JPS613096A - 放射性物質を含有する被膜を有する金属表面の汚染物除去方法 - Google Patents
放射性物質を含有する被膜を有する金属表面の汚染物除去方法Info
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- JPS613096A JPS613096A JP60120741A JP12074185A JPS613096A JP S613096 A JPS613096 A JP S613096A JP 60120741 A JP60120741 A JP 60120741A JP 12074185 A JP12074185 A JP 12074185A JP S613096 A JPS613096 A JP S613096A
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- 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
- G21F9/04—Treating liquids
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
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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】
本発明は放射性物質を含有する被膜を有する金属表面の
汚染物除去方法に関する。
汚染物除去方法に関する。
水又は種々のガスは炉心の熱を除去するために多くのタ
イプの原子炉に使用されており、続いて直接的又は間接
的に発電のために使用されている。
イプの原子炉に使用されており、続いて直接的又は間接
的に発電のために使用されている。
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）において、水は一次側ループ
として炉心と蒸気発生器との間を循環する。
として炉心と蒸気発生器との間を循環する。
蒸気発生器では熱は二次側ループの水に移動して一次側
の水を蒸気とし、次いで発電機のタービンを回す。沸騰
水型原子炉（ＢＷＲ）において、−次側ループの水は加
圧水型原子炉より低い圧力下にあり、炉心で加熱された
後はガス状の形態である。
の水を蒸気とし、次いで発電機のタービンを回す。沸騰
水型原子炉（ＢＷＲ）において、−次側ループの水は加
圧水型原子炉より低い圧力下にあり、炉心で加熱された
後はガス状の形態である。
他のタイプの原子炉例えば高温ガス原子炉（Ｉ−（ＴＧ
Ｒ）において、ガス例えば二酸化炭素又はヘリウムは熱
を炉心から蒸気発生器に移動させる。
Ｒ）において、ガス例えば二酸化炭素又はヘリウムは熱
を炉心から蒸気発生器に移動させる。
しかし、熱移動媒体が水であるかガスであるかにかかわ
らず、これらの媒体は金属と接触して金属から汚染物及
び腐食生成物を収集する。汚染物は炉心で放射化され、
次いで冷却系の金属表面上に沈着する。これらの汚染物
にはクロムが含まれ、このクロムは基材金属例えばステ
ンレススチール又はインコネル（Ｉｎｃｏｎｅｌ）が腐
食した時に冷却材中に混入する。クロム（＋６）（例え
ば重クロム酸イオンＣｒ、ｏ ７’−として）は可溶性
であるが、クロム（＋３）はスピネル型構造の酸化物を
形成し、この酸化物は金属表面からの除去が非常に困難
である。このようなスピネル型構造に類似した酸化物に
はクロムで置換したニッケルフェライト例えばＣｒｏ、
ｔＮ ｉ。、ｅＦ ｅ、、、ｏ ４が含まれ、これは加
圧水型原子炉において還元条件下で形成する傾向がある
。沈着物はさらにニッケルフェライト、ヘマタイト、マ
グネタイト、及び種々の放射性核種を含む場合もある。
らず、これらの媒体は金属と接触して金属から汚染物及
び腐食生成物を収集する。汚染物は炉心で放射化され、
次いで冷却系の金属表面上に沈着する。これらの汚染物
にはクロムが含まれ、このクロムは基材金属例えばステ
ンレススチール又はインコネル（Ｉｎｃｏｎｅｌ）が腐
食した時に冷却材中に混入する。クロム（＋６）（例え
ば重クロム酸イオンＣｒ、ｏ ７’−として）は可溶性
であるが、クロム（＋３）はスピネル型構造の酸化物を
形成し、この酸化物は金属表面からの除去が非常に困難
である。このようなスピネル型構造に類似した酸化物に
はクロムで置換したニッケルフェライト例えばＣｒｏ、
ｔＮ ｉ。、ｅＦ ｅ、、、ｏ ４が含まれ、これは加
圧水型原子炉において還元条件下で形成する傾向がある
。沈着物はさらにニッケルフェライト、ヘマタイト、マ
グネタイト、及び種々の放射性核種を含む場合もある。
赤鉄鉱、Ｆｅ１２＜及び少量のニッケルフェライトＮ
＋ Ｆ ｅ Ｏ４は沸騰水型原子炉中の酸化条件士で生
成する傾向にあるが、これらはクロムで置換したフェラ
イトに比へ除去が容易である。沈着物中の放射性核種は
冷却材に入った非放射性イオンが炉心中で中性子衝撃に
よって放射性となることにより生ずる。例えばノール及
びバルブ表面に使用されＣいる表面硬化合金からのコバ
ルトは、中性子に衝撃されたとき非放射性コバルト５９
から非常に危険で放射性のコバルト６ｏになる。さらに
高ニッケル合金（例えばインコネルｅ（ｎｃｏｎｃ ｌ
））からの安定なニッケル５８は中性子の衝撃により
放射性コバルト５８となる。
