JP6591416B2 - 原子炉に使用する部品表面の放射能汚染を低減するプロセス - Google Patents

Description

本発明は、原子炉に使用する部品であって、放射能汚染された水と接触する部品表面の放射能汚染を低減するプロセスに関するものである。第１プロセス形態においてこの部品は、原子力ステーションの導水回路（特に、加圧水型原子炉、沸騰水型原子炉又は重水炉などの一次回路）の、すなわち一般には原子炉の冷却回路システムの構成要素である。第２プロセス形態においてこの部品は、原子炉又は回路システムの保守作業中に放射性の水と接触することになる部品、すなわちツールやタンクの壁である。いずれの場合も、放射性の水と直接接触することで、部品表面に汚染が発生する。従って、保守作業を完了する前に、長時間かつ高コストとなる除染を回路の内部表面に行うことが必須となる。同様の状況は、保守作業中に汚染される表面にも当てはまる。

従って本発明は、部品の表面の汚染を低減し、その結果、洗浄除染のための費用（除染洗浄水の廃棄のための費用を含む）を削減するためのプロセスを提案することを目的とする。

この目的は、請求項１で請求されるプロセスによって達成される。驚くべきことに、特に原子炉の負荷運転条件下においては、疎水性フィルムがフィルタ効果（とりわけ冷却水中に存在する鉄に対する）を示すことが分かった。このように、部品表面への放射性核種の付着（この付着は放射能汚染や部品の線量率の増加につながる）が回避（又は少なくとも防止）される。従って第２プロセス形態の場合、検査作業中（この作業は、検査員の放射能被爆を伴うだろう）に放射能汚染水と直接接触する表面（特にツールの表面）が、放射能汚染を受けない（又は少なくとも汚染が低減される）という利点が得られる。更に、ツールの洗浄費用も削減される。

第２プロセス形態の場合、更に驚くべきことに、次のようなことが分かった。すなわち、疎水性フィルムの下（すなわち、フィルムと金属部品表面との間）には、腐食防止を実現する酸化物層が生成される。しかしこの酸化物層は放射能を含まない（又は少なくとも通常のプロセスの場合より放射能が少ない）。というのは、酸化物の成長段階において、放射性の水（又は冷却水）に起因する放射性核種が存在しない（又は少なくとも量が少ない）からである。更なる利点は、後の導水回路の除染作業（この際、化学洗浄溶液を用いて酸化物層が部品表面から除去される）において、処理すべき廃棄物中の放射性核種量が低減される点である。

ここで添付図面を参照して、本発明を説明する。各図面は以下を示す。

図１は、加圧水型原子炉の一次回路を高度に図式化したものである。 図2は、試験結果を表すグラフである。 図３は、表面に疎水性フィルムを与えたフラッディングタンクである。 図４は、表面に疎水性フィルムを与えた潜水艇で形成したツールである。

冷却回路の配管システムを構成する非合金の（又は低合金の）鉄やステンレス鋼（すなわちオーステナイト系ＦｅＣｒＮｉ）、例えば蒸気発生器の交換管などを構成するニッケル合金、例えば冷却ポンプ（すなわちコバルトを含む部品）などを構成するその他の合金、これらは原子炉の負荷運転条件下である程度の水溶性を示す。これらの合金から浸出した金属イオンは、冷却流とともに原子炉圧力容器の中に入り込み、周囲に蔓延する中性子の照射によりその一部が放射性核種に変換する。この核種は今度は、冷却流により冷却システム全体に供給され、運転中に冷却システムの部品表面上に生成される酸化物層に取り込まれる。運転時間が長くなると、放射性核種の堆積量が増すとともに、冷却システムの部品の放射能や線量率も増加する。

作業員の放射能被曝を減らすため、冷却システムの監視、保守、修理及び再処理測定ができるようになる前に、各部品又は回路システム全体の放射能を低減しておく必要がある。これは除染プロセスによって、部品表面に存在する酸化物層を（好ましくは完全に）除去することにより達成される。このような除染においては、例えばバルブなどにより分離された冷却システムの全体又はその一部に、洗浄水溶液が充満される。あるいは、システムの各部品が、洗浄液を含む分離容器の中で処理される。その結果酸化物層は溶解し除去される。酸化物層から分離して洗浄液に溶けた金属イオンは、この洗浄液をイオン交換器に通すことにより、洗浄液から除去することができる。ここで特に問題となるのは、大量の放射性廃棄物が生成され、その廃棄は面倒で高コストを要することである。

