすることができる。これらの方法は、すべて、コスト、実施に必要な時間の長さ、原子炉を損傷する可能性(つまり酸性および/または他の腐食性化学薬品の使用による原子炉の損傷)、放射線レベルを低くすることによる即効性、および/または放射線レベルを低くすることによる長期間の有効性(多くの場合、放射線レベルを低くすることによる効果は一時的なものにすぎない)によって制限されている。
図1は、上で説明した汚染除去による長期間の有効性の一例をグラフで示したものである。図1には、原子炉再循環配管線量率(単位はミリレム/時間(「mR/hr」))対プラント運転時間(単位は年)に対する汚染除去の有効性が示されている。この事例では、再循環配管は、ほぼ運転停止毎に汚染除去されている(再循環配管線量率の急峻な降下が示しているように)。しかしながら、毎回の汚染除去の後、再循環配管線量率は、原子炉が起動され、運転が再開されると、汚染除去前のレベルに戻っている。
原子炉を運転している間、1つまたは複数の脱塩器、フィルタ、イオン交換器および/または他のデバイス(これらは、本明細書では、原子炉冷却水浄化システム(「RWCS」)として集合的に参照されている)によって、少なくとも部分的に可溶性および/または不溶性放射性不純物を除去することができる。RWCSについては当業者に知られている。追加または別法として、原子炉を運転している間、特定の化学薬品を原子炉冷却水に加えることにより、炉内表面(高レベルの放射線にさらされる部分)への可溶性および/または不溶性放射性不純物の蓄積および/または可溶性および/または不溶性放射性不純物の付着を禁止するか、あるいは実質的に防止することも可能である。たとえば米国特許第4,722,823号(「’823号特許」)、米国特許第4,756,874号(「’874号特許」)、米国特許第4,759,900号(「’900号特許」)、米国特許第4,950,449号(「’449号特許」)、米国特許第5,245,642号(「’642号特許」)および米国特許第5,896,433号(「’433号特許」)に、このような化学薬品の添加が考察されている。’874号特許、’900号特許、’449号特許および’642号特許の開示は、参照により本明細書に組み込まれている。
これらの化学薬品および/または補給水は、1つまたは複数の循環システム、チャージングシステムおよび/または等価システム(これらは、本明細書では、循環冷却水システム(「CWS」)として集合的に参照されている)を介して加えることができる。CWSについては当業者に知られている。
米国特許第4,722,823号 米国特許第4,756,874号 米国特許第4,759,900号 米国特許第4,950,449号 米国特許第5,245,642号 米国特許第5,896,433号
実施例は、原子炉を運転するための方法を提供することができる。また、実施例は、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法を提供することができる。さらに、実施例は、原子炉の少なくとも1つの内部表面から放射性核種を制御された方法で放出させるための方法を提供することができる。また、実施例は、原子炉内における冷却水の化学的性質を制御するための方法を提供することができる。実施例は、さらに、原子炉内の応力腐食割れを抑制するための方法または原子炉内の物質の電気化学腐食ポテンシャルを小さくするための方法を提供することができる。
一実施例では、原子炉を運転するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
さらに他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。原子炉冷却水のこの1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約900ppt以下にすることができる。
さらに他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。原子炉冷却水のこの1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約10ppb以下にすることができる。この1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物は、アルミニウム、セリウム、クロム、金、ハフニウム、インジウム、イリジウム、鉄、マンガン、モリブデン、ニッケル、ニオブ、オスミウム、パラジウム、白金、カリウム、ロジウム、ルテニウム、ナトリウム、タンタル、テルビウム、スズ、チタン、タングステン、バナジウム、イットリウムおよびジルコニウムのうちの1つまたは複数を含有することができる。
さらに他の実施例では、原子炉の少なくとも1つの内部表面から放射性核種を制御された方法で放出させるための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
さらに他の実施例では、原子炉内における冷却水の化学的性質を制御するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
さらに他の実施例では、原子炉内の応力腐食割れを抑制するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面に付着する1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を含有することができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは水素を含有することができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物のうちの少なくとも1つは、原子炉冷却水から酸化剤の少なくとも一部を取り除くための触媒効果を水素に提供することができる。
