JPS6388499A - 水冷形原子炉における放射性コバルト沈着の防止 - Google Patents

水冷形原子炉における放射性コバルト沈着の防止

Info

Publication number
JPS6388499A
JPS6388499A JP62194587A JP19458787A JPS6388499A JP S6388499 A JPS6388499 A JP S6388499A JP 62194587 A JP62194587 A JP 62194587A JP 19458787 A JP19458787 A JP 19458787A JP S6388499 A JPS6388499 A JP S6388499A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
water
zinc oxide
recirculation loop
conduit
paste
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP62194587A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2566972B2 (ja
Inventor
ジョージ・アービン・ピーターセン
ランダル・ノーマン・ロビンソン
カール・フィリップ・ルイズ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=25413307&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=JPS6388499(A) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS6388499A publication Critical patent/JPS6388499A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2566972B2 publication Critical patent/JP2566972B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/904Moderator, reflector, or coolant materials

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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】 発明の背景 本発明は水冷形原子炉の運転および安全性に関するもの
であって、更に詳しく言えば、かかる原子炉の含水容器
内における放射性コバルトの沈着を防止するための方法
に関する。
水冷形原子炉における大きな危険の1つは、原子炉のI
造部分における放射性物質の蓄積である。
たとえば原子炉の運転停止時において、作業員は内壁や
配管表面に接近することになる。その場合、かかる表面
上に蓄積した酸化膜中に保持された放射性物質が主たる
被曝源となるのである。
このような放射性物質の沈着を排除または低減させるた
め、亜鉛を特徴とする特定の金属イオンの導入が行われ
てきた。しかしながら、亜鉛の添加形態および添加方法
には幾つかの欠点があった。たとえば、亜鉛は陰イオン
との塩として添加されてきたが、かかる陰イオンは原子
炉にとって有害であった。また、運転開始前や清掃のた
めの運転停止時に活性金属イオンが使用されてきたが、
それは長潮運転な行うような場合にはあまり有効と言え
なかった。
発明の要約 このたび、原子炉の全運転期間を通じ、それの含水容器
に流入する水に対して酸化亜鉛を連続的に添加すれば、
放射性コバルトの沈着を効果的に防止し得ることが見出
された。それによれば、酸化亜鉛を効率的に使用しなが
ら放射性コバルトの蓄積を定常的に抑制し得るばかりで
なく、原子炉の内面にとって有害な陰イオンの存在も完
全に回避し得ることになる。
上記の酸化亜鉛は各種の形態で添加し得るが、それらの
実例は下記に詳しく開示されている。
発明の詳細な説明 本発明に従えば、内面に沿って皮膜状に沈着した物質が
8積し易い含水容器内の水に対して酸化亜鉛が添加され
る。かかる酸化亜鉛の添加は原子炉の全運転期間を通じ
て連続的に行われ、それによって亜鉛イオンが絶えず補
給されるのである。
放射性コバルトの蓄積を防止するためには、極めて微量
の酸化亜鉛を使用すれば十分である。とは言え、それの
使用量は特に限定されないのであって、実際の使用量は
広範囲にわたって変化し得る・大抵の用途に関しては、
原子炉の運転時における原子炉用水中の酸化亜鉛濃度を
(重量比で表わして)約1〜約1000 PPb好まし
くは約10〜約100 ppbに維持すれば最良の結果
が得られる。
本発明は、放射性コバルトの沈着が起こり得るような原
子炉内の任意の含水容器に対して適用することができる
。かかる容器には、一般に、配管、棚、給水管路や再循
環管路、および移送容器や貯留容器が付随している。特
に重要なのは再循環管路であって、これは保守のための
運転停止時において原子炉作業員の主な被曝源を成すも
のである。
上記の酸化亜鉛はかかる容器への給水管路を通して添加
することができるし、また場合によってはかかる容器に
付随した再循環管路に添加することもできる。
上記の酸化亜鉛は、原子炉用水中への溶解を可能にする