第１プロセス形態においては、両親媒性物質から成る疎水性フィルムが回路部品の表面（これは、放射能汚染水又は原子炉冷却水と接触している）に生成される。この目的のため、上記のタイプのフィルムを生成する物質が、回路に存在する水又は冷却水に導入される。ただし、特に原子炉の負荷運転中は、フィルム導入が継続的にされることはない。むしろ、閉塞した疎水性フィルムが部品表面にできた段階で、フィルム生成は停止する。驚くべきことに、疎水性フィルムには、水分子に対しては一定の透過性があるものの、酸素のような無極性分子に対しては透過性がないことが分かった。このように水分子は部品表面に浸透することができ、そこに酸化物層を生成することができる。酸素が存在しないため、この酸化物層は本質的に磁鉄鉱（マグネタイト）から成る。この結果、保護酸化物層が生成されるが、その放射能は低減されるという効果が得られる。その理由は、放射性核種とコロイドに対するフィルムのフィルタ効果である。

疎水性フィルムが生成されるべき各表面は、金属的に清浄である、又は原子炉運転その他の方法によってすでに生成された酸化物層を有する、のいずれであってもよい。前者の場合フィルムは、除染プロセスにより酸化物層が本質的に除去された表面、あるいはこれから回路に組み込まれるべき（又はすでに組み込まれた）新品部品の表面のいずれかに与えられる。

特に有利なのは、冷却回路の一部又は全部の除染を行った後で（実装済み部品を新品部品に交換する場合は、交換時に除染を行う）、第１プロセス形態を実行することである。こうすると、疎水性フィルムが生成される時点で、対応する部品表面は感知できるほどの酸化物層で被覆されておらず、放射能汚染をほとんど（又は全く）受けていない状態になる。この場合、上に述べた有利な効果は特に顕著なものとなる。現存する酸化物層の上にフィルムを有効に生成するには、この酸化物層が本発明の方法で生成された酸化物層であればよい。すなわち、この酸化物層は疎水性フィルムの下に生成されたものであり、長時間の原子炉運転の後、この疎水性フィルムを完全に（又は一部が）引き剥がした後の状態にある場合である。

フィルムを生成するための両親媒性物質の冷却水への導入は、原子炉の負荷運転以外の時点で、すなわち原子炉のパワーレベルが臨界状態に達する前の段階で行われることが望ましい。この場合、原子炉圧力容器の放射線強度は負荷運転時に比べて大幅に少ないため、両親媒性物質が放射線分解するリスクが減少する。このように疎水性フィルムは例えば原子炉の起動時に生成することができ、放射線レベルが上昇し両親媒性物質に損傷を与える前にフィルム生成が完了していることが可能となる。フィルム生成は、原子炉圧力容器から燃料要素が除去された検査測定時に行うこともできる。確実に多層のフィルムが生成されないようにするために、フィルムで被覆されるべき領域を計算し、相当する量の両親媒性物質を冷却水に導入することができる。ＷＯ２０１３／１２７８４４ Ａ１に記載されているように、両親媒性物質の濃度経過は、閉塞した単分子フィルム生成の指標として使用することもできる。例えば、少なくとも一つの測定点において、所定の物質の冷却水中の濃度が１ｐｐｍから２ｐｐｍになった時、この物質の導入を停止することができる。