さらに他の実施例では、原子炉内の物質の電気化学腐食ポテンシャルを小さくするための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、複数の化学薬品を原子炉冷却水に加える工程を含むことができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面に付着する1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を含有することができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは水素を含有することができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物のうちの少なくとも1つは、原子炉冷却水から酸化剤の少なくとも一部を取り除くための触媒効果を水素に提供することができる。
本発明については、以下の詳細な説明および添付の図面から、より完全に理解されよう。図において、同様の構成要素は同様の参照数表示で示されている。また、添付の図面は、本発明の実例を示したものにすぎず、したがって本発明を制限するものではない。
以下、実施例について、添付の図面を参照してより完全に説明する。しかしながら、これらの実施形態は、異なる多くの形態で具体化することができ、したがって本明細書に示されている実施例に限定されるものとして解釈してはならない。そうではなく、これらの実施例は、本開示を綿密で、かつ、完全なものにし、また、本開示の範囲を当業者に完全に伝えるために提供されたものである。
本明細書に使用されているように、「および/または」という用語には、記述されている関連項目のうちの1つまたは複数の任意の組合せおよびあらゆる組合せが含まれている。
第1、第2、第3などの用語は、本明細書においては、様々なエレメント、コンポーネント、領域、層および/またはセクションを示すために使用されているが、これらのエレメント、コンポーネント、領域、層および/またはセクションをこれらの用語によって制限してはならないことは理解されよう。これらの用語は、1つのエレメント、コンポーネント、領域、層またはセクションを他のエレメント、コンポーネント、領域、層またはセクションから区別するために使用されているにすぎない。したがって、以下で説明されている第1のエレメント、コンポーネント、領域、層またはセクションは、その実施例の教示から逸脱することなく、第2のエレメント、コンポーネント、領域、層またはセクションで表現することも可能である。
本明細書に使用されている用語は、特定の実施例の説明を目的としたものにすぎず、制限を意図したものではない。本明細書に使用されているように、単数の形で表現されている場合であっても、単数であることをコンテキストが明確にしていない限り、その表現には複数形が包含されているものとする。また、本明細書に使用されている「備えた」、「備えている」、「含む」および/または「含んでいる」という用語は、言及されている特徴、完全体、工程、動作、エレメントおよび/またはコンポーネントの存在を特定しているが、1つまたは複数の他の特徴、完全体、工程、動作、エレメントおよび/またはコンポーネントの存在または追加を排除するものではないことは理解されよう。本明細書に使用されているすべての用語(技術用語および科学用語を含む)は、特に定義されていない限り、実施例に関連している当業者に広く理解されている意味と同じ意味を有している。また、広く使用されている辞書に定義されている用語は、関連する技術のコンテキストにおけるそれらの意味と矛盾しない意味を有するものとして解釈すべきであり、そうであることが本明細書において明確に定義されていない限り、理想化された、あるいは極端に形式的な意味で解釈してはならないことは理解されよう。
次に、添付の図面に示されている実施例を参照する。同様の参照数表示は、すべての図面を通して同様のコンポーネントを表している。
一実施例では、原子炉を運転するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、セリウム(Ce)、金(Au)、ハフニウム(Hf)、インジウム(In)、イリジウム(Ir)、モリブデン(Mo)、ニッケル(Ni)、ニオブ(Nb)、オスミウム(Os)、パラジウム(Pd)、白金(Pt)、ロジウム(Rh)、ルテニウム(Ru)、タンタル(Ta)、テルビウム(Tb)、スズ(Sn)、チタン(Ti)、タングステン(W)、バナジウム(V)、イットリウム(Y)、亜鉛(Zn)およびジルコニウム(Zr)などの金属(またはその金属のイオンあるいは化合物)のうちの1つまたは複数を含有することができる。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、アルミニウム(Al)、バリウム(Ba)、ベリリウム(Be)、ビスマス(Bi)、カルシウム(Ca)、ランタン(La)、マグネシウム(Mg)、カリウム(K)、レニウム(Re)、スカンジウム(Sc)、ナトリウム(Na)およびストロンチウム(Sr)などの金属(またはその金属のイオンあるいは化合物)のうちの1つまたは複数を含有することも可能である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、ランタニド系列および/またはアクチニド系列の非放射性金属(またはその金属のイオンあるいは化合物)のうちの1つまたは複数を含有することも可能である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、制御された量および/またはアイソトープの分布が制御された、クロム(Cr)、鉄(Fe)およびマンガン(Mn)などの金属(またはその金属のイオンあるいは化合物)のうちの1つまたは複数を含有することも可能である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、1つまたは複数の貴金属(またはその金属のイオンあるいは化合物)を含有した1つまたは複数の化合物を含有することも可能である。HPt(OH)、HNaPt(OH)、NaPt(OH)およびNaRh(NOは、その一例である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、Mの形の1つまたは複数の化合物を含有することも可能である。