JPS60183595A - 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 - Google Patents

沸騰水型原子力発電プラントの運転方法

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JPS60183595A
JPS60183595A JP59039296A JP3929684A JPS60183595A JP S60183595 A JPS60183595 A JP S60183595A JP 59039296 A JP59039296 A JP 59039296A JP 3929684 A JP3929684 A JP 3929684A JP S60183595 A JPS60183595 A JP S60183595A
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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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子力発電プラント(以下BWRと略
記する)の−次系線量率上昇抑制に効果的な運転方法に
係り、特に、炉水を常に中性ないし弱アルカリ側に制御
することによって、燃料棒に付着したコバルト−60の
溶出を抑制することによって炉水中のコバルト−60濃
度、さらには−次系線量率を抑制を可能ならしむるに好
適な炉水水質を考慮した運転方法に関する。
〔発明の背景〕
BWRは基本的には直接サイクルを採用するの第1図は
BWR−次冷却系主要機器と冷却系フローを示したもの
で、炉心で発生した熱を除去するため、原子炉圧力容器
7内の冷却水(以下炉水と称す)は再循環ポンプ2によ
って強制循環され、原子炉1で発生した蒸気は炉心上部
に設けられたセパレータおよびドライヤで湿分を除去し
たのちタービン3へ送られる。この蒸気の一部はクーピ
ン抽気としてとり出され、高圧および低圧ヒータ4の熱
源として使用されるが、他の大部分の蒸気は復水器5で
凝縮され水に戻る。復水は復水器内でほぼ完全に脱気さ
れ、この際、炉心での水の放射線分解により発生した酸
素及び水素もほぼ完全に除去される。
復水は一般に多段の低圧および高圧ヒータで200C近
くまで加熱され、再び原子炉に供給されるが、原子炉で
の放射性腐食生成物の生成を抑制するため、復水中の主
として金属不純物を除去し、高純度に維持することを目
的に、復水器と低圧ヒータの間に脱塩器などのイオン交
換樹脂漉過装置6f:設け、復水全量をこの脱塩器で処
理する。
ところで、−次系構造材の腐食によって生成する金属不
純物の発生量低減のため主要構造材には不銹鋼の使用が
原[IJとなっている。また、炭素鋼製の原子炉圧力容
器7にはステンレス鋼の内面肉盛がなされ、炭素鋼が直
接炉水と接するのを防止している。かかる相料上の配慮
に加えて、炉水の一部を炉水浄化装置8によって浄化し
、炉水中に生成する極くわずかの金属不純物を積極的に
除去している。
しかし、このような材料上および水質管理上の措置にも
かかわらず、炉水中での極くわずかな金属不純物の存在
は避けられず、特にコバルトは主として燃料棒表面にお
いて放射化され、コバルト−60となりこれが炉水中の
放射能、さらには−次系・q造材上に蓄積して一次系線
量率の原因となっている。
軽水炉のもう一つのタイプである加圧水型原子力発電プ
ラント(以下PWR,と略記する)では、炉水中に薬液
を注入し、炉水中の溶存酸素濃度ならびにl)Hを9以
上に調整することによって、構造材の腐食抑制対策を行
っている。
第2図はPWR,−次系および二次系主要機器と冷却系
フローを示したもので、炉心で発生した熱は二次系との
接点である蒸気発生器9で二次系に伝達することにより
除去する。−次系は完全に閉ループを形成するため、先
に示した薬液注入においても系外への薬液の流出はなく
、薬液の消耗は少ない。しかし、−次系内でのトリチウ
ム生成を抑制するため、[)H調整のため高価な高濃度
の’LiOHを使用するため、この減少を抑制するため
一次系浄化系の容器をBWRの1710以下に抑制する
。この結果、生成した金属不純物の除去効果は小さく、
金属不純物の生成抑制と除去効果の抑制とがあいまって
、総合的にけPWR−次系での放射性腐食生成物濃度は
BWR,に比べて高くなっている。
BWFLにおいて、P’WRと同様に薬液を注入して一
次系構造材の腐食抑制をはかろうとすると主としてター
ビン系において三つの問題を生ずる。
すなわち、注入した薬液の一部が蒸気に同伴し、この結
果この損失量を補うために大量の薬液添加が必要となシ
、注入設備の大規模化と大量の薬液準備が必要となる。
また、蒸気に同伴した薬液によるタービンブレードなど
機器へのアタックが新たな損傷を生ぜしめる。さらに、