第１プロセス形態の別の好ましい実勢態様は、疎水性フィルムの生成前に、少なくとも一つの貯蔵物質を冷却回路の部品表面に与える態様である。ここで貯蔵物質は、化合物又は元素（例えばプラチナのような貴金属）であり、部品表面に生成される酸化物層に影響を及ぼす。貯蔵物質（又はその前駆体）は冷却水中に導入され、冷却回路を流れる冷却水によって回路全体に（又は回路から分離された一部の領域に）分配される。例えば冷却水内で還元条件が優勢なときは、貯蔵物質は部品の表面に堆積する。非常に一般的には、上記の処理により部品表面上の貯蔵物質（又はこれに対応する貯蔵層）を疎水性フィルムで被覆することで、原子炉起動時や負荷運転中の条件下で冷却水内に存在する物質の作用（例えば、貯蔵層の化学的転移や望まない反応生成物の生成につながる化学反応）から、これらの貯蔵物質又は貯蔵槽を保護することができる。

この実施形態は、貯蔵層を作るためのクロム酸塩（例えばクロム酸鉄やクロム酸亜鉛）が冷却水内に導入される場合、特に有益である。上記の塩の六価クロムは、部品表面上で部品を構成する鉄（反応体）と反応することにより、三価クロムに還元する。その結果、部品表面上には亜クロム酸塩が堆積する。三価クロムは、表面に成長する酸化物層に取り込まれ、クロムを多く含むスピネル酸化物（これは強い保護効果を持つ）が生成される。原子炉起動中は、例えば酸素（又は冷却水内に溶けている過酸化水素）の存在により、冷却水内においては酸化的条件が支配的である。これは、堆積した亜クロム酸塩が水溶性クロム酸塩に酸化する反応、すなわち原子炉起動時の上記の反応とは逆の反応につながる。しかし本発明では、疎水性フィルムによってこの逆反応が回避され、遅くとも起動段階の終了に向けては、冷却水内において還元的条件が再び支配的となり、すでに部品表面に堆積した亜クロム酸塩は量を減らすことなく存在し続ける。

プラチナ貯蔵層の場合、プラチナによる部品表面の被覆が不完全であることなどの理由により接触腐食のリスクが発生する。接触腐食では、電解物の存在下、二つの異なる金属元素がお互いに接触する。このとき、より貴金属性の弱い物質（本例では、部品表面の中でプラチナドープされていない領域）が酸化する。この現象は、ここで論じているタイプの疎水性フィルム（これは、冷却水に溶けている酸素に対して、プラチナドープされていない表面領域さえも被覆するバリアを形成する）によって、効果的に回避することができる。接触腐食の発生を避けるため、プラチナ貯蔵層の生成時にも、還元条件下でプラチナに対する処理が行われる。

図１に示す加圧水型原子炉の一次回路は、原子炉圧力容器１を備え、この原子炉圧力容器中に燃料棒２がある。配管システム４（この中には、例えば蒸気発生器や冷却水ポンプ（図示しない）など、様々な部品が設置されている）は、接続ポート３を通じて原子炉圧力容器１に接続する。これらの部品は、図１では長方形６で記号化している。一次回路の表面に、疎水性フィルムを生成する両親媒性物質（今後は簡単にフィルム材と呼ぶ）が、例えば原子炉起動中に導入される。原子炉圧力容器１の内部表面と燃料棒２の表面にフィルムを生成したくない場合、原子炉圧力容器１を、冷却回路のその他の部分から流体的に分離することができる。発電所に置かれた計測システム（図示しない）は、フィルム材導入のために利用できる。

冷却回路表面の疎水性フィルムは、回路全体（又は回路の一部）の除染後に、あるいは部品を回路から取り外し新品部品に交換する時点で生成することが好ましい。後者の場合、新品部品の表面は本質的にまだ清浄である、すなわちまだ酸化物層（これは原子炉の負荷運転中に生成される）で被覆されていない。導入は、使用する疎水性物質のクラフト温度より高い温度、すなわち約７０°Ｃより高い温度で行われる。

温度が上昇するとともに分子のブラウン運動が活発になるにつれ、無極性基同士のファンデルワールス結合が壊れ、隙間が形成され得る。この隙間に水分子が入り込むことができる。水分子は、その双極性に起因して、部品表面又は疎水性フィルムの極性基の領域で支配的な電気ポテンシャルにより引きつけられる。しかし高温時にも、フィルムと部品表面との間に生成される酸化物層には、放射性物質の取り込みによる汚染は発生しない（又はせいぜい小規模にしか発生しない）。これはおそらく、放射性核種イオンはその電荷に起因して、比較的大きいサイズの（すなわち、少なくとも疎水性フィルムを透過しようとしても、それが妨げられる位十分大きいサイズの）水和殻を持つ、という事実による。