Mは、原子炉冷却水環境で許容される1つまたは複数の金属(たとえばクロム、イリジウム、鉄、マンガン、ニッケル、ニオブ、オスミウム、パラジウム、白金、カリウム、ロジウム、ルテニウム、ナトリウム、タンタル、チタン、タングステン、バナジウム、イットリウム、亜鉛および/またはジルコニウムなど)を表し、また、Aは、原子炉冷却水環境で許容される、1つまたは複数の陰イオン(たとえば水酸化物、硝酸塩、亜硝酸塩および/または他の任意の単純または複雑な陰イオンなど)、酸化物、水酸化物、酸水酸化物などを表している。酸化白金(IV)(Pt(IV)O)、酸化白金(IV)水和物(xが1〜10であるPt(IV)O・xHO)、ロジウム(II)アセテート(Rh(II)ac)、ロジウム(III)硝酸塩(Rh(III)(NO)、酸化ロジウム(III)(Rh(III))、酸化ロジウム(III)水和物(xが1〜10であるRh(III)・xHO)、燐酸ロジウム(III)(Rh(III)PO)およびロジウム(III)硫酸塩(Rh(III)(SO)は、その一例である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、(NHの形の1つまたは複数の化合物を含有することも可能である。MおよびAは、上で定義したように定義することができる。(NHPt(NOおよび(NHPt(NOは、その一例である。
追加または別法として、1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、1つまたは複数の陰イオンおよび/または1つまたは複数の正イオンの少なくとも1つの化合物を含有することも可能である。1つまたは複数の陰イオンには、たとえば、上に挙げた1つまたは複数の金属の1つまたは複数の陰イオンがある。同様に、1つまたは複数の正イオンには、たとえば、上に挙げた1つまたは複数の金属の1つまたは複数の正イオンがある。1つまたは複数の陰イオンおよび/または1つまたは複数の正イオンは、たとえば、原子炉冷却水環境で使用することができる。
1つまたは複数の化学薬品の純度は、直接的または間接的に規定することができる。たとえば、化学化合物は、本質的にNaPt(OH)からなる、あるいはNaPt(OH)からなるNaPt(OH)を含有することができる。
1つまたは複数の化学薬品は、たとえばCWSを使用して原子炉冷却水に加えることができる。しかしながら、1つまたは複数の化学薬品の添加は、この1つまたは複数の化学薬品の添加が実現可能であり、かつ、1つまたは複数の化学薬品が原子炉冷却水に添加される限り、原子炉の任意の位置で実施することができる。1つまたは複数の化学薬品は、たとえば水に溶かして溶液を形成することができる。
追加または別法として、原子炉冷却水に加える前に、1つまたは複数の化学薬品および/または溶液を薄めることも可能である。原子炉冷却水の体積流量が大きいため、1つまたは複数の化学薬品および/または溶液は、さらに何倍にも希釈されることになる。
1つまたは複数の化学薬品は、注入によって原子炉冷却水に加えることができる。1つまたは複数の化学薬品の注入速度は、たとえば約1ml/min以上で、かつ、約10l/min以下にすることができる。一実施例では、1つまたは複数の化学薬品の注入速度は、たとえば約1ml/min以上で、かつ、約100ml/min以下にすることができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の注入速度は、たとえば約0.1mg/hr以上で、かつ、約10g/hr以下にすることができる。一実施例では、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の注入速度は、たとえば約0.4mg/hr以上で、かつ、約0.7g/hr以下にすることができる。
1つまたは複数の化学薬品は、たとえば、運転を停止する前、運転を停止している間および/または運転を停止した後に原子炉に加えることができる。追加または別法として、たとえば、運転停止に対する特定の時限、1つまたは複数の所定の時間、定期的、連続的または必要に応じて、1つまたは複数の化学薬品を原子炉に加えることも可能である。
原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、たとえば、約1、5、10、20、30、40、50、75、100、150、200、250、300、350、400、450、500、550、600、650、700、750、800、850、900、950またはそれを超えるパートパートリリオン(「ppt」)以上にすることができる。また、原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、たとえば、約1、1.5、2、2.5、3、3.5、4、4.5、5、5.5、6、6.5、7、7.5、8、8.5、9、9.5、10またはそれを超えるパートパービリオン(「ppb」)以上にすることができる。
原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、たとえば、約10、9.5、9、8.5、8、7.5、7、6.5、6、5.5、5、4.5、4、3.5、3、2.5、2、1.5、1またはそれ未満のppb以下にすることができる。また、原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、たとえば、約950、900、850、800、750、700、650、600、550、500、450、400、350、300、250、200、150、100、75、50またはそれ未満のppt以下にすることができる。
一実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約10ppb以下にすることができる。他の実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、約5ppt以上で、かつ、約5ppb以下にすることができる。さらに他の実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度は、約50ppt以上で、かつ、約500ppt以下にすることができる。他の実施例は、上に挙げた濃度に「概ね等しいかあるいはそれを超える」濃度および/または「概ね等しいかあるいはそれ未満の」濃度の他の組合せを有している。
