JPH0378699A - 加圧水型原子炉システムの汚染除去方法 - Google Patents
加圧水型原子炉システムの汚染除去方法Info
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- JPH0378699A JPH0378699A JP2209393A JP20939390A JPH0378699A JP H0378699 A JPH0378699 A JP H0378699A JP 2209393 A JP2209393 A JP 2209393A JP 20939390 A JP20939390 A JP 20939390A JP H0378699 A JPH0378699 A JP H0378699A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/001—Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
- G21F9/002—Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes
- G21F9/004—Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes of metallic surfaces
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は加圧水型原子炉システムのような放射性物質を
含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染除去のための化
学的方法に関する。
含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染除去のための化
学的方法に関する。
発明の背景
水冷原子炉及び装置の1次冷却系表面には正常な操作中
に腐食生成物酸化物(錆び)被膜を生ずる。
に腐食生成物酸化物(錆び)被膜を生ずる。
該被膜は循環冷却材からの放射性核種を被膜格子へ取込
み、放射性となる。これは炉心外放射線の一因となり、
作業者の放射性被曝を増加し、検査や保守を妨害する。
み、放射性となる。これは炉心外放射線の一因となり、
作業者の放射性被曝を増加し、検査や保守を妨害する。
従って、有効な汚染除去方法は腐食と、金属支持体の影
響を最少限にしながら酸化物被膜を実質上除去すること
になる。
響を最少限にしながら酸化物被膜を実質上除去すること
になる。
酸化物の除去は冷却材の化学的性質及び金属支持体の関
数である該被膜のm造に依存する。沸騰水型原子炉(B
W R)においては、酸化性条件が支配的であり(0
、5〜0 、2 ppmo 2)、且つ一次冷却系の合
金は300シリーズのステンレス鋼である。
数である該被膜のm造に依存する。沸騰水型原子炉(B
W R)においては、酸化性条件が支配的であり(0
、5〜0 、2 ppmo 2)、且つ一次冷却系の合
金は300シリーズのステンレス鋼である。
これらの条件は鉄を主要金属とする、比較的厚く多孔質
なヘマタイトを生ずる。クロムはクロム酸塩へ変換され
、それ故、絶えず冷却材中に溶解している。これとは異
なり、加圧水型原子炉(PWRHi水の化学的性質(<
0.0005ppm酸素)を還元性として運転され、
−次冷却系は高二ッケル合金類が大部分を占めている。
なヘマタイトを生ずる。クロムはクロム酸塩へ変換され
、それ故、絶えず冷却材中に溶解している。これとは異
なり、加圧水型原子炉(PWRHi水の化学的性質(<
0.0005ppm酸素)を還元性として運転され、
−次冷却系は高二ッケル合金類が大部分を占めている。
これらの条件はニッケルフェライト格子中にクロムを含
有する緻密な密着性で且つ靭性のある酸化物被膜を生ず
る。即ち、BWRの被膜は溶解し、除去することがPW