生成した酸化物層内で放射能が増加するのも、放射性核種で汚染したコロイドの付着又は取り込みが原因である。１ｎｍから１００ｎｍのコロイドの大きさ（半径）は水和イオンより一桁大きいため、疎水性フィルムを透過することは事実上不可能である。これにより、原子炉起動中（従ってそれに続く負荷運転中）、通常の運転モード（すなわち、酸化物層が冷却水と直接接触する場合）の場合と比べて著しく放射能が低い酸化物層を生成することが可能となる。

冷却水による放射性核種の輸送のため、配管システム（又はその中の部品）では放射線輻射がある程度優勢である。しかしこれは比較的弱いため、フィルムの有機基の放射性分解を心配する必要はない。

上述の疎水性フィルムによる保護効果を得るためには、この疎水性フィルムが部品表面上に単分子層として存在すれば十分である。このために必要なフィルム材の量を計算する際は、先ず回路システムの幾何学表面領域（又はその区分）を考慮することが有効である。発電所のタイプや運転時間に応じて程度の違いはあれ、冷却回路の表面には明白な粗さ（凹凸）があり、これは例えば１．５から２．５といった因子で考慮することができる。幾何学的表面領域を基に算出されたフィルム材の量に、この因子を掛算する。フィルム材の導入中は、冷却回路中に散在する複数の箇所において、冷却材内のフィルム材の濃度を決定又は測定することが有効である。両親媒性分子は、清浄な金属表面又は酸化物層を持つ表面に対しては、すでに疎水性フィルムで被覆された表面領域と比べて、より強い親和力を持つ。従ってフィルム材を一定の割合で導入した場合、冷却水中のフィルム材濃度は、漸近的濃度プロファイルに従って最初は減少し、その後本来の一定濃度（例えば１ｐｐｍ）に到達する。こうして本来の完全なフィルム材単分子層が、部品表面上に生成される。

試験では、複数の試験体（長さ７．３ｃｍのＡＳＭＥ ＳＡ１７９炭素鋼の管の半分）が沸騰水型原子炉の回路内に置かれ、この原子炉の負荷運転条件にさらされた。これらの試験体は事前に清浄化された（すなわち試験体の表面は、それが化学除染後の回路システム内部表面上に存するときと、本質的に同じ状態にされた）。更に試験体の一部には、事前にオクタデシタルアミンのフィルムが与えられた。この目的のために、試験体は試験回路に置かれた。また特定の両親媒性物質は、この試験回路の中を約８０°Ｃで循環する水の中に導入された。

３ヶ月後に試験体は沸騰水型原子炉の回路システムから取り出され、その表面が検査された。未処理試験体の上には酸化物層が生成され、少なくともその大半はヘマタイトから成る（従って赤色を有する）ものであった。処理試験体（すなわち疎水性フィルムで被覆された試験体）の上にも同様に酸化物層が存在したが、こちらの層は黒色を有し、すなわちその大半が磁鉄鉱から成るものであった。このように処理試験体の上の疎水性フィルムは、試験体金属表面への酸素の接近を防いだ。少なくとも原子炉の負荷運転中に主流となる高温時においては、水分子が、突出する無極性基を通り抜けて、試験体を被覆するフィルムの水に侵入し、試験体の金属まで到達した。すなわち事実上この水分子だけが、磁鉄鉱生成時の酸素供給源としての役割を果たした。

試験体の線量率はガンマ線検出器を用いて測定された。その結果、未処理試験体の線量率は４３００μＳｖ／ｈであったのに対し、処理試験体（すなわち、ここで論じた疎水性フィルムで被覆された試験体）の線量率は前者の数倍低い５８０μＳｖ／ｈであることが分かった。