同様に、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、たとえば、約1、5、10、20、30、40、50、75、100、150、200、250、300、350、400、450、500、550、600、650、700、750、800、850、900、950またはそれを超えるppt以上にすることができる。また、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、たとえば、約1、1.5、2、2.5、3、3.5、4、4.5、5、5.5、6、6.5、7、7.5、8、8.5、9、9.5、10またはそれを超えるppb以上にすることができる。
原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、たとえば、約10、9.5、9、8.5、8、7.5、7、6.5、6、5.5、5、4.5、4、3.5、3、2.5、2、1.5、1またはそれ未満のppb以下にすることができる。また、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、たとえば、約950、900、850、800、750、700、650、600、550、500、450、400、350、300、250、200、150、100、75、50またはそれ未満のppt以下にすることができる。
一実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約10ppb以下にすることができる。他の実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約5ppt以上で、かつ、約5ppb以下にすることができる。さらに他の実施例では、原子炉冷却水の1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約50ppt以上で、かつ、約500ppt以下にすることができる。他の実施例は、上に挙げた濃度に「概ね等しいかあるいはそれを超える」濃度および/または「概ね等しいかあるいはそれ未満の」濃度の他の組合せを有している。
1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。また、1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。1つまたは複数の放射性物質には、場合によってはたとえば51Cr、58Co、60Co、59Feおよび54Mnのうちの1つまたは複数が含まれている。
実施例による方法は、たとえば電力を発電する原子炉および/または電気格子に接続された原子炉を使用して実施することができる。したがってこの方法は、原子炉の1つまたは複数の炉外表面の「オンライン」汚染除去を提供することができる。また、この方法によれば、プラントの運転条件を変える必要は一切ない。
他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
放出された1つまたは複数の放射性物質の少なくとも一部は、RWCSによって原子炉冷却水から除去することができる。追加または別法として、放出された1つまたは複数の放射性物質の少なくとも一部を原子炉の少なくとも1つの炉内表面、たとえば燃料クラッド表面などに付着させることも可能である。この放射性物質の除去および/または付着は、1つまたは複数の放射性物質を制御された方法で放出させることによって少なくとも部分的に容易にすることができる。
たとえば、運転を停止する前、運転を停止している間および/または運転を停止した後に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉に加えることができるため、本発明による方法には、運転停止に対するタイムクリティカルパスは不要である。また、本発明による方法には、酸性および/または他の腐食性化学薬品を使用する必要はない。したがって本発明による方法は、原子炉の1つまたは複数の炉外表面の「ソフト」汚染除去を提供することができる。
さらに他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。原子炉冷却水のこの1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約900ppt以下にすることができる。
さらに他の実施例では、運転停止後の原子炉の放射線レベルを低減するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。原子炉冷却水のこの1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度は、約1ppt以上で、かつ、約10ppb以下にすることができる。この1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物は、アルミニウム、セリウム、クロム、金、ハフニウム、インジウム、イリジウム、鉄、マンガン、モリブデン、ニッケル、ニオブ、オスミウム、パラジウム、白金、カリウム、ロジウム、ルテニウム、ナトリウム、タンタル、テルビウム、スズ、チタン、タングステン、バナジウム、イットリウムおよびジルコニウムのうちの1つまたは複数を含有することができる。
さらに他の実施例では、原子炉の少なくとも1つの内部表面から放射性核種を制御された方法で放出させるための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
さらに他の実施例では、原子炉内における冷却水の化学的性質を制御するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。この1つまたは複数の化学薬品によって、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガすることができる。