Rの被膜より容易である; PWRの被膜は通常クロム
を除去するための酸化処理を必要とした後、該被膜を溶
解することができる。どちらの場合にも、鉄は被膜を除
去した後、溶液中の主要金属種となる。
有する緻密な密着性で且つ靭性のある酸化物被膜を生ず
る。即ち、BWRの被膜は溶解し、除去することがPW
Rの被膜より容易である; PWRの被膜は通常クロム
を除去するための酸化処理を必要とした後、該被膜を溶
解することができる。どちらの場合にも、鉄は被膜を除
去した後、溶液中の主要金属種となる。
商業的に利用できる汚染除去溶液は通常3つの種類に属
する。これらは1983年2月のEPRIリポート、
NP−2866の「アン・アセスメント オブケミカル
・プロセスズ・フォー・ザ・ボス1〜アクシデント・デ
コンタミネーション・オブ・リアクター・クーラ〉・ト
・システムス(^n Assessmentof C
hemical Processes for
the PostaccidentDecontam
ination of Reactor Coolan
t 5yste+++s)」に記載された方法に記載さ
れているようなシトロツクス溶液(Citrox 5o
lution)、キレ−ト剤溶液(Can−Decon
5olution)、及びロー・オキシデーション・
ステート・メタル・イオン(LOMI>溶液である。第
1の溶液は溶解及び剥離メカニズムの両方により酸化物
被膜を除去する有機酸類を含有するジトロックス等の溶
液のような有機酸化学種のみを使用するものである。ク
エン酸及びシュウ酸が普通の成分である。これらの溶液
は有効であり、イオン交換もよく行われるが、プラント
に適用中に粒子を生じ、鉄を沈澱させる。第2の溶液は
、沈澱を回避し且つ粒子の発生を低減するためにキレー
ト剤を使用するキレート剤溶液例えばキャンーデコンの
ような溶液を使用するものである。しかし、キレート剤
は通常イオン交換パラメーターを抑制する。第3の溶液
はピコリン酸/ギ酸緩衝液中にバナジウム(II)を使
用するLOM丁溶液である。バナジウム(II)は酸化
物に還元性溶解剤として作用し、粒子の発生は最少限と
なる。
する。これらは1983年2月のEPRIリポート、
NP−2866の「アン・アセスメント オブケミカル
・プロセスズ・フォー・ザ・ボス1〜アクシデント・デ
コンタミネーション・オブ・リアクター・クーラ〉・ト
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the PostaccidentDecontam
ination of Reactor Coolan
t 5yste+++s)」に記載された方法に記載さ
れているようなシトロツクス溶液(Citrox 5o
lution)、キレ−ト剤溶液(Can−Decon
5olution)、及びロー・オキシデーション・
ステート・メタル・イオン(LOMI>溶液である。第
1の溶液は溶解及び剥離メカニズムの両方により酸化物
被膜を除去する有機酸類を含有するジトロックス等の溶
液のような有機酸化学種のみを使用するものである。ク
エン酸及びシュウ酸が普通の成分である。これらの溶液
は有効であり、イオン交換もよく行われるが、プラント
に適用中に粒子を生じ、鉄を沈澱させる。第2の溶液は
、沈澱を回避し且つ粒子の発生を低減するためにキレー
ト剤を使用するキレート剤溶液例えばキャンーデコンの
ような溶液を使用するものである。しかし、キレート剤
は通常イオン交換パラメーターを抑制する。第3の溶液
はピコリン酸/ギ酸緩衝液中にバナジウム(II)を使
用するLOM丁溶液である。バナジウム(II)は酸化
物に還元性溶解剤として作用し、粒子の発生は最少限と
なる。
上述のような溶液の主な欠点は溶液をカヂオン交換する
ことができず且つバナジウムが多数の電子価状態で存在
することができるという事実である。