24Naなどアルカリ金属の放射化物がタービン系の枚
射能汚染の卸、因となる。
このため、先に示したようにBWRでは炉水を薬品無添
加で、中性純水として管理しているが、例えばイオン交
換樹脂の如く、有機不純物が混入した場合には、pHが
酸性側にずれ、構造材にとって好ましくない環境となる
ところで、本発明者らは種々の研究によって、次のよう
な全く新しい知見を得だ。即ち、炉水のpHが酸性側に
シフトすると、燃料棒表面に付着した放射性腐食生成物
の炉水への溶解度が増大し、その結果炉水中の放射性腐
食生成物濃度が上昇しこれが一次系機器、あるいは配管
に蓄積して原子炉停止時の線量率上昇の原因となってい
ることを発見した。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、BWRにおいて、タービン系への放射
化の影響なしに、−次系情造材の腐食抑制と線量率上昇
の抑制を可能とするBWRの運転方法を提供することに
ある。
〔発明の概要〕
本発明者らは、構造材の防食ではなく、線量率上昇抑制
を目的として、コバルトフェライトからのコバルト溶出
速度のp H依存性について研究を行い、前述の新しい
知見を得、これに基づいて本方法を見出すことに成功し
たものである。
本発明の沸騰水型原子力発電プラント運転方法は1,1
■子炉、該原子炉で発生し7た蒸気により駆動されるタ
ービン発電機、復水器、イオン交換樹脂による漉過装置
及び給水加熱器を主たる構成要素として順次含む循環系
統を有する沸騰水型原子力発電プラントを運転するに当
り、原子炉冷却水中のpHが7.0−8.5の範囲とな
るように、アルカリを注入し、燃料棒に付着した放射性
腐食生成物の該炉水への溶出を抑制しながら定格運転す
ることを特徴とする。主成分であるF 62 + 、 
N i、 2 ”。
Co2+など2価の金属イオンとの親和力の差によって
、NaOHが放出される実験事実に基づく、連続アルカ
リ添加法を提案するものである。
〔発明の実施例〕
以下、本発明の一実施例を第3図により説明する。給水
系11を通して原子炉圧力容器7へ持ちこまれた腐食生
成物は原子炉1の燃料棒表面に付着し、ここで放射化さ
れ、コバルト−60など放射性腐食生成物に変換し、こ
の放射性腐食生成物の一部が再び炉水中に溶出して、炉
水中を移動し、再循環ポンプ2などのような原子炉格納
容器12内の再循環系13の機器や配管に付着蓄積して
線量率上昇の原因となる。
燃料棒表面での腐食生成物は酸化鉄を主成分とするいわ
ゆるクラッドで、化学形態としてばα−Fe20!すな
わちヘマタイトが主である1、ニッケル、コバルトなど
の微量成分はへマタイトに吸着され、ニッケルフェライ
ト、コバルトフェライトを形成している。第4図は平均
1μmのコバルトフェライトからのコバルトの溶出速度
(μg/g −h )のpH依存性を示したものである
。pHが低下すると、すなわち、酸性側になると、コバ
ルト溶出速度は急激に増大することが判る。第5図は第
4図に示したコバルトフェライトからのコバルト溶出速
度のpH依存性に基づいて計算した炉水中のコバルト−
60濃度である。先に示したようにコバルト−60の主
発生源は燃料棒表面で有り、コバルト溶出量の著しい変
動にもかかわらず溶出速度そのものは燃料棒上に保有さ
れるコバルト−60の総量を変えるには小さくその結果
コバルト−60総量はほぼ一定に保持されるため、炉水
中のコバルト−60の濃度は燃料棒からのコバルト−6
0の溶出量すなわち、コバルトフェライトかう+7)コ
バルト溶出量に比例する。
第5図に示すように、炉水のpHが中性から酸性側にず
れると、すなわちp H7よりも小さくなると炉水中の
コバルト−60濃度は急激に増大するが、逆にpHがア
ルカリ側にずれると、すなわちpH7以上になるとコバ
ルト−60濃度は著しく減少する。
第3図において、アルカリ薬液注入系14より炉水中に
NaOHなどの不揮発性のアルカリを注入することによ
って、炉水中のpHを調整する。この場合、炉水中のp
Hは注入されたアルカリの注大量によって決まるが、注
入されたアルカリは一部が炉浄化系8で除去され、一部
が主蒸気系15かもタービン3へ蒸気に同伴されて炉水
から除去され、さらに一部が一次系の機器配管に吸着さ
れて除去される。
一般に、不揮発性のアルカリは、上記3つの除去機構の
うち、炉浄化系によって除去されるのが主である。アル
カリ注入量をS(mot/h)、炉水中のアルカ’J 
濃g C(m o l / t ) 、炉水の比重量γ
(Kp/l)炉浄化系の流量G、(K9/hχ炉浄化系
でのアルカリ除去率ε(−)、主蒸気流と、炉水中のア
ルカリ濃度は次式でめられる。
不揮発性アルカリ、例えばNaOHではψGc>漕G5
.β 一方、揮発性アルカリ、例えばNI(40Hでは一7G
、 >〉杼Gll Hβ となる。εG3は一般に、プラントでの炉水中金属不純