さらに他の実施例では、原子炉内の応力腐食割れを抑制するための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または原子炉の運転を停止する前、運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面に付着する1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を含有することができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物のうちの少なくとも1つは、原子炉冷却水から酸化剤の少なくとも一部を取り除くための触媒効果を水素に提供することができる。
これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは水素を含有することができる。給水水素濃度は、たとえば約0.1ppm以上で、かつ、約2ppm以下にすることができる。追加または別法として、原子炉冷却水水素濃度は、たとえば約10ppb以上で、かつ、約400ppb以下にすることも可能である。
この方法は、たとえばホットスタンバイ条件で実施することができ、あるいは原子炉が部分的に冷却された状態または完全に冷却された状態で実施することができる。しかしながら、この方法は、場合によっては温度が高いほど有効である。追加または別法として、この方法は、たとえば原子炉が定格炉心流量未満の場合に実施することも可能である。しかしながら、この方法は、場合によっては炉心流量が多いほど有効である。追加または別法として、この方法は、たとえば原子炉が定格動作圧力未満の場合に実施することも可能である。
さらに他の実施例では、原子炉内の物質の電気化学腐食ポテンシャルを小さくするための方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、複数の化学薬品を原子炉冷却水に加える工程を含むことができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面に付着する1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を含有することができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは水素を含有することができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物のうちの少なくとも1つは、原子炉冷却水から酸化剤の少なくとも一部を取り除くための触媒効果を水素に提供することができる。
一実施例では、濃度が約60ppmと約1300ppmの間で変化するNaPt(OH)の溶液が、白金の注入速度が約0.4mg/hrと約0.7g/hrの間で変化するよう、約1ml/minと約100ml/minの間で変化する速度で注入された。原子炉の温度は約282℃であり、原子炉の出力は、約78%と約100%の間で変化した。白金および/または白金イオンの最大濃度は約20pptであった。
この実施例では、NaPt(OH)溶液は、原子炉冷却水への流入に先だって、この溶液を水の流れに注入することによってオンラインで希釈された。さらに、約0.1ppmと約67ppmの間で変化する濃度にさらに希釈されたNaPt(OH)溶液が、オンラインで希釈されることなく原子炉冷却水に注入された。いずれの場合においても、NaPt(OH)溶液は、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出をトリガした。原子炉冷却水への注入に先立つ所望する希釈の程度に応じて、1つまたは複数の化学薬品(または1つまたは複数の化学薬品からのイオン)の濃度、および/または1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物の濃度を、たとえば約10ppb以上で、かつ、約20,000パートパーミリオン(「ppm」)以下にすることができる。
放出された放射性物質の少なくとも一部が、化学薬品注入過程における不溶性粒子として濾紙上に捕獲され、それらの識別および放射能の測定に先だって、数日間の間、放射崩壊された。放出された放射能(58Coおよび60Co、51Cr、54Mnおよび59Fe)がNaPt(OH)溶液中の金属濃度と共に傾向化され、また、機能停止線量率に対する炉外配管アイソトープ放出の影響を決定するために、原子炉プラント機能停止線量率が連続する機能停止時にモニタされた。白金の濃度と放射性核種のアイソトープ放射能の量の間に相関が見出され、白金の濃度が高くなるにつれて放射性核種の放出が増加した。冷却水中のアイソトープ放射能と機能停止放射線レベル/線量率の間には逆の相関が見出され、冷却水中のアイソトープ放射能が増加するにつれて、機能停止放射線レベル/線量率が減少した。放射能をサンプリングし、かつ、測定するための方法については、当業者に知られている。
図2は、一実施例による58Coおよび60Co放射能(単位はマイクロキュリー/キログラム(「μCi/kg」))に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字20は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、参照文字22は、58Co放射能のグラフを示している。また、参照文字24は、図2に示す実施例による60Co放射能のグラフを示している。図3は、図2に示す実施例による51Cr放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字30は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字32は、51Cr放射能のグラフを示している。図4は、図2に示す実施例による54Mn放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字40は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字42は、54Mn放射能のグラフを示している。図5は、図2に示す実施例による59Fe放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字50は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字52は、59Fe放射能のグラフを示している。