ことができず且つバナジウムが多数の電子価状態で存在
することができるという事実である。
酸化物被膜が溶解するにつれて、第2鉄[鉄(I[[)
]が溶液中に蓄積される。鉄(I[[)は母材金属の腐
食、粒界腐食(IOA)及び粒界応力腐食割れ(IGS
CC)を誘因することがある;また、酸化型抑制剤とし
ても挙動して腐食を制限することもできる。シトロック
スのような溶液において、25〜30ppI11以上の
鉄はIGA及びIGSCC傾向と共に母材金属の腐食を
増加する。キャンーデコン溶液中のキレート剤は鉄(I
)と強い錯化合物を形成する。従って、3種の挙動領域
を観察することができる: (a)O〜25 ppmの
鉄(]II)では、IOA/IGSCC傾向が増加して
母材金属は自由に腐食される; (b )25〜130
ppmノ鉄(Iff )で、母材金属の腐食及びIG
SCC傾向は低減するが、IOAはなおも生ずることが
ある;且っ(c)約130 ppm以上の鉄(■)では
シトロックス等のように挙動して母材金属の腐食が増加
する。
]が溶液中に蓄積される。鉄(I[[)は母材金属の腐
食、粒界腐食(IOA)及び粒界応力腐食割れ(IGS
CC)を誘因することがある;また、酸化型抑制剤とし
ても挙動して腐食を制限することもできる。シトロック
スのような溶液において、25〜30ppI11以上の
鉄はIGA及びIGSCC傾向と共に母材金属の腐食を
増加する。キャンーデコン溶液中のキレート剤は鉄(I
)と強い錯化合物を形成する。従って、3種の挙動領域
を観察することができる: (a)O〜25 ppmの
鉄(]II)では、IOA/IGSCC傾向が増加して
母材金属は自由に腐食される; (b )25〜130
ppmノ鉄(Iff )で、母材金属の腐食及びIG
SCC傾向は低減するが、IOAはなおも生ずることが
ある;且っ(c)約130 ppm以上の鉄(■)では
シトロックス等のように挙動して母材金属の腐食が増加
する。
また、溶解している鉄(I[I)は溶解運動を抑制する
。
。
LOMIプロセスは還元された2価の状態で鉄を除去し
、鉄による腐食の影響を最少限にする。しかし、4〜8
時間後、バナジウムは4価の化学種として存在し、溶液
は鉄含有シトロックス溶液のように挙動する。
、鉄による腐食の影響を最少限にする。しかし、4〜8
時間後、バナジウムは4価の化学種として存在し、溶液
は鉄含有シトロックス溶液のように挙動する。
全−次冷却系汚染物除去操作により100〜200 p
pmの溶解イオン濃度を生じ、約20〜80時開続くも
のと予想される。従って、腐食、イオン交換及び溶解運
動に及ぼす順著で且つ有効な鉄(■)/金属間の影響を
予想することができる。
pmの溶解イオン濃度を生じ、約20〜80時開続くも
のと予想される。従って、腐食、イオン交換及び溶解運
動に及ぼす順著で且つ有効な鉄(■)/金属間の影響を
予想することができる。
発明の概要
本発明による加圧水型原子炉の一次冷却系のような放射
性物質を含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染物除去
方法は弱いキレート剤及び有機酸の第1鉄塩を含有する
水性汚染物除去溶液を使用するものである。弱いキレー
ト剤は、酸化物被膜を形成する金属預と多配位子錯化合
物を形成することができ、溶液の重量を基準として0.
1〜2.0%の間の量で存在する。有機酸の第1鉄塩は
溶液の重量を基準として50〜500 ppmの鉄を提
供する量で存在する。
性物質を含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染物除去
方法は弱いキレート剤及び有機酸の第1鉄塩を含有する
水性汚染物除去溶液を使用するものである。弱いキレー
ト剤は、酸化物被膜を形成する金属預と多配位子錯化合
物を形成することができ、溶液の重量を基準として0.