＋ Ｆ ｅ Ｏ４は沸騰水型原子炉中の酸化条件士で生
成する傾向にあるが、これらはクロムで置換したフェラ
イトに比へ除去が容易である。沈着物中の放射性核種は
冷却材に入った非放射性イオンが炉心中で中性子衝撃に
よって放射性となることにより生ずる。例えばノール及
びバルブ表面に使用されＣいる表面硬化合金からのコバ
ルトは、中性子に衝撃されたとき非放射性コバルト５９
から非常に危険で放射性のコバルト６ｏになる。さらに
高ニッケル合金（例えばインコネルｅ（ｎｃｏｎｃ ｌ
））からの安定なニッケル５８は中性子の衝撃により
放射性コバルト５８となる。
これらの沈着物は加圧水型原子炉の一次側ループの内側
表面（−次側表面）又は蒸気発生器又はそれらの間の配
管上に形成される。さらに沈着物は蒸気発生器の蒸気発
生側（二次側表面）上にら形成ずろか、放射性が低く沈
着物は容易に溶解するためほとんど問題とならない。沸
騰水型原子炉において、沈着物はターヒン羽根又は冷却
系ループの種々の部分に形成する。高温ガス型原子炉に
おいては沈着物は一次冷却系ループに形成する。一般に
、加圧水型原子炉において形成した沈着物は除去が最も
困難であり、従ってこれらの沈着物を除去できる方法及
び組成物であれば池のタイプの原子炉において形成した
沈着物も除去することができる。
表面（−次側表面）又は蒸気発生器又はそれらの間の配
管上に形成される。さらに沈着物は蒸気発生器の蒸気発
生側（二次側表面）上にら形成ずろか、放射性が低く沈
着物は容易に溶解するためほとんど問題とならない。沸
騰水型原子炉において、沈着物はターヒン羽根又は冷却
系ループの種々の部分に形成する。高温ガス型原子炉に
おいては沈着物は一次冷却系ループに形成する。一般に
、加圧水型原子炉において形成した沈着物は除去が最も
困難であり、従ってこれらの沈着物を除去できる方法及
び組成物であれば池のタイプの原子炉において形成した
沈着物も除去することができる。
沈着物は通常非常に厚さが薄いので配管を詰まらせない
が、放射性が高いので作業員にとっては危険である。従
って、冷却系を点検し維持するために、まず最初に沈着
物の汚染物を除去し、人間に対する危害を減少又は除去
する必要がある。沈着物は放射線による危険に加え、配
管を補修しなければならないときに良好な封止性を妨げ
る。これは、古い管中に新たな小さい管を挿入し、互い
に管をスエーノ加工炉る絶縁チューブ（ｓｌｅｅνｉｎ
ｇ）により防止される。蒸気発生器ではスエーノ加工又
はろう付けにより良好な封止性を得るために、管を研磨
剤で磨き清浄な金属となるまで酸化物質を除去する必要
がある。これは時間を浪費する仕事であるから、技術者
の放射線の被曝を増加する。
が、放射性が高いので作業員にとっては危険である。従
って、冷却系を点検し維持するために、まず最初に沈着
物の汚染物を除去し、人間に対する危害を減少又は除去
する必要がある。沈着物は放射線による危険に加え、配
管を補修しなければならないときに良好な封止性を妨げ
る。これは、古い管中に新たな小さい管を挿入し、互い
に管をスエーノ加工炉る絶縁チューブ（ｓｌｅｅνｉｎ
ｇ）により防止される。蒸気発生器ではスエーノ加工又
はろう付けにより良好な封止性を得るために、管を研磨
剤で磨き清浄な金属となるまで酸化物質を除去する必要
がある。これは時間を浪費する仕事であるから、技術者
の放射線の被曝を増加する。
原子炉における冷却系の放射性沈着物の厚さは薄い（通
常わずか２ないし５ミクロン）にもかかわらず、非常に
強固に付着していて除去が困難である。このような沈着
物を除去するために多くの技術が試みられた。沈着抑制
剤が冷却系に添加されたが、はとんどの抑制剤が厳しい
温度及び放射線条件下で分解し、その結果腐食性生成物
が生成する。沈着物を形成するイオンの連続的沈殿は効
果的でないことか見出たされている。試みられた多くの
汚染物除去溶液はそれ自体か冷却系の金属を腐食し、又
は経済的に折り合わない程遅く作用する２、これは特に
濃厚な溶液に当てはまり、このような溶液を使用すると
原子炉発電装置を数箇月停＋１−４〜ろ必要かある。停
止した発電装置か失う電気代は１１」に１１万トルにも
なるので、ｌす染物除去の速度（Ｊ重要である。
常わずか２ないし５ミクロン）にもかかわらず、非常に
強固に付着していて除去が困難である。このような沈着
物を除去するために多くの技術が試みられた。沈着抑制
剤が冷却系に添加されたが、はとんどの抑制剤が厳しい
温度及び放射線条件下で分解し、その結果腐食性生成物
が生成する。沈着物を形成するイオンの連続的沈殿は効
果的でないことか見出たされている。試みられた多くの
汚染物除去溶液はそれ自体か冷却系の金属を腐食し、又
は経済的に折り合わない程遅く作用する２、これは特に
濃厚な溶液に当てはまり、このような溶液を使用すると
原子炉発電装置を数箇月停＋１−４〜ろ必要かある。停
止した発電装置か失う電気代は１１」に１１万トルにも
なるので、ｌす染物除去の速度（Ｊ重要である。
従−て本発明は、酸化組成物であって、水、アルカリ金
属次亜ハロゲン酸塩０１％ないし飽和までの量、及び該
酸化組成物のｐＨを少なくとら１２に上げるのに十分な
量のアルカリ金属水酸化物からなる酸化組成物に存する
。
属次亜ハロゲン酸塩０１％ないし飽和までの量、及び該
酸化組成物のｐＨを少なくとら１２に上げるのに十分な
量のアルカリ金属水酸化物からなる酸化組成物に存する
。
さらに本発明は、（Ａ）前節に記載した本発明に係る組