図2〜5から分かるように、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出は、白金および/または白金イオンの濃度と相関している。また、上で説明したように、原子炉の少なくとも1つの炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出も、白金および/または白金イオンの濃度と相関している。これらについては、図10に関連して以下で説明する。
六日目および八日目の放射能のスパイクは、これらの日に原子炉の出力が増加したことに対応している。原子炉の出力の増加は、場合によっては、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出が、より高いレベルの原子炉出力でよりいっそう顕著であることを示している。これは、場合によっては、流量および/または熱流束が原子炉出力のレベルがより高い場合により多いことを反映している。
他の実施例では、濃度が約60ppmと約1300ppmの間で変化するNaPt(OH)の溶液が、白金の注入速度が約0.4mg/hrと約0.7g/hrの間で変化するよう、約1ml/minと約100ml/minの間で変化する速度で注入された。原子炉の温度は約282℃であり、原子炉の出力は約100%であった。白金および/または白金イオンの最大濃度は約43pptであった。
図6は、他の実施例による58Coおよび60Co放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字60は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、参照文字62は、58Co放射能のグラフを示している。また、参照文字64は、60Co放射能のグラフを示している。図7は、図6に示す実施例による51Cr放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字70は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字72は、51Cr放射能のグラフを示している。図8は、図6に示す実施例による54Mn放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字80は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字82は、54Mn放射能のグラフを示している。図9は、図6に示す実施例による59Fe放射能に対する化学薬品注入の効果をグラフで示したものである。参照文字90は、白金および/または白金イオンの濃度のグラフを示しており、また、参照文字92は、59Fe放射能のグラフを示している。
図6〜9から分かるように、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出は、白金および/または白金イオンの濃度と相関している。また、原子炉の少なくとも1つの炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出も、白金および/または白金イオンの濃度と相関している。
図10は、図2〜5に示す方法の有効性の一例をグラフで示したものである。図10には、平均機能停止線量率(単位はmR/hr)対モニタ期間(単位は年)に対する汚染除去の効果が示されている。開示されている1つまたは複数の方法を使用することにより、測定および計算平均機能停止線量率102を期待平均機能停止線量率100より小さくすることができる。これは、場合によっては、原子炉の少なくとも1つの炉外表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出(および後続するRWCSによる原子炉冷却水からの除去および/または原子炉の少なくとも1つの炉内表面への付着)によるものである。しかしながら、測定および計算平均機能停止線量率102は、必ずしも期待されるほど小さくない場合もある。それは、場合によっては、原子炉の少なくとも1つの炉内表面から原子炉冷却水への1つまたは複数の放射性物質の放出(および後続するRWCSによる原子炉冷却水からの不完全な除去および/または原子炉の少なくとも1つの炉外表面への付着)によるものである。
さらに他の実施例では、濃度が約0.8ppmと約1.2ppmの間で変化するNaPt(OH)の溶液が、白金の注入速度が約500mg/hrと約2g/hrの間で変化するよう、約0.8ml/minと約3.5ml/minの間で変化する速度で注入された。原子炉の温度は約280℃であり、原子炉の出力は、約95%と約100%の間で変化した。白金および/または白金イオンの最大濃度は、直接測定した値が約98pptであり、消化してすべてのクラッドが溶解した後の値が約220pptであった。
この方法は、原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、複数の化学薬品を原子炉内の冷却水に加える工程を含むことができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは、原子炉の少なくとも1つの炉外表面、炉内表面、または炉外表面および炉内表面に付着する1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物を含有することができる。これらの化学薬品のうちの少なくとも1つは水素を含有することができる。1つまたは複数の金属、金属イオン、金属化合物、金属および金属イオン、金属および金属化合物、金属イオンおよび金属化合物、または金属、金属イオンおよび金属化合物のうちの少なくとも1つは、原子炉冷却水から酸化剤の少なくとも一部を取り除くための触媒効果を水素に提供することができる。酸化剤は、たとえば酸素および/または過酸化水素を含有することができる。
追加または別法として、化学薬品のうちの少なくとも1つは、水素ガス、他の還元剤、または水素ガスおよび他の還元剤を含有することができる。還元剤は、たとえばヒドラジン、1つまたは複数の金属水素化物、1つまたは複数の有機体および/または1つまたは複数の有機金属を含有することができる。