1〜2.0%の間の量で存在する。有機酸の第1鉄塩は
溶液の重量を基準として50〜500 ppmの鉄を提
供する量で存在する。
汚染物除去溶液は金属表面から酸化物被膜を除去するた
めに該金属表面上を通過させる。
めに該金属表面上を通過させる。
汚染物除去溶液は、金属表面を通過させた後少なくとも
一部をカチオン交換樹脂カラムまたは好ましくは電解装
置を通過させることにより再生される。
一部をカチオン交換樹脂カラムまたは好ましくは電解装
置を通過させることにより再生される。
詳細な記載
加圧水型原子炉の一次冷却系表面のような放射性物質を
含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染物を除去するた
めの本発明方法は弱いキレート剤及び鉄(II)すなわ
ち第1鉄の水溶液を使用するものである。弱いキレート
剤は溶解した金属を溶液中に維持して沈澱を防止するが
、一方、第1鉄は溶解速度を改善し且つ母材金属腐食を
最少限にする。
含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染物を除去するた
めの本発明方法は弱いキレート剤及び鉄(II)すなわ
ち第1鉄の水溶液を使用するものである。弱いキレート
剤は溶解した金属を溶液中に維持して沈澱を防止するが
、一方、第1鉄は溶解速度を改善し且つ母材金属腐食を
最少限にする。
加圧水型原子炉−次冷却系から除去しなければならない
放射性金属類は一次冷却系部材を形成する金属である第
2鉄(F em )、ニッケル、クロム、コバルト及び
マンガンを包含する。本発明方法は酸化物被膜の金属と
多配位子錯化合物を形成することができる弱いキレート
剤を溶液の重量を基準として0.1〜2.0%含む水性
汚染物除去溶液を使用するものである。弱いキレート剤
は通常的1012〜10”の間の第2鉄イオンのような
金属イオンについての平衡定数をもつ錯化剤である。
放射性金属類は一次冷却系部材を形成する金属である第
2鉄(F em )、ニッケル、クロム、コバルト及び
マンガンを包含する。本発明方法は酸化物被膜の金属と
多配位子錯化合物を形成することができる弱いキレート
剤を溶液の重量を基準として0.1〜2.0%含む水性
汚染物除去溶液を使用するものである。弱いキレート剤
は通常的1012〜10”の間の第2鉄イオンのような
金属イオンについての平衡定数をもつ錯化剤である。
該キレート剤の例はニトリロ三酢酸(N T A )、
ヒドロキシエチレンジアミン四酢酸(HEDTA)、ク
エン酸及びイミノニ酢酸(IDA)であるが、高鉄容量
、多配位性及び比較的低い錯化定数(complexa
tion constant)のためにNTAが好適で
ある。好適には、キレート剤の濃度は水性溶液の重量を
基準として約0.2%である。約0.1%以下のキレー
ト剤の使用は金属表面から除去されたイオンを溶液中に
維持しないし、また、それらのイオンをキレート化でき
ず、また、約2.0%以上では効率的ではなく且つ必要
ない。
ヒドロキシエチレンジアミン四酢酸(HEDTA)、ク
エン酸及びイミノニ酢酸(IDA)であるが、高鉄容量
、多配位性及び比較的低い錯化定数(complexa
tion constant)のためにNTAが好適で
ある。好適には、キレート剤の濃度は水性溶液の重量を
基準として約0.2%である。約0.1%以下のキレー
ト剤の使用は金属表面から除去されたイオンを溶液中に
維持しないし、また、それらのイオンをキレート化でき
ず、また、約2.0%以上では効率的ではなく且つ必要
ない。
弱いキレート剤に加えて、水性溶液は溶液の重量を基準
として約50〜500 ppmの第1鉄(Fe■)濃度
を提供する量の有機第1鉄塩を含有する。
として約50〜500 ppmの第1鉄(Fe■)濃度
を提供する量の有機第1鉄塩を含有する。
第1鉄が約50 ppm未満で存在する場合には、汚染
物除去を行うことはできず、また、約500ppmより
多い場合には、効率的ではなく、不経済である。有機第
1鉄塩の第1鉄として約1100pp使用することが好
適である。これらの塩は加圧木型原子炉の運転中に一次
冷却系の材料と適合する多官能価有機酸の第1鉄塩であ
る。無機酸は次の運転中に原子炉で腐食の問題を生ずる
ことがある残留イオンを残すことがあるが、有機酸は分
解して水と二酸化炭素を生ずるために、有機酸は第1鉄
塩を形成するために必要である。このような第1鉄塩は
酢酸第1鉄、シュウ酸第1鉄、及びグルコン酸第1鉄を
包含する。後の2種の第1鉄塩は比較的水に不溶性であ
るが、希釈キレート剤溶液中には溶解する。
物除去を行うことはできず、また、約500ppmより
多い場合には、効率的ではなく、不経済である。有機第
1鉄塩の第1鉄として約1100pp使用することが好
適である。これらの塩は加圧木型原子炉の運転中に一次
冷却系の材料と適合する多官能価有機酸の第1鉄塩であ
る。無機酸は次の運転中に原子炉で腐食の問題を生ずる
ことがある残留イオンを残すことがあるが、有機酸は分
解して水と二酸化炭素を生ずるために、有機酸は第1鉄
塩を形成するために必要である。このような第1鉄塩は
酢酸第1鉄、シュウ酸第1鉄、及びグルコン酸第1鉄を
包含する。後の2種の第1鉄塩は比較的水に不溶性であ
るが、希釈キレート剤溶液中には溶解する。