成物を放射性汚染物波ｖ４−１−に５０ないし１２０℃
で通過させ１次いで該被膜」−に汚染物除去溶液を通過
さＵることからなる放射性物質を含有する被膜を有ケる
金属表面の汚染物除去方法にも存する。
成物を放射性汚染物波ｖ４−１−に５０ないし１２０℃
で通過させ１次いで該被膜」−に汚染物除去溶液を通過
さＵることからなる放射性物質を含有する被膜を有ケる
金属表面の汚染物除去方法にも存する。
本発明者らは、放射性物質を含有する化合物で被覆され
た金属表面は少なくともｐｌ−１１２のアルカリ金属次
亜ハロゲン酸塩の水溶液と接触させ、続いて汚染物除去
溶液と接触させろことにより効果的に汚染物を除去でき
ることを見出した。従来から使用されているアルカリ金
属の過マンガン酸塩酸化溶液と異なり、本発明の酸化溶
液は透明であり希薄溶液である。透明であることは有利
であり、これは作業員か被膜の酸化の効果を観察し、従
って効果を増加するようにプロセスパラメータを変更で
きるからである。本発明の酸化溶液は希薄なので、廃棄
すべき放射性廃液を極く僅かしか生しない。アルカリ金
属過マノガン酸塩酸化溶液は被膜１−にマンガンを沈着
する傾向かあり、被膜の１１＋溶解１）りにこれを再溶
解しなければならないが、本発明による酸化溶液は使用
時に沈殿を生じない。
た金属表面は少なくともｐｌ−１１２のアルカリ金属次
亜ハロゲン酸塩の水溶液と接触させ、続いて汚染物除去
溶液と接触させろことにより効果的に汚染物を除去でき
ることを見出した。従来から使用されているアルカリ金
属の過マンガン酸塩酸化溶液と異なり、本発明の酸化溶
液は透明であり希薄溶液である。透明であることは有利
であり、これは作業員か被膜の酸化の効果を観察し、従
って効果を増加するようにプロセスパラメータを変更で
きるからである。本発明の酸化溶液は希薄なので、廃棄
すべき放射性廃液を極く僅かしか生しない。アルカリ金
属過マノガン酸塩酸化溶液は被膜１−にマンガンを沈着
する傾向かあり、被膜の１１＋溶解１）りにこれを再溶
解しなければならないが、本発明による酸化溶液は使用
時に沈殿を生じない。
最終的に本発明の酸化溶液は原子炉の金属表面のｌす染
物除去についてアルカリ金属の過マンガン酸塩に比へ少
なくとも同等以上の効果がある。
物除去についてアルカリ金属の過マンガン酸塩に比へ少
なくとも同等以上の効果がある。
本発明方法において使用する酸化溶液はアルカリ金属次
１１１！ハロゲン酸塩及びアルカリ金属水酸化物の水溶
液である。ごの酸化溶液は次亜臭素酸を例にとると、次
の反応式により不溶性Ｃｒ”（Ｃｒｙ’ｓて示さイ１ろ
酸化物被膜）をｒＩＪ溶性Ｃｒ’・（実際には重クロム
酸塩Ｃｒｈｏ ７”−）に変換するＣｒ１Ｏ＊ト３ｊ４
ａＢｒＯ−ト２ＮａＯＨ−（Ｃｒ３・酸化物） ３ Ｎａ１３ｒ ＋ ＮａｖＣｒｐＯＩ＋ ＋（
２０（Ｅｏ−０，８９Ｖ） 放射性核種を酸化物の沈着物の格子構造中に固定化し、
クロム含有物は放射性核種を不溶性にするため、上記の
変換が必要である。
１１１！ハロゲン酸塩及びアルカリ金属水酸化物の水溶
液である。ごの酸化溶液は次亜臭素酸を例にとると、次
の反応式により不溶性Ｃｒ”（Ｃｒｙ’ｓて示さイ１ろ
酸化物被膜）をｒＩＪ溶性Ｃｒ’・（実際には重クロム
酸塩Ｃｒｈｏ ７”−）に変換するＣｒ１Ｏ＊ト３ｊ４
ａＢｒＯ−ト２ＮａＯＨ−（Ｃｒ３・酸化物） ３ Ｎａ１３ｒ ＋ ＮａｖＣｒｐＯＩ＋ ＋（
２０（Ｅｏ−０，８９Ｖ） 放射性核種を酸化物の沈着物の格子構造中に固定化し、
クロム含有物は放射性核種を不溶性にするため、上記の
変換が必要である。
酸化溶液中のアルカリ金属次亜ハロゲン酸塩には次亜臭
素酸塩、次亜ヨウ素酸塩、及び次亜塩素酸塩か含まれる
。次亜塩素酸塩の使用は寿命終期における原子炉の金属
製品に制限するのが好適である。これは遊離の塩化物イ
オンが生成し原子炉の金属製品中のステンレススチール
を攻撃し、応力腐食亀裂を生じるためである。さらに次
亜ヨウ素酸塩を使用する場合は、生体器官に吸収される
ヨウ素か放射性ヨウ素に変換して癌を生ずる場合がある
から注意しなければならない。次亜臭素酸塩は多少金属
に孔食を生しるか、これが問題となったことはまだない
。次亜ハロゲン酸陽イオンは種々のアルカリ金属例えば
ナトリウム又はカリウムである。この２金属のうちナト
リウムが好適であり、これは次亜ハロゲン酸すｌ・リウ
ムは高価でなくより容易に入手できるからである。次亜
ハロゲン酸塩の少なくとも０．１％（ここで％はずべて
全溶液重量に基づく重量％である）を使用し、この１未
満だと６効でない。次亜ハロゲン酸塩はその溶解限度ま
で使用してもよいが、約２％以上使用しても使用量の増
大に比して段々効果か少なくなり、且つ廃棄しなければ
ならない廃棄液の体積を増加する。アルカリ金属水酸化
物の量は溶液の１） Ｈを少なくと６１２とするめに十
分な量とすべきであり、ｐｌｌがこの範囲より低い場合
は有効さが低下する。種々のアルカリ金属水酸化物が使
用てき−ろか、高価でなく容易に入手できるので水酸化
ナトリウムか好適である。
素酸塩、次亜ヨウ素酸塩、及び次亜塩素酸塩か含まれる
。次亜塩素酸塩の使用は寿命終期における原子炉の金属
製品に制限するのが好適である。これは遊離の塩化物イ
オンが生成し原子炉の金属製品中のステンレススチール
を攻撃し、応力腐食亀裂を生じるためである。さらに次
亜ヨウ素酸塩を使用する場合は、生体器官に吸収される
ヨウ素か放射性ヨウ素に変換して癌を生ずる場合がある