物除去の目標性能で決められるものである。
このように、揮発性アルカリ添加の場合は、蒸気へのア
ルカリキャリオーバの結果、炉水中でのpHすなわち、
アルカリ濃度を一定に保つためには、不揮発性アルカリ
添加の場合に比べて、注入量の大巾槽を寸ね〈。従って
、添加するアルカリとしては揮発性よりも不揮発性のほ
うが好しい。
不揮発性アルカリとしてil″i:NaOH,LiOH
のようなアルカリ金属水酸化物Ca (OH)のような
アルカリ土類金属水酸化物、その他、有機アルカリなど
がある。有機アルカリは、原子炉での放射線分解によっ
て、消失しやすく水酸化アルカリ土類金属は不溶性の不
純物を形成し、主として燃料棒に付着しやすく、一方、
アルカリ金属水酸化物は高温、かつ放射線照射下でも安
定で最も取扱いやすい。以下、’ NaOH添加につい
て、添加量とpHの相関について示す。炉水中のNaO
H濃度C(mo4/j)と[)H指示値H(−)は次式
で示される。
H=4og((C+10−”)10”)=14+4og
(C+10−’)・・・・・・(2) 標準型のJ3W几(MWe)で1、炉浄化系流量Gは約
100t/hであり、浄化系でのNaOH除去効率を1
00f)とすると、NaOH注入量とpHの相関は第6
図で示される通りとなる。
主蒸気へのキャリオーツ(は、NaOHのマスノくラン
スから考えると無視しつるが、タービン側から見ると必
ずしも好ましいものではない。特に、Naの場合炉内で
の放射化によって24 N a (生成期15h)を生
成するため、炉水中のNaOH濃度が高まるとキャリオ
ーバ量は濃度に比例して増大する。不揮発成分のキャリ
オーバ率の上限値を用いて復水中の”Na濃度とpHの
関係を第7図に示す。Na添加の場合、pHを8.5よ
りも高くすると復水の放射能が炉水レベル10−4μC
i Anlにも達するため、pHは必要以上に大きくす
ることは復水の放射能管理上好しくない。
従って、−次系線量率の上昇抑制という観点より、炉水
のpH1f7〜8.5に保つことが、全システムの保善
のために重要である。炉水のp Hを上記範囲に保持す
ることによって、復水の放射能レベルを増大させること
なく、燃料棒からのコバルト−60の溶出抑制が可能と
なり、この結果、炉水のコバルト−G0濃度さらには一
次系機器配管、表面線量率の低減が可能である。特に望
ましい範囲は[) H7,5〜8.0の範囲である。
NaOH添加の場合、炉水の24 N a濃度と炉水p
)(との間に第7図に示すような相関関係がある。
この相関関係は、原子炉での平均熱中性子束φ(n/c
rn2・S )、”Naの熱中性子断面績δ(ty!1
2)、即子炉での冷却水保有量VC(Kり)、再循環系
を含む一次系での冷却水保有量v p (Ka、 )、
”Naの崩壊定数λ(h−’)を用いると、次式で示さ
れる。
A=2X10”δφ(λVc /G−) C・” −(
3)ここに、Aは脱水中の24Nai度(μCi /m
/S)また、(2)式および(3)式よシ、”Na濃度
とpHの相関より、”Na導度をモニタすることにより
、炉水pHの把握が可能となる。
アルカリの添加による炉水のp HO別の調整法を第8
図により説明する。
本実施例によれば漉過装置である復水脱塩器6にR(5
OaH) 2で示されるカチオン交換樹脂を充填する。
さらにこのカチオン交換樹脂の一部をNaで代表される
アルカリ金属で置換しておく。
こうすることにより、本カチオン交換樹脂がFe+2で
代表されるカチオンイオンとイオン交換すると以下の反
応により、アルカリを放出する。
すなわち、通常のカチオン交換樹脂では、T% (80
3川2+F e (OH) 2 =R(1803)2F
 e+2HffNa置換型カチオン交換樹脂では、 Rr (SO3Na )2 +Fe (0H)2−G−
(So 3 ) 2 Fe+2NaOH力チオン交換樹
脂全体に対するNa置換型カチオン交換樹脂の割合をX
とすると、本実施例の復水脱塩器出口から漏出するNa
OHの濃度CN。
(m o t / tIは以下の式でめられる。
Cxs ==4×lQ−’gs xcr* ++−−−
−[4)ここに: CF6は復水中のFe*″を代表と
するカチオン濃度(ppb)、gけ生成したNaOHが
カチオン交換樹脂にトラップされず樹脂層を通過する確
率(−)である。εはカチオン交換樹脂の性状によって
異なるが〜0.1と推定される。
カチオン#度が一定の場合、炉水p1−1は次式の相関
関係を用いて、Na置換型カチオン樹脂の混合比Xを制
御することにより任意の値に制御できる。すなわち、 S二〇fCN1..111.(5) C=S/ t Gc −−+6) H=14+Lo g (C+10−7) ・・−−(7
)展望的なりWR粂件では、GC10t −0,02,
CF−1,0,ε〜0.1である。この場合のxl!:
Hの相関を第9図に示す。
先に示した目標とするpHニア、0〜8.5を維持する
ためには、好ましくはNa置換型カチオン交換樹脂の混