上記のように、フィルム生成は、原子炉の運転時間外（例えば、検査や保守作業の後）に行うのが有効である。この場合フィルムは、比較的低温で（特に原子炉運転中に優勢となる放射能の影響を受けることなく）生成することができる。この状況は実験プラントにおいて、放射能不在の条件下で疎水性フィルムを与えられた試験体のテストによりシミュレーションできた。未処理試験体Ａと処理試験体Ｂの視覚的比較によると、酸化物層がフィルムの下に生成されたＢの方が顕著に、より均一性が高く、より隙間が少なかった。すなわちこちらの酸化物層の方が、未処理試験体Ａの場合に比べて、腐食に対するより強い保護効果を発揮する。ＡとＢの試験体間でフィルムの品質が異なるのは、両親媒性物質が界面活性剤のように振る舞い、部品表面に付着した粒子が冷却水に溶け込むため、この表面がフィルム生成前（又はフィルム生成中）に洗浄されるため、と考えられる。

一定の運転時間を経てフィルムがその効果を失った後も、現存する酸化物層（その線量率は低い）は成長するが、その速度は比較的遅いだろう。というのは、酸化作用を有する物質（例えば水と酸素）は高密度の酸化物層を通過するため、部品の基礎の金属までの輸送は妨げられるからである。一定の運転時間の後に、水（又は原子炉冷却水）の中に両親媒性物質を導入することで、フィルムを復活させることも可能である。

イオン形態の放射性核種とは別に、放射性コロイド（すなわち、約１ｎｍから１０００ｎｍの大きさの粒子）が水中に存在することもあり得る。固体コロイドは一般に帯電している（すなわち、表面が正又は負の電荷を帯びている）。コロイドと同符号の極性基を有する両親媒性物質が使われた場合は、クーロン斥力のため、このコロイドはフィルム表面に付着しない。放射性コロイドの一例は、Ａｇ １１０ ｍから成るコロイドである。銀はシール（例えば原子炉圧力容器の蓋のシール）などに起因する。コロイドと同符号の極性基を有する両親媒性物質（好ましくは、正の極性のコロイドの場合は例えば第四アミノ基などのアミノ基、負の極性のコロイドの場合はホスホン酸基）を使用することにより、放射性コロイドがツールの表面や、原子炉の水処理回路の部品表面に付着することを避ける（又は少なくとも低減する）ことができる。

第２プロセス形態は原子炉の検査段階、すなわち検査過程に関係する。この検査過程は、原子炉（特に、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉又は重水炉）の保守、点検作業のためのものである。原子炉は一定の運転時間（例えば１年）の後検査を受ける必要があり、その際上記の作業だけでなく検査測定も行われる。検査期間中、内部に燃料要素（図示しない）を備える原子炉圧力容器１１は通常、蓋を取り外すことにより開放される。放射能保護の理由から、原子炉圧力容器１１の上部に配置されたフラッディングタンク１２には水が貯められる。その後、フラッディングタンクの上に配備された作業台（図示しない）から、原子炉圧力容器１１の内部及び関連する部品やシステムに対して、上記のタイプの測定を実施することができる。

検査作業に関連する一つの問題は、原子炉冷却水がフラッディングタンク１２の水（おそらく、燃料要素貯蔵タンクなど他のタンクの水にも）に混合することが避けられず、そのため開放された原子炉圧力容器１１の外部領域に放射能が運ばれてしまう、という問題である。除染後の水を検査完了後に各タンクやその他の区画から除去することは可能ではあるが、放射性核種はタンク壁１５に付着したままであるため、放射能汚染や線量率は増加する。壁（例えば、ステンレス鋼で裏打ちされたものなど）の材料のタイプに応じて程度の違いはあれ、放射性核種が付着するため面倒な洗浄測定が必要となると考えられ、これが作業員の放射能被曝の増加につながる。同様の問題は、遠隔操縦機やツールや補助的構造などの機器にも発生する。これらの機器は特に原子炉圧力容器１１の内部で使用され、その表面（例えば金属表面）が検査作業中に放射能汚染水と接触する。これらの機器は、検査作業を行う保守業者により頻繁に提供される。すなわちこれらの機器は点検作業終了後に持ち帰られ、再度他の原子力ステーションで使用される。しかしこれらの機器が原子力ステーションの制御領域にあるときであっても、検査作業に伴う作業員の放射能被曝は問題となる。というのは、これらの機器は一般にその場で保管、提供され、最悪の場合遺棄されるからである。従って上記の機器には、特に完全な除染を行う必要がある。