から注意しなければならない。次亜臭素酸塩は多少金属
に孔食を生しるか、これが問題となったことはまだない
。次亜ハロゲン酸陽イオンは種々のアルカリ金属例えば
ナトリウム又はカリウムである。この２金属のうちナト
リウムが好適であり、これは次亜ハロゲン酸すｌ・リウ
ムは高価でなくより容易に入手できるからである。次亜
ハロゲン酸塩の少なくとも０．１％（ここで％はずべて
全溶液重量に基づく重量％である）を使用し、この１未
満だと６効でない。次亜ハロゲン酸塩はその溶解限度ま
で使用してもよいが、約２％以上使用しても使用量の増
大に比して段々効果か少なくなり、且つ廃棄しなければ
ならない廃棄液の体積を増加する。アルカリ金属水酸化
物の量は溶液の１） Ｈを少なくと６１２とするめに十
分な量とすべきであり、ｐｌｌがこの範囲より低い場合
は有効さが低下する。種々のアルカリ金属水酸化物が使
用てき−ろか、高価でなく容易に入手できるので水酸化
ナトリウムか好適である。
本発明方法に使用する汚染物除去溶液は基材上の被膜中
の金属イオンを可溶化する作用を果たし、それらの金属
イオンと錯体を形成することにより放射性核種を除去す
る。適当な汚染物除去溶液は核廃棄物処理技術分野で周
知である。例えば適当な汚染物除去溶液は水、有機酸約
０．０２ないし約０．５％、及びキレート形成化合物的
００１ないし約０４％を含む溶液である。好適にはこの
汚染物除去溶液は有機酸約００５％ないし約０３％、キ
レート形成化合物的００３％ないし約０２％、及び残部
が水からなる。もし有機酸を約００２％未満使用した湯
漬、汚染物除去係数（ＤＦ）は低下し、一方有機酸を約
０５％を越えて使用した場合、清浄にした装置は腐食す
る場合がある。さらに、多量の有機酸はイオン交換樹脂
廃棄物の量を増加し、陽イオン交換樹脂の陽イオン交換
能を減少させる。キレート形成化合物を００１％未満使
用した場合、容易に溶解しない沈澱が生成し、０４％を
越えて使用した場合はイオン交換能が低下するために溶
液中の残存金属濃度か高くなり、これら両者の場合は共
にＤＦを減少さＵることになる。全汚染物除去溶液のｐ
Ｈは１５から４の範囲であり、好適には２から３の範囲
である（有機酸は単にｐＨを約２から約３にするだけで
あるが、高温でのキレート化合物の存在下では３より僅
かに高いｐＨ及び２より僅かに低いｐ Ｉ−１値が得ら
れる）。汚染物除去溶液の温度は、５０℃ないし１２０
℃である。
の金属イオンを可溶化する作用を果たし、それらの金属
イオンと錯体を形成することにより放射性核種を除去す
る。適当な汚染物除去溶液は核廃棄物処理技術分野で周
知である。例えば適当な汚染物除去溶液は水、有機酸約
０．０２ないし約０．５％、及びキレート形成化合物的
００１ないし約０４％を含む溶液である。好適にはこの
汚染物除去溶液は有機酸約００５％ないし約０３％、キ
レート形成化合物的００３％ないし約０２％、及び残部
が水からなる。もし有機酸を約００２％未満使用した湯
漬、汚染物除去係数（ＤＦ）は低下し、一方有機酸を約
０５％を越えて使用した場合、清浄にした装置は腐食す
る場合がある。さらに、多量の有機酸はイオン交換樹脂
廃棄物の量を増加し、陽イオン交換樹脂の陽イオン交換
能を減少させる。キレート形成化合物を００１％未満使
用した場合、容易に溶解しない沈澱が生成し、０４％を
越えて使用した場合はイオン交換能が低下するために溶
液中の残存金属濃度か高くなり、これら両者の場合は共
にＤＦを減少さＵることになる。全汚染物除去溶液のｐ
Ｈは１５から４の範囲であり、好適には２から３の範囲
である（有機酸は単にｐＨを約２から約３にするだけで
あるが、高温でのキレート化合物の存在下では３より僅
かに高いｐＨ及び２より僅かに低いｐ Ｉ−１値が得ら
れる）。汚染物除去溶液の温度は、５０℃ないし１２０
℃である。
汚染物除去溶液中の酸は好適にはを機酸であるが、これ
は無機酸では原子炉において腐食問題を生じる残存イオ
ンを残すためである。一方、有機酸は分解して単に水及
び二酸化炭素を生じる。有機酸は鉄（ＩＩＩ）イオンと
の錯形成平衡定数が少なくとも約１０９のちのでなけれ
ばならない。この理由は平衡定数が約１０８未満の場合
、金属イオンは沈澱することがあるからである。有機酸
は水中で約２ないし約３のｐＨとすることができる。ｐ
Ｈ値が２未満であると腐食を生じキレート化合物を沈澱
させ、ｐＨが３を越えるとＤＦを減少させる。
は無機酸では原子炉において腐食問題を生じる残存イオ
ンを残すためである。一方、有機酸は分解して単に水及
び二酸化炭素を生じる。有機酸は鉄（ＩＩＩ）イオンと
の錯形成平衡定数が少なくとも約１０９のちのでなけれ
ばならない。この理由は平衡定数が約１０８未満の場合
、金属イオンは沈澱することがあるからである。有機酸
は水中で約２ないし約３のｐＨとすることができる。ｐ
Ｈ値が２未満であると腐食を生じキレート化合物を沈澱
させ、ｐＨが３を越えるとＤＦを減少させる。
適当な有機酸にはクエン酸、酒石酸、ンユウ酸、ピコリ
ン酸、及びグルコン酸が含まれる。クエン酸が好適であ
り、これは高価でなく無毒であり、容易に入手でき合理
的な放射線安定性を有するためである。
ン酸、及びグルコン酸が含まれる。クエン酸が好適であ
り、これは高価でなく無毒であり、容易に入手でき合理
的な放射線安定性を有するためである。
キレート化合物は鉄（ＩＩＩ）イオンとの錯形成平衡定
数か約１０１５ないし約１０１９のものでなければなら