合比X(後述の式(8)に示す)を0.1〜0.5の間
に設定することによって、アルカリ注入のための装置の
改良なくして、しかも、連続的に行なうことができる。
まだ、復水中のカチオンイオン濃度CF、の変動に対し
ては、Na型カチオン交換樹脂の混合比を袈ナーること
によって、一定のpH1lS整が可能である。また、先
に示した炉水中の24 N aレベルを一定に保つこと
によって、pH全一定に調整することが可能である。
次に、カチオン樹脂の一部をNa置換型にするために好
適な実施例を示す。通常復水脱塩器はカチオン交換樹脂
とアニオン交換樹脂を混合して用いられ、そしてイオン
交換能力回復のための再生処理は、通常、カチオン交換
樹脂とアニオン交換樹脂を比重差で分離し、カチオン交
換樹脂はH2S 04、アニオン交換樹脂はNaOHに
より化学再生する。第10図は本実施例を模式的に示し
たもので、復水脱塩器21の混合イオン交換樹脂をアニ
オンカチオン分離塔22へ移送し、両者を比重差を用い
て分離し、アニオン交換樹脂をアニオン交換樹脂再生塔
23へ、カチオン交換樹脂をカチオン交換樹脂再生塔2
4へ送や、各々をNaOHとNz5O<で化学再生する
。この際の再生反応は以下の通りである。
カチオン塔では R(S03)2 Fe+HzSO4″:R(SO3M)
2十Fe5OJ本反応は通常右から左へ進行するもので
あるが、約INのI:(2S 04 を用いることによ
って左から右への進行が可能であり、これによって樹脂
にトラップされたカチオンは硫酸塩として放出される。
アニオンカチオン分離塔でのアニオン交換樹脂とカチオ
ン交換樹脂の分離では先に述べたように両者の比重差を
利用し、比重の大きなカチオン交換樹脂を分離塔の底部
エリ比重の小さなアニオン交換樹脂を分離器の中央部に
設けた分離レベル25にあるノズル26から取り出す。
分離レベル25はプラント毎に異なシ、アニオン交換樹
脂とカチオン交換樹脂の混合比設定値によって底部に近
く、あるいは頂部に近くに適宜選択し設けられる。本実
施例においては、その混合比設定値y(hチオン樹脂に
対するアニオン樹脂子&侶比)に対し、体積において過
剰のy′の混合比となるように両者を混合しておく。そ
の結果、分離では底部から100%のカチオン交換樹脂
が、分離レベルからはアニオン樹脂とカチオン交換樹脂
の混合物が各各取出され、アニオン交換樹脂再生塔にお
いては、NaOHによって再生が行われる。この堅、ア
ニオン交換樹脂再生塔でのカチオン交換樹脂の再生は次
のようになる。
R(SOa)zF@−NaOHd几−(S OsN a
 )2 +F e (01−1)2R(SO3H)z+
NaOH;i:?R(SO3Na)2+2H20こうし
て再生されたアニオン交換樹脂とカチオン交換樹脂を復
水脱塩器に戻すことによって、復水脱塩器でのNa置換
型カチオン交換樹脂の混合比Xは以下のようになる。
すなわち、 復水中のカチオン濃度の変動に対応し、あるいは設定す
べき炉水[)Hの値に応じて、混合比Xを調整するため
には、再生前のアニオン再生塔の混合物の一部をアニオ
ン交換樹脂に置きかえることによってXを減小させ、カ
チオン交換樹脂に置きかえることによってXを増大させ
る。
まだ、アニオン再生塔での再生液をLiOH:その他に
変えることによって任意のアルカリの漏出を可能とする
本発明の別の実施例として、第8図に示した復水脱塩器
に代えて、炉浄化系脱塩器8の再生時にカチオン交換樹
脂の一部を第10図に示しだと同様の手法でNa置換型
にすることをあげることができる。壕だ、復水脱塩器と
炉浄化系脱塩器の両者にNa置換型カチオン交換樹脂を
混合することによって、NaOHの炉水添加を行うこと
ができる。
また、本発明の別の実施例として、復水脱塩器あるいは
炉浄化系脱塩器に使用される粉末樹脂のカチオン交換樹
脂の一部をNa置換型にすることがあげられる。この場
合、粉末樹脂は非再生使用する場合が一般的であるため
、プリコートする前に一部Na置換型カチオン交換樹脂
を準備し、これを通常のH型カチオン交換樹脂と混合し
て使用することもできる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、直接サイクル型軽水冷却炉において、
プラントのノ・−ドを殆んど変更するととなく、樹脂リ
ークその他炉水のpHを低下させるような外乱が入った
場合においても炉水中の放射性腐食生成物濃度の増大を
抑制することが可能である。特に、・・−ド変更が殆ん
ど不要ということによって、既設のプラントにも容易に
バックフィツトできるということは大きな利点である。
【図面の簡単な説明】
第1図はBWR−次冷却系主要機器と冷却系フローを示
す系統図、第2図はPWR−次系および二次系主要機器
と冷却系フローを示す系統図、第3図は本発明の実施例
を示す系統図、第4図はコバルトフェライトからのコバ
ルト溶出速度に及ぼすpHの影響を示すグラフ、第5図