部品表面（すなわち、貯蔵タンク１２の壁１５やツールの表面）が放射能汚染水（特に原子炉一次冷却水）と接触する前に、両親媒性物質から成る（又はこのような物質を含む）疎水性フィルムをこれらの部品表面に生成した場合は、上記の除染は不要となる（又は少なくとも簡単な除染だけで済む）。

フィルムは色々な方法で表面に与えることができるが、少額の費用で実施可能という理由から、フィルム材を含む溶液に部品を浸漬する、又は当該溶液を表面にスプレーする、などといった方法が好ましい。

上記の原子炉圧力容器１１の上部に配置されたフラッディングタンク１２（又はその他一般にタンク、貯蔵容器）には、スプレー過程を使った簡単な方法で疎水性フィルムを与えることができる。このためには単に、スプレー機器１３（例えば市販品）であって、タンク壁１５を向いたスプレーノズル１４と、このノズルとスプレー機器をつなぐホース１６を備えるものさえあればよい。フィルム材を含む水溶液は、このスプレーノズル１４を使って壁１５に供給される。フィルムがタンク壁に供給された後に、原子炉圧力容器１１を取り囲む環状の空間１７とフラッディングタンク１２に水が貯められる。

検査作業で使うツールの一例を図４に示す。これは遠隔操作可能な潜水艇１８で、例えば主冷却ライン２０の溶接継目１９を点検するために使われる。疎水性フィルムは、例えばフィルム材を含む溶液をスプレーすることにより、潜水艇１８の表面に与えられる。しかし、フィルム材を含む水溶液で満ちたタンク又は処理槽の中に潜水艇を入れることも考えられる。

スプレー過程又は浸漬過程における水溶液中のフィルム材の濃度は、例えば１ｐｐｍから８００ｐｐｍの範囲である。溶液を表面に与える際は温度を上昇させる、すなわち室温より高い温度（例えば９０°Ｃまで）に上昇させることが有効である。

第１及び第２プロセス形態における可能なフィルム材は、化合物であって、少なくとも一つの極性基から形成される極性端と、少なくとも一つの炭化水素ラジカルから形成される無極性端を持つものである。極性端はアンカー基としての役割を果たし、これにより物質は、部品の金属表面又は酸化物層表面に付着する。無極性端は、放射性水の方に突出する。

両親媒性物質の無極性端は、炭素８から炭素２２の炭素原子の炭素鎖（好ましくは脂肪族基）を含む。極性部分は、例えば酸基（例として、スルホン酸基、リン酸基、ホスホン酸基、カルボキシル酸基など）、又はこれらの酸基の誘導体である。更に極性基として可能性のあるのは、ヒドロキシル基（チオール）や、第１アミノ基、第２アミノ基、第３アミノ基、第４アミノ基、イミン基といった基本基、又はこれらの基の誘導体である。ここで論じた目的に好適な両親媒性物質の例は、アルキルアミンとアルキルスルホン酸である。

回路表面への両親媒性物質の付着を促進するために、第１プロセス形態においては、フィルム材を含む水溶液は次のような影響を受ける。すなわち、金属／溶液界面の電気化学二重層によって生じる表面電荷は、両親媒性物質の極性基に非常に強いクーロン引力を引き起こす。表面電荷は、ある程度温度選択の影響を受ける。電荷の交代や電荷量の増加は、好ましくは、溶液のｐＨの影響を受ける。電荷ゼロのポイント（このポイントでは表面は、少なくとも感知できるほどの帯電はしていない）から始めて、ｐＨを下げることにより表面の正電荷を増やすことが、ｐＨを上げることにより表面の負電荷を増やすことが、実現できる。帯電を強める場合において、極性基と逆符号の表面電荷はすでに存在している。