ない。もしこのキレート化合物の平衡定数が約ＩＱ”未
満の場合、金属イオンは沈澱し低いＤＦが得られる。平
衡定数が約１０＋８を越えた場合、金属イオンはイオン
交換樹脂と接触した時にキレート化合物との錯化合物か
ら離去せず、イオン交換樹脂に結合する。キレート化合
物はｐＨ約２ないし約３の水中に少なくとも０４％溶解
することが好適である。さらにキレート化合物は塩の形
態ではなく遊離酸の形態とずべきである。これは塩の形
態では塩を形成する陽イオンはイオン交換樹脂上に移動
し、生成する酸形は沈澱してカラムを詰まらせる場合か
あるためである。適当なキレート化合物にはニトリロ三
酢酸（Ｎ Ｔ Ａ ）、及びヒドロキノエチレンジアミ
ン三酢酸（ＨＥＤＴＡ）が含まれる。ＮＴＡが好適に使
用でき、これはＮＴＡが高ＤＦを与え、より易溶性であ
り汚染物除去した装置中に僅かな残存鉄イオン及びニッ
ケルイオンしか残さず、コバルト６０の溶液活性レベル
が最も低く、単位キレート化合物に対してより多くの金
属とキレート錯体を形成することができるためである。
数か約１０１５ないし約１０１９のものでなければなら
ない。もしこのキレート化合物の平衡定数が約ＩＱ”未
満の場合、金属イオンは沈澱し低いＤＦが得られる。平
衡定数が約１０＋８を越えた場合、金属イオンはイオン
交換樹脂と接触した時にキレート化合物との錯化合物か
ら離去せず、イオン交換樹脂に結合する。キレート化合
物はｐＨ約２ないし約３の水中に少なくとも０４％溶解
することが好適である。さらにキレート化合物は塩の形
態ではなく遊離酸の形態とずべきである。これは塩の形
態では塩を形成する陽イオンはイオン交換樹脂上に移動
し、生成する酸形は沈澱してカラムを詰まらせる場合か
あるためである。適当なキレート化合物にはニトリロ三
酢酸（Ｎ Ｔ Ａ ）、及びヒドロキノエチレンジアミ
ン三酢酸（ＨＥＤＴＡ）が含まれる。ＮＴＡが好適に使
用でき、これはＮＴＡが高ＤＦを与え、より易溶性であ
り汚染物除去した装置中に僅かな残存鉄イオン及びニッ
ケルイオンしか残さず、コバルト６０の溶液活性レベル
が最も低く、単位キレート化合物に対してより多くの金
属とキレート錯体を形成することができるためである。
本発明方法は放射性物質を含有する酸化物で被覆された
種々の金属表面の汚染物除去に適用できる。例えば蒸気
発生器、及び加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の一次
及び二次ループなどである。
種々の金属表面の汚染物除去に適用できる。例えば蒸気
発生器、及び加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の一次
及び二次ループなどである。
酸化溶液はこの溶液自身を使用してもほとんど効果はな
く、続いて汚染物除去溶液を使用すべきである。最も簡
単な処理は酸化溶液を使用し、次いで汚染物除去溶液を
使用するが、金属表面の汚染物除去により効果のある好
適な処理は、汚染物除去溶液を最初に使用し、次に酸化
溶液を用い、次いで再び汚染物除去溶液を使用する処理
である。
く、続いて汚染物除去溶液を使用すべきである。最も簡
単な処理は酸化溶液を使用し、次いで汚染物除去溶液を
使用するが、金属表面の汚染物除去により効果のある好
適な処理は、汚染物除去溶液を最初に使用し、次に酸化
溶液を用い、次いで再び汚染物除去溶液を使用する処理
である。
実際には完全な汚染物除去溶液が望まれ若しくは必要と
される場合、酸化段階（工程）と汚染物除去段階とを交
互に繰り返してもよい。しかし、最初と最後の段階は汚
染物除去段階とする。酸化溶液はこの溶液中の重クロム
酸イオン濃度か事実上増加しなくなるまで循環させるら
次いでイオン交換樹脂カラムに通過させて放射性イオン
を除去する。
される場合、酸化段階（工程）と汚染物除去段階とを交
互に繰り返してもよい。しかし、最初と最後の段階は汚
染物除去段階とする。酸化溶液はこの溶液中の重クロム
酸イオン濃度か事実上増加しなくなるまで循環させるら
次いでイオン交換樹脂カラムに通過させて放射性イオン
を除去する。
汚染物除去溶液は金属表面と陽イオン交換樹脂との間を
汚染物除去溶液中の放射能レヘルが事実」二増加しなく
なるまで循環させる。酸化段階と汚染物除去段階との間
において装置を脱イオン水ですすぐのが好適であり、こ
れは酸化溶液か処理すべき酸化物被覆中のクロムを酸化
するのではなくて、汚染物除去溶液中の化学薬剤を酸化
するのを防止するためである。酸化段階は好適には５０
ないし１２０℃で行なわれ、１２０℃を越える温度では
次亜ハロゲン酸塩が分解してしまい、５０℃未満の温度
では効果を得るのに非常に長時間を要する。
汚染物除去溶液中の放射能レヘルが事実」二増加しなく
なるまで循環させる。酸化段階と汚染物除去段階との間
において装置を脱イオン水ですすぐのが好適であり、こ
れは酸化溶液か処理すべき酸化物被覆中のクロムを酸化
するのではなくて、汚染物除去溶液中の化学薬剤を酸化
するのを防止するためである。酸化段階は好適には５０
ないし１２０℃で行なわれ、１２０℃を越える温度では
次亜ハロゲン酸塩が分解してしまい、５０℃未満の温度
では効果を得るのに非常に長時間を要する。
さらに、高放射能及びポンプや他の熱源からの残留熱の
ため、種々の方法で５０°Ｃより低い温度を得ることが
困難である。汚染物除去溶液はこの溶液の特定成分に依