は炉水中のコバルト−60濃度計算値に及ぼす炉水pH
の影響を示すグラフ、第6図は炉水中へのNaOH添加
量と炉水1)Hおよび炉水中Na濃度の相関についての
計算結果を示す系統図、第7図は炉水のpHと復水およ
び炉水中”Na濃度の相関についての計算結果を示すグ
ラフ、第8図はイオン交換樹脂からのNaOH溶出によ
って炉水pHを調整するようにし九本発明の実施例を示
す系統図、第9図はカチオン交換樹脂に占めるNa置換
型カチオン交換樹脂の混合比と炉水pHの相関について
の計算結果を示すグラフ、第10図は脱塩器再生時にN
a置換型カチオン樹脂を形成するだめの再生操作を示す
ための系統図である。 1・・・原子炉、3・・・タービン、4・・・低圧ヒー
タ、5・・・復水器、6・・・イオン交換樹脂漉過装置
、7・・・圧第 1 図 ′5f12 図 笛 3riJ 町、 メ 4 図 f’H<−リ ’$srfEJ PH(−) Ut 図 −3−2−t 。 π 10 10 10 πl A/IZ 01−141a量−IA >第 7 図 PI−/(−) 詰 げ 図 一 鴇 ’yrzy χ (−) 第 7θ回

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉、該原子炉で発生した蒸気により駆動される
    タービン発電機、復水器、イオン交換樹脂による漉過装
    置及び給水加熱器を主たる構成要素として順次含む循環
    系統を有する沸騰水型原子力発電プラントを運転するに
    肖り、原子炉冷却水中のpHが7.0−8.5の範囲と
    なるように、アルカリを注入し、燃料棒に付着した放射
    性腐食生成物の核炉水への溶出を抑制しながら定格運転
    することを特徴とする沸騰水型原子力発電プラントの運
    転方法。 2、 アルカリの注入量は、少なくともイオン交換樹脂
    漉過装置及び他の機器から漏洩する酸を中和できる量で
    あることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の沸騰
    水型原子力発電プラントの運転方法。 3、pH範囲を7.5−8.0とすることを特徴とする
    特許請求の範囲第1項又は第2項記載の沸騰水型原子力
    発電プラントの運転方法。 4、 注入するアルカリは不揮発性アルカリを注入する
    ことを特徴とする特許請求の範囲第2項又は第3項記載
    の沸騰水型原子力発電プラントの運転方法。 5、 イオン交換樹脂漉過装置に充填するカチオン樹脂
    の一部を予めアルカリ金属型にしておくことによって復
    水時又は炉水浄化時、該水中のカチオンイオンとのイオ
    ン交換反応によりアルカリを生成せしめ、卯子炉冷却水
    のpHを調整するようにしたことを特徴とする特許請求
    の範囲第1項、第3項又は第4項記載の沸騰水型、阜子
    力発電プラントの運転方法。 7、アニオン交換樹脂再生時にカチオン交換樹脂を補給
    することを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の沸騰
    水型原子力発電プラントの運転方法。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01127999A (ja) * 1987-08-31 1989-05-19 General Electric Co <Ge> 沸騰水形原子炉の蒸気相中における↑1↑6n放射線レベルを抑制する方法

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH068914B2 (ja) * 1986-10-20 1994-02-02 株式会社日立製作所 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法
JPH079477B2 (ja) * 1987-09-09 1995-02-01 株式会社日立製作所 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント
JPH05196794A (ja) * 1991-08-15 1993-08-06 General Electric Co <Ge> 原子炉冷却水中へのコバルトの遊離を防止する方法
US5151244A (en) * 1991-09-11 1992-09-29 General Electric Company Apparatus for filtering and adjusting the pH of nuclear reactor coolant water for the testing of soluble contents therefor
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