帯電の観点では、表面とは逆符号の極性基を持つ両親媒性物質を使うのが有効である。すなわち、正に帯電した表面（これは一般には酸性液の中で作られる）の場合、例えばホスホン酸基など負に帯電した極性基が適する。一方、負に帯電した表面の場合、正に帯電した極性基（例えば第４アミノ基）が使われる。

Claims (19)

1. 原子炉に使用する部品であって放射能汚染された水と接触する部品の表面の放射能汚染を低減するプロセスであって、
   前記部品の表面にフィルム材の両親媒性物質を含む水溶液を与えることにより、部品表面への放射性核種の付着を防止するフィルタ効果を有する疎水性フィルムが前記部品表面上に生成され、
   前記両親媒性物質は、極性基として、第１アミノ基、第２アミノ基、第３アミノ、第４アミノ基を含むことを特徴とするプロセス。
2. 請求項１に記載のプロセスであって、
   前記疎水性フィルムは前記原子炉の水処理回路の部品の内部表面に生成されることを特徴とするプロセス。
3. 請求項２に記載のプロセスであって、
   前記疎水性フィルムは前記回路の全部又は一部を除染した後に生成されることを特徴とするプロセス。
4. 請求項２又は３に記載のプロセスであって、
   部品を新品部品に交換する場合に、前記疎水性フィルムは前記新品部品上に生成されることを特徴とするプロセス。
5. 請求項１から４のいずれかに記載のプロセスであって、
   前記疎水性フィルムは負荷運転以外の時点で生成されることを特徴とするプロセス。
6. 請求項５に記載のプロセスであって、
   前記疎水性フィルムは前記原子炉の起動時に生成されることを特徴とするプロセス。
7. 請求項２から６のいずれかに記載のプロセスであって、
   前記疎水性フィルムの生成前に、少なくとも一つの貯蔵物質が前記表面に与えられることを特徴とするプロセス。
8. 請求項７に記載のプロセスであって、
   前記貯蔵物質は貴金属であることを特徴とするプロセス。
9. 請求項７に記載のプロセスであって、
   前記貯蔵物質はクロム酸塩であることを特徴とするプロセス。
10. 請求項１に記載のプロセスであって、
    前記部品は検査作業に使われるツールであることを特徴とするプロセス。
11. 請求項１０に記載のプロセスであって、
    前記ツールは前記両親媒性物質の水溶液に浸漬されることを特徴とするプロセス。
12. 請求項１０に記載のプロセスであって、
    前記ツールの表面は前記両親媒性物質の水溶液をスプレーされることを特徴とするプロセス。
13. 請求項１から１２のいずれかに記載のプロセスであって、
    閉塞した前記疎水性フィルムが前記部品表面にできた時に、前記疎水性フィルムの生成は停止することを特徴とするプロセス。
14. 請求項１から１３のいずれかに記載のプロセスであって、
    使用する前記両親媒性物質は、少なくとも一つの極性基から形成される極性端と、少なくとも一つの炭化水素ラジカルから形成される無極性端を持つことを特徴とするプロセス。
15. 請求項１から１４のいずれかに記載のプロセスであって、
    前記放射能汚染された水は放射性コロイドを含み、
    前記フィルムは、前記コロイドと同符号の極性基を有する両親媒性物質により生成されることを特徴とするプロセス。
16. 請求項１から１５のいずれかに記載のプロセスであって、
    前記両親媒性物質は、無極性端として脂肪族基を含むことを特徴とするプロセス。
17. 請求項１から１６のいずれかに記載のプロセスであって、
    前記両親媒性物質は、無極性端として炭素８から炭素２２の炭素原子を含むことを特徴とするプロセス。
18. 請求項１から１７のいずれかに記載のプロセスであって、
    前記両親媒性物質の水溶液は、
    前記両親媒性物質の前記極性基と逆符号の電荷が前記表面に発生するような影響、
    又は前記両親媒性物質の前記極性基と逆符号の表面電荷が増加するような影響
    を受けることを特徴とするプロセス。
19. 請求項１８に記載のプロセスであって、
    前記水溶液が受ける前記影響は、前記水溶液のｐＨから受けることを特徴とするプロセス。

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