存して７０℃ないし２００℃で使用されるが、装置が酸
化溶液使用時と汚染物除去溶液使用時との間で加熱又は
冷却されるのを防くために装置を両名液で同温度におい
て処理することが好適である。
ため、種々の方法で５０°Ｃより低い温度を得ることが
困難である。汚染物除去溶液はこの溶液の特定成分に依
存して７０℃ないし２００℃で使用されるが、装置が酸
化溶液使用時と汚染物除去溶液使用時との間で加熱又は
冷却されるのを防くために装置を両名液で同温度におい
て処理することが好適である。
以下実施例に基づき本発明を説明する。
実施例
実施例においては、加圧水型原子炉の蒸気発生器の汚染
した配管の切断片を使用した。配管の各切断片は直径が
約１９ ｍｍ（３／ ４インチ）、長さ約２５ないし３
８１（約１ないし１５インチ）である。各切断片は縦に
切断して２枚の試験片とした。
した配管の切断片を使用した。配管の各切断片は直径が
約１９ ｍｍ（３／ ４インチ）、長さ約２５ないし３
８１（約１ないし１５インチ）である。各切断片は縦に
切断して２枚の試験片とした。
試験片は種々の酸化溶液及び汚染物除去溶液を含有する
ビーカー中に入れた。汚染物除去溶液（”ＣＭＣ”）は
市販のクエン酸／ソユウ酸／ＥＤＴＡ溶液を使用した。
ビーカー中に入れた。汚染物除去溶液（”ＣＭＣ”）は
市販のクエン酸／ソユウ酸／ＥＤＴＡ溶液を使用した。
酸化溶液は製造元の分析に基づき水酸化ナトリウム約０
．５５Ｍ（約０．２２％）及び次亜臭素酸ナトリウム（
ＮａＢｒＯ）０．１５７Ｍ（１，９重量％）を含む原液
を使用した。この溶液を希釈してＮａＢｒ０約０．５％
及びＮａＯＨ約０６％を含む溶液をし、この溶液７００
ｍ１をビーカーに入れ、他の酸化溶液７００ｍ１を他の
ビーカーに入れた結果と比較した。次の表に処理操作及
び結果を示す。
．５５Ｍ（約０．２２％）及び次亜臭素酸ナトリウム（
ＮａＢｒＯ）０．１５７Ｍ（１，９重量％）を含む原液
を使用した。この溶液を希釈してＮａＢｒ０約０．５％
及びＮａＯＨ約０６％を含む溶液をし、この溶液７００
ｍ１をビーカーに入れ、他の酸化溶液７００ｍ１を他の
ビーカーに入れた結果と比較した。次の表に処理操作及
び結果を示す。
上記の実験は、アルカリ過マンガン酸塩酸化溶液と比較
して次亜臭素酸ナトリウム溶液は非常に良好であり、同
じ全溶液濃度で高いＤＦ値を示すことが明らかとなった
が、実験条件におけるわずかな差異のために正確な比較
はできなかった。アルカリ過マンガン酸塩処理の時のよ
うに次亜臭素酸塩処理段漸時自体では放射性活性物質の
除去は行われなかった。
して次亜臭素酸ナトリウム溶液は非常に良好であり、同
じ全溶液濃度で高いＤＦ値を示すことが明らかとなった
が、実験条件におけるわずかな差異のために正確な比較
はできなかった。アルカリ過マンガン酸塩処理の時のよ
うに次亜臭素酸塩処理段漸時自体では放射性活性物質の
除去は行われなかった。
−ａ武９−
Claims (1)
- 酸化組成物であって、水；アルカリ金属次亜ハロゲン酸
塩０．１％ないし飽和までの量；及び該酸化組成物のｐ
Ｈを少なくとも１２に上げるのに十分な量のアルカリ金
属水酸化物からなることを特徴とする酸化組成物。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/617,460 US4654170A (en) | 1984-06-05 | 1984-06-05 | Hypohalite oxidation in decontaminating nuclear reactors |
| US617460 | 1984-06-05 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS613096A true JPS613096A (ja) | 1986-01-09 |
| JPH0453399B2 JPH0453399B2 (ja) | 1992-08-26 |
Family
ID=24473739
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60120741A Granted JPS613096A (ja) | 1984-06-05 | 1985-06-05 | 放射性物質を含有する被膜を有する金属表面の汚染物除去方法 |
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| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4654170A (ja) |
| EP (1) | EP0164988B1 (ja) |
| JP (1) | JPS613096A (ja) |
| KR (1) | KR930005582B1 (ja) |
| CA (1) | CA1224123A (ja) |
| DE (1) | DE3570940D1 (ja) |
| ES (1) | ES8700787A1 (ja) |