第1鉄(FeII)とNTAは、急速な反応速度(平衡
式I及び■)で金属酸化物の還元性溶解を行うFe ”
+sql”Fe”+oxldsFe”+aq+十Fe”
+ox+am+ −(1)Fe”+oxtam+”1
lzNTA+aq+=(FeNTA)−’、、、、+3
1(”、、、、 (2)次に、多配位子錯化合物を
形成することができる。
式I及び■)で金属酸化物の還元性溶解を行うFe ”
+sql”Fe”+oxldsFe”+aq+十Fe”
+ox+am+ −(1)Fe”+oxtam+”1
lzNTA+aq+=(FeNTA)−’、、、、+3
1(”、、、、 (2)次に、多配位子錯化合物を
形成することができる。
母材金属の腐食は第2鉄イオンの腐食についての平衡式
4とは異なり、平衡式3のような反応により抑制される
; F e”+aa+”Fe0+**ta++=反応せず
(3)2Fe ’コt*q+”Fe’+ast
*++=3Fe”taa+ (4)比較的高
い濃度の第1鉄(FeI[)が存在すると平衡状態を移
行させ、また、平衡式4による第2鉄(F em )腐
食を抑制する。
4とは異なり、平衡式3のような反応により抑制される
; F e”+aa+”Fe0+**ta++=反応せず
(3)2Fe ’コt*q+”Fe’+ast
*++=3Fe”taa+ (4)比較的高
い濃度の第1鉄(FeI[)が存在すると平衡状態を移
行させ、また、平衡式4による第2鉄(F em )腐
食を抑制する。
汚染物除去中に付加第1鉄が付加的に生成する。
汚染物除去中に、金属酸化物被膜は溶解し、鉄は通常第
2鉄(FeI[[)として存在する。これはサイドスト
リームすなわち米国特許第4,537,666号明細書
に記載されているような多孔雷電極を使用する電解反応
器中で還元することができる:+1e−+2e F e”+aq+−→Fe”+*q+ −Fe’H+
(5)この電解手段は濃厚溶液(例えば1重量
%)について有効であり、第1鉄(FeII)を徐々に
蓄積する。
2鉄(FeI[[)として存在する。これはサイドスト
リームすなわち米国特許第4,537,666号明細書
に記載されているような多孔雷電極を使用する電解反応
器中で還元することができる:+1e−+2e F e”+aq+−→Fe”+*q+ −Fe’H+
(5)この電解手段は濃厚溶液(例えば1重量
%)について有効であり、第1鉄(FeII)を徐々に
蓄積する。
しかし、ループ汚染物除去操作は希釈溶液を使用するか
ら腐食及び溶解反応の目的で操作全体にわたり一定の第
1鉄(FeII)の存在を必要とする。
ら腐食及び溶解反応の目的で操作全体にわたり一定の第
1鉄(FeII)の存在を必要とする。
金属表面上に汚染物除去溶液を通して放射性物質を除去
した後、溶液を再生し、更に金属表面と接触させるのに
使用する。再生はカチオン交換樹脂により、または電解
的に汚染物除去溶液の1部すなわちサイドストリームを
処理することにより行うことができる。使用済汚染物除
去溶液から汚染物を除去し、薬剤を回収することにより
汚染物除去方法に再使用するためにカチオン交換樹脂を
使用することは既知である。しかし、第1鉄(FeII
H7!化合物が第2鉄(Fenl)!!i化合物より急
速に除去されるために、カチオン交換によ−る溶液の回
収は幾分複雑である。従って、操作を一定期間例えば2
時間にわたり行った後、イオン交換カラムのバルブを開
いてイオン交換カラム中に汚染除去溶液を導入すること
が推奨される。電解再生は希釈溶液では効率が低いけれ
ども、第2鉄(Felll)を選択的に還元するために
好適な再生方法である。
した後、溶液を再生し、更に金属表面と接触させるのに
使用する。再生はカチオン交換樹脂により、または電解
的に汚染物除去溶液の1部すなわちサイドストリームを
処理することにより行うことができる。使用済汚染物除
去溶液から汚染物を除去し、薬剤を回収することにより
汚染物除去方法に再使用するためにカチオン交換樹脂を
使用することは既知である。しかし、第1鉄(FeII
H7!化合物が第2鉄(Fenl)!!i化合物より急
速に除去されるために、カチオン交換によ−る溶液の回
収は幾分複雑である。従って、操作を一定期間例えば2
時間にわたり行った後、イオン交換カラムのバルブを開
いてイオン交換カラム中に汚染除去溶液を導入すること
が推奨される。電解再生は希釈溶液では効率が低いけれ
ども、第2鉄(Felll)を選択的に還元するために
好適な再生方法である。
米国特許筒4,537,666号明細書に記載されてい
るような電解還元法は汚染物除去溶液を、イオンを析出
させるためのステンレス鋼ワイヤまたは銅メツシユによ
り形成された透過性電極に通すものである。該電極が使
用済となったら、電極を取り替える。また、米国特許筒
4,792,385号明細書に記載されているように、
透過性電極はカーボン粒子またはグラファイト粒子また
はポリアセチレンのような導電性プラスデック材料の床
よりなることができる。しかし、使用される再生方法に
拘わらず、大型加圧水型原子炉の後流再生は約6時間の
ような長い時定数をもつことがあり、従って、不完全で
あろう。本発明方法を使用する加圧木型原子炉の汚染物
除去を行うための時間は約6〜24時間の範囲内であろ
うと予測される。