FR2686420B1 (fr) * 1992-01-16 1997-03-28 Framatome Sa Procede et dispositif de controle non destructif d'une paroi d'une capacite contenant un liquide radioactif.
US20040057549A1 (en) * 2000-08-08 2004-03-25 Hitachi, Ltd. Method of operating nuclear reactor
US20040086648A1 (en) * 2002-10-30 2004-05-06 Xiangyang Zhou Hydrothermal deposition of thin and adherent metal oxide coatings for high temperature corrosion protection
WO2010053079A1 (ja) * 2008-11-04 2010-05-14 株式会社東芝 放射線被ばく低減方法
US9208915B2 (en) * 2010-10-06 2015-12-08 Electric Power Research Institute, Inc. Ion exchange regeneration and nuclide specific selective processes
US8975340B2 (en) 2010-12-15 2015-03-10 Electric Power Research Institute, Inc. Synthesis of sequestration resins for water treatment in light water reactors
US9214248B2 (en) 2010-12-15 2015-12-15 Electric Power Research Institute, Inc. Capture and removal of radioactive species from an aqueous solution
US9589690B2 (en) 2010-12-15 2017-03-07 Electric Power Research Institute, Inc. Light water reactor primary coolant activity cleanup
CN109559836A (zh) * 2018-10-30 2019-04-02 中广核研究院有限公司 一种核电站基于无可溶硼冷却剂的水化学环境改善的方法
CN109545402A (zh) * 2018-10-30 2019-03-29 中广核研究院有限公司 一种核电站基于无可溶硼冷却剂的水化学环境调节的方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56148099A (en) * 1980-04-21 1981-11-17 Hitachi Ltd Method of reducing ra-dioactivity of bwr type reactor

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5465298A (en) * 1977-11-04 1979-05-25 Hitachi Ltd Preventing stress corrosion crack in boiling light-water reactor
US4332031A (en) * 1980-03-21 1982-05-25 Pedro B. Macedo Silica removal process and alumina composition used therein
JPS59138992A (ja) * 1983-01-31 1984-08-09 株式会社日立製作所 復水浄化装置
JPS60125598A (ja) * 1983-12-09 1985-07-04 株式会社日立製作所 復水脱塩装置

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56148099A (en) * 1980-04-21 1981-11-17 Hitachi Ltd Method of reducing ra-dioactivity of bwr type reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01127999A (ja) * 1987-08-31 1989-05-19 General Electric Co <Ge> 沸騰水形原子炉の蒸気相中における↑1↑6n放射線レベルを抑制する方法

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