| ZA (1) | ZA853800B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0539750U (ja) * | 1991-10-28 | 1993-05-28 | 日新製鋼株式会社 | 不定形耐火物の流込み時に用いる充填装置 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2599543B1 (fr) * | 1986-05-27 | 1992-01-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede de decontamination de materiaux solides contamines par des elements contaminants, en particulier par des elements radioactifs tels que le ruthenium |
| DE58906153D1 (de) * | 1988-08-24 | 1993-12-16 | Siemens Ag | Verfahren zur chemischen Dekontamination der Oberfläche eines metallischen Bauteils einer Kernreaktoranlage. |
| BE1002593A3 (nl) * | 1988-11-09 | 1991-04-02 | Lemmens Godfried | Werkwijze voor de dekontaminatie van radioaktief besmette materialen. |
| US6128361A (en) * | 1996-03-26 | 2000-10-03 | General Electric Company | Coating for reducing corrosion of zirconium-based alloys induced by . .beta-particle irradiation |
| GB9915714D0 (en) * | 1999-07-05 | 1999-09-08 | Nycomed Amersham Plc | Products and methods |
| TW529041B (en) * | 2000-12-21 | 2003-04-21 | Toshiba Corp | Chemical decontamination method and treatment method and apparatus of chemical decontamination solution |
| KR20020096481A (ko) * | 2001-06-20 | 2002-12-31 | 엘지전자 주식회사 | 휴대용 단말기 충전장치 |
| WO2008053440A1 (en) * | 2006-10-31 | 2008-05-08 | The Procter & Gamble Company | Portable bio-chemical decontaminant system and method of using the same |
| US20100072059A1 (en) * | 2008-09-25 | 2010-03-25 | Peters Michael J | Electrolytic System and Method for Enhanced Radiological, Nuclear, and Industrial Decontamination |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5031300A (ja) * | 1973-05-29 | 1975-03-27 | ||
| JPS5566800A (en) * | 1978-11-03 | 1980-05-20 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination method of reactor stracture part |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3080262A (en) * | 1959-04-07 | 1963-03-05 | Purex Corp | Process for removal of radioactive contaminants from surfaces |
| US3013909A (en) * | 1960-03-31 | 1961-12-19 | Guyon P Pancer | Method of chemical decontamination of stainless steel nuclear facilities |
| GB1047256A (ja) * | 1962-07-23 | 1900-01-01 | ||
| CH484295A (de) * | 1965-10-28 | 1970-01-15 | Borg Holding Ag | Verfahren zum Entfernen kupferhaltiger Beläge von Stahloberflächen |
| US3496017A (en) * | 1966-04-28 | 1970-02-17 | Atomic Energy Commission | Method and composition for decontamination of stainless steel surfaces |