本発明による方法は、粒間応力腐食割れ(「IGSCC」)などの応力腐食割れを抑制することができる。たとえば、本発明による方法は、応力腐食割れの開始を抑制し、かつ/または応力腐食割れの伝搬を抑制することができる。
一実施例では、原子炉を解析した結果、原子炉シュラウドの内部表面および炉心板の下方に白金が付着していることが分かった。
以上、実施例について特に図に示し、かつ、説明したが、特許請求の範囲に定義されている本発明の精神および範囲を逸脱することなく、これらの実施例の形態および細部に様々な変更を加えることができることは当業者には理解されよう。
汚染除去による長期間の有効性の一例を示すグラフである。 一実施例による58Coおよび60Co放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図2に示す実施例による51Cr放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図2に示す実施例による54Mn放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図2に示す実施例による59Fe放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 他の実施例による58Coおよび60Co放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図6に示す実施例による51Cr放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図6に示す実施例による54Mn放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図6に示す実施例による59Fe放射能に対する化学薬品注入の効果を示すグラフである。 図2〜5に示す方法の有効性の一例を示すグラフである。
符号の説明
20、30、40、50、60、70、80、90 白金および/または白金イオンの濃度
22、62 58Co放射能
24、64 60Co放射能
32、72 51Cr放射能
42、82 54Mn放射能
52、92 59Fe放射能
100 期待平均機能停止線量率
102 測定および計算平均機能停止線量率

Claims (3)

  1. 原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間、または原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間に、1つまたは複数の化学薬品を前記原子炉内の冷却水に加える工程を有する、原子炉停止後の放射線レベルを低減する原子炉の運転方法であって、
    前記1つまたは複数の化学薬品は、前記原子炉の少なくとも1つの炉外表面から1つまたは複数の放射性物質を前記原子炉冷却水へ放出させることをトリガでき、
    前記1つまたは複数の化学薬品のうちの少なくとも1つが白金を含み、
    前記原子炉内の白金の濃度が、1ppt以上20ppt以下であり、
    放出される前記1つまたは複数の放射性物質の少なくとも一部が、前記原子炉の少なくとも1つの炉内表面に付着すること、
    を特徴とする原子炉の運転方法。
  2. 前記1つまたは複数の化学薬品が、
    原子炉の運転を停止する前、
    原子炉の運転を停止している間、
    原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止している間、
    原子炉の運転を停止する前および原子炉の運転を停止した後、
    原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後、または
    原子炉の運転を停止する前、原子炉の運転を停止している間および原子炉の運転を停止した後に、
    前記原子炉冷却水に加えられることを特徴とする請求項1に記載の方法。
  3. 放出される前記1つまたは複数の放射性物質の少なくとも一部が、原子炉冷却水浄化システムによって前記原子炉冷却水から除去されることを特徴とする請求項1に記載の方法。
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9165691B2 (en) * 2009-04-17 2015-10-20 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Burnable poison materials and apparatuses for nuclear reactors and methods of using the same
US20140140465A1 (en) * 2012-11-19 2014-05-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd. Platinum Oxide Colloidal Solution, Manufacturing Method Therefor, Manufacture Apparatus Thereof, and Method of Injection Noble Metal of Boiling Water Nuclear Power Plant
US9793018B2 (en) * 2013-10-29 2017-10-17 Westinghouse Electric Company Llc Ambient temperature decontamination of nuclear power plant component surfaces containing radionuclides in a metal oxide
US20160099084A1 (en) * 2014-10-02 2016-04-07 Areva Inc. Method of platinum injection into a nuclear reactor