るような電解還元法は汚染物除去溶液を、イオンを析出
させるためのステンレス鋼ワイヤまたは銅メツシユによ
り形成された透過性電極に通すものである。該電極が使
用済となったら、電極を取り替える。また、米国特許筒
4,792,385号明細書に記載されているように、
透過性電極はカーボン粒子またはグラファイト粒子また
はポリアセチレンのような導電性プラスデック材料の床
よりなることができる。しかし、使用される再生方法に
拘わらず、大型加圧水型原子炉の後流再生は約6時間の
ような長い時定数をもつことがあり、従って、不完全で
あろう。本発明方法を使用する加圧木型原子炉の汚染物
除去を行うための時間は約6〜24時間の範囲内であろ
うと予測される。
汚染物除去溶液の温度は調節する必要はなく、汚染物除
去操作中通常70〜150°Cの温度であろう。上述の
ように、本発明方法は加圧水型原子炉システムの汚染物
除去のために本明細書に記載したような利点をもつ汚染
物除去溶液に第1鉄塩を利用する化学的方法を提供する
ものである。
去操作中通常70〜150°Cの温度であろう。上述の
ように、本発明方法は加圧水型原子炉システムの汚染物
除去のために本明細書に記載したような利点をもつ汚染
物除去溶液に第1鉄塩を利用する化学的方法を提供する
ものである。
Claims (1)
- 放射性物質を含む酸化物被膜を有する金属表面の汚染物
除去方法において、金属類と多配位子錯化合物を形成す
ることができる弱いキレート剤の水溶液と第1鉄塩より
なる水性汚染物除去溶液であって、前記キレート剤が前
記溶液の重量を基準として約0.1〜2.0%の間の量
存在し且つ前記溶液の重量を基準として鉄を50〜50
0ppm提供する量の第1鉄塩を含む水性汚染物除去溶
液を用意し;前記汚染物除去溶液を前記金属表面上に通
過させることを特徴とする放射性物質を含む酸化物被膜
を有する金属表面の汚染物除去方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/391,263 US5024805A (en) | 1989-08-09 | 1989-08-09 | Method for decontaminating a pressurized water nuclear reactor system |
US391,263 | 1989-08-09 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0378699A true JPH0378699A (ja) | 1991-04-03 |
Family
ID=23545940
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2209393A Pending JPH0378699A (ja) | 1989-08-09 | 1990-08-09 | 加圧水型原子炉システムの汚染除去方法 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5024805A (ja) |
EP (1) | EP0416756A3 (ja) |
JP (1) | JPH0378699A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002529719A (ja) * | 1998-11-10 | 2002-09-10 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 構造部材の表面の除染方法 |
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US5325410A (en) * | 1992-11-30 | 1994-06-28 | Westinghouse Electric Corporation | Clean-up system for the chemical decontamination of a nuclear reactor primary system |
US5491732A (en) * | 1992-12-11 | 1996-02-13 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor primary system chemical decontamination clean-up system component arrangement |
DE59400707D1 (de) * | 1993-02-01 | 1996-10-31 | Deco Hanulik Ag | Verfahren zur Dekontamination von radioaktiven Metalloberflächen |
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US6466636B1 (en) * | 2000-07-26 | 2002-10-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Decontamination method |