| US3522093A (en) * | 1967-02-27 | 1970-07-28 | Chem Cleaning & Equipment Serv | Processes of cleaning and passivating reactor equipment |
| US3615817A (en) * | 1969-02-04 | 1971-10-26 | Atomic Energy Commission | Method of decontaminating radioactive metal surfaces |
| US3664870A (en) * | 1969-10-29 | 1972-05-23 | Nalco Chemical Co | Removal and separation of metallic oxide scale |
| US3717580A (en) * | 1969-12-02 | 1973-02-20 | Us Navy | Method of disinfecting and self-limiting solution therefor |
| US4167561A (en) * | 1973-12-28 | 1979-09-11 | Lever Brothers Company | Hypochlorite disinfecting compositions and use thereof |
| US4287002A (en) * | 1979-04-09 | 1981-09-01 | Atomic Energy Of Canada Ltd. | Nuclear reactor decontamination |
| US4587043A (en) * | 1983-06-07 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Decontamination of metal surfaces in nuclear power reactors |
| US4537666A (en) * | 1984-03-01 | 1985-08-27 | Westinghouse Electric Corp. | Decontamination using electrolysis |
-
1984
- 1984-06-05 US US06/617,460 patent/US4654170A/en not_active Expired - Lifetime
-
1985
- 1985-05-20 ZA ZA853800A patent/ZA853800B/xx unknown
- 1985-05-30 CA CA000482799A patent/CA1224123A/en not_active Expired
- 1985-06-01 KR KR1019850003839A patent/KR930005582B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1985-06-03 ES ES543850A patent/ES8700787A1/es not_active Expired
- 1985-06-04 EP EP85303916A patent/EP0164988B1/en not_active Expired
- 1985-06-04 DE DE8585303916T patent/DE3570940D1/de not_active Expired
- 1985-06-05 JP JP60120741A patent/JPS613096A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5031300A (ja) * | 1973-05-29 | 1975-03-27 | ||
| JPS5566800A (en) * | 1978-11-03 | 1980-05-20 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination method of reactor stracture part |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0539750U (ja) * | 1991-10-28 | 1993-05-28 | 日新製鋼株式会社 | 不定形耐火物の流込み時に用いる充填装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES8700787A1 (es) | 1986-10-16 |
| ES543850A0 (es) | 1986-10-16 |
| JPH0453399B2 (ja) | 1992-08-26 |
| EP0164988B1 (en) | 1989-06-07 |
| DE3570940D1 (en) | 1989-07-13 |
| US4654170A (en) | 1987-03-31 |
| EP0164988A1 (en) | 1985-12-18 |
| ZA853800B (en) | 1986-01-29 |
| CA1224123A (en) | 1987-07-14 |
| KR860000670A (ko) | 1986-01-30 |
| KR930005582B1 (ko) | 1993-06-23 |
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