JP6894862B2 (ja) * 2018-03-13 2021-06-30 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3873362A (en) * 1973-05-29 1975-03-25 Halliburton Co Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces
US4476047A (en) * 1982-03-22 1984-10-09 London Nuclear Limited Process for treatment of oxide films prior to chemical cleaning
JPS5937498A (ja) * 1982-08-25 1984-02-29 株式会社日立製作所 放射性物質の付着抑制機能を備えた原子力プラント
US4759900A (en) * 1986-08-27 1988-07-26 General Electric Company Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
US4950449A (en) * 1986-08-27 1990-08-21 General Electric Company Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
US4756874A (en) * 1986-12-22 1988-07-12 General Electric Company Minimization of radioactive material deposition in water-cooled nuclear reactors
US5024805A (en) * 1989-08-09 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Method for decontaminating a pressurized water nuclear reactor system
US5135709A (en) * 1991-05-13 1992-08-04 General Electric Company Method for reducing corrosion of components exposed to high-temperature water
US5245642A (en) * 1991-10-31 1993-09-14 General Electric Company Method of controlling co-60 radiation contamination of structure surfaces of cooling water circuits of nuclear reactors
US5608766A (en) * 1993-10-29 1997-03-04 General Electric Company Co-deposition of palladium during oxide film growth in high-temperature water to mitigate stress corrosion cracking
US5600692A (en) * 1993-10-29 1997-02-04 General Electric Company Method for improving tenacity and loading of palladium on palladium-doped metal surfaces
TW241314B (en) * 1993-10-29 1995-02-21 Gen Electric In-situ palladium doping or coating of stainless steel surfaces
US5774516A (en) * 1993-10-29 1998-06-30 General Electric Company Modification of oxide film electrical conductivity to maintain low corrosion potential in high-temperature water
US5602888A (en) * 1993-10-29 1997-02-11 General Electric Company Radiation-induced palladium doping of metals to protect against stress corrosion cracking
US5818893A (en) * 1993-10-29 1998-10-06 General Electric Company In-situ palladium doping or coating of stainless steel surfaces
US5600691A (en) * 1993-10-29 1997-02-04 General Electric Company Noble metal doping or coating of crack interior for stress corrosion cracking protection of metals
SE506009C2 (sv) * 1996-02-15 1997-11-03 Asea Atom Ab Förfarande för att i nukleära anläggningar förhindra deponering av radioaktiva korrosionsprodukter på ytor utanför reaktorhärden
US6793883B2 (en) * 2001-07-05 2004-09-21 General Electric Company Application of catalytic nanoparticles to high temperature water systems to reduce stress corrosion cracking
JP4528499B2 (ja) * 2003-06-13 2010-08-18 株式会社東芝 原子炉構造材料の腐食低減方法

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