US20100246745A1 (en) * | 2006-12-29 | 2010-09-30 | Samson Hettiarachchi | Methods for operating and methods for reducing post-shutdown radiation levels of nuclear reactors |
WO2010053079A1 (ja) * | 2008-11-04 | 2010-05-14 | 株式会社東芝 | 放射線被ばく低減方法 |
US11286569B2 (en) * | 2017-02-21 | 2022-03-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Recontamination mitigation method by carbon steel passivation of nuclear systems and components |
DE102017107584A1 (de) * | 2017-04-07 | 2018-10-11 | Rwe Power Aktiengesellschaft | Zinkdosierung zur Dekontamination von Leichtwasserreaktoren |
DE102017115122B4 (de) * | 2017-07-06 | 2019-03-07 | Framatome Gmbh | Verfahren zum Dekontaminieren einer Metalloberfläche in einem Kernkraftwerk |
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US4325744A (en) * | 1980-07-25 | 1982-04-20 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | Method and composition for cleaning metal surfaces with a film-forming composition |
JPS5851977A (ja) * | 1981-09-25 | 1983-03-26 | Hitachi Ltd | 化学除染液の再生方法 |
US4587043A (en) * | 1983-06-07 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Decontamination of metal surfaces in nuclear power reactors |
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FR2569203B1 (fr) * | 1984-08-16 | 1989-12-22 | Produits Ind Cie Fse | Procede de traitement par conversion chimique de substrats en zinc ou en l'un de ses alliages, concentre et bain utilises pour la mise en oeuvre de ce procede |
US4792385A (en) * | 1987-11-03 | 1988-12-20 | Westinghouse Electric Corp. | Electrolytic decontamination apparatus and encapsulation process |
US4828743A (en) * | 1987-11-20 | 1989-05-09 | Boyle-Midway Household Products, Inc. | Composition for rust removal and method of use thereof |
-
1989
- 1989-08-09 US US07/391,263 patent/US5024805A/en not_active Expired - Fee Related
-
1990
- 1990-08-09 EP EP19900308767 patent/EP0416756A3/en not_active Withdrawn
- 1990-08-09 JP JP2209393A patent/JPH0378699A/ja active Pending
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JP2002529719A (ja) * | 1998-11-10 | 2002-09-10 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 構造部材の表面の除染方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0416756A2 (en) | 1991-03-13 |
EP0416756A3 (en) | 1992-01-02 |
US5024805A (en) | 1991-06-18 |
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