任意の形態で添加することができる。その実例としては
、スラリ、ペーストおよび予め生成された溶液が挙げら
れる。ペーストまたはスラリを使用する場合、酸化亜鉛
は微細な粉末状のものであることが好ましく、中でも揮
発製錬法によって得られた酸化亜鉛が最も好適である。
このようなペーストおよびスラリ中における酸化亜鉛含
量は特に限定されない、なぜなら、酸化亜鉛の添加分必
要とする含水容器内における酸化亜鉛濃度は流入水に対
するペーストまたはスラリの添加速度によって調節し得
るからである。大抵の場合、ペーストの酸化亜鉛含量は
約25〜約95(重量)%好ましくは約40〜約80(
重量)%であればよい、また、スラリの酸化亜鉛含量は
一般に約0.1〜約20(重量)%好ましくは約1〜約
5(重量)%であればよい。
添付の図面中には、酸化亜鉛の様々な添加方法が図示さ
れている。
第1図の場合には、給水管路11を通して含水容器10
に供給される水に酸化亜鉛を混入することによって酸化
亜鉛の添加が行われる。この場合、給水管路11中の流
量はポンプ12によって調節される。
第1図に示された機構は、内部にピストン(図示せず)
を具備するシリンダ13内に保持された酸化亜鉛ペース
トを注入するように構成されている。典型的な規模の原
子炉に関して言えば、3インチ(7,6cm >の直径
および20インチ(50,801)の長さを有するシリ
ンダが通例使用される。 。
ピストンの@14は、電動式の直線作動器15によって
ゆっくりと前進させられる。このような装置は、減速機
を伴った電動機および毎分0.001インチ(0,00
25cra)の速度で移動する直線作動器から構成する
ことができる。
ピストンが左方に移動するのに伴い、ペーストはシリン
ダ13から管路16中に押出される。止め弁17を操作
することにより、運転員は給水管路11を遮断したりポ
ンプ12の動作に影響を及(−′シたりすることなしに
使用済みのシリンダ13を取外し、次いで充填済みのシ
リンダを装着することができる。
この場合には、給水管路11にペーストを直接に注入す
るのではなく、(ポンプ12の排出側に位置する)給水
管路中の高圧個所19と(ポンプ12の吸入側に位置す
る)低圧個所2oとの間に連結された再循環ループ18
に対してペーストの注入が行われる。すなわち、図示さ
れた機構の場合には、再循環ループ18中の水流は時計
回りの方向に沿って生じるわけである。また、シリンダ
13からのペーストが再循環ループ18に流入する注入
点22の下流側にはスタチックミキサ21が設置されて
いる。
第2図の場合には、焼結酸化亜鉛ベレットの層中に水を
通すことにより生成された溶液として酸化亜鉛が添加さ
れる。この場合の流路構成は第1図に示されたものと同
様であって、コバルト沈着の防止が要求される含水容器
(図示せず〉に通じる導管31から分岐した再循環ルー
プ30が使用されている。導管31自体は再循環管路ま
たは給水管路のいずれであってもよく、また導管31中
の流量はやはりポンプ32によって調節される6なお、
再循環ループ30はポンプ32の両側に連結されている
。再循環ループ30中に抜取られた水は、再循環ループ
30の固体保持部分33を通過する。その際に水は、こ
の固体保持部分内に保持された固体酸化亜鉛に接触する
ことになる。かかる固体保持部分は、水の通過を許しな
がらも固体は保持し得るように設計されたスクリーンや
その他の構造物によって仕切られていさえすれば、トラ
ップ、配管の拡張部分あるいは配管の単なる一区画のい
ずれであってもよい。
あるいはまた、上記の固体保持部分は内面が固体酸化亜
鉛で被覆された配管の一区画であってもよい。とは言え
、水と固体酸化亜鉛との良好な接触を達成するために役
立つ大きな表面積が得られる点から見れば、酸化亜鉛は
粒子状のものであることが好ましい。その場合、酸化亜
鉛粒子の固定層または流動層のいずれを使用することも
できる。
なお、酸化亜鉛はベレット状またはその他適宜の形状に
焼結されていることが好ましい。酸化亜鉛べl/ ンl
、の層を水が通過する際、酸化亜鉛の一部が溶解限度ま
で水に溶解する。このような固体保持部分には、原子炉
の全舒命期間を通じて存続し得るだけの酸化亜鉛を充填
してもよい。
次の第3図には、別の機構を用いてスラリ状の酸化亜鉛
を添加する方法が示されている。貯留槽40内において
、スラリ41は攪拌機42により実質的に均質な状態に
維持されている。ががるスラリ41は、ポンプ43によ
り、沈着を防止すべき含水容器に水を供給する導管44
中に所定の速度で送り込まれる。前述の通り、導管44
中を流れる水およびポンプ43によって送り込まれるス
ラリの相対流量に応じ、含水容器内における溶解酸化亜
鉛の最終濃度が決定されることになる。
本発明は、軽水炉や重水炉を含めた水冷形原子炉全般に
対して適用することができる。中でも、本発明は加圧水
彩原子炉および沸騰水形原子炉において特に有用である
以上の説明は主として例示を目的としたものである。そ
れ故、本発明の精神および範囲から逸脱することなく、
上記の構造や操作に様々な変更や改変を加え得ることは
当業者にとって自明であろう。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の第1の実施の態様に従ってペースト状
の酸化亜鉛を系中に注入するために役立つ機構の略図、
第2図は本発明の第2の実施の態様に従って酸化亜鉛を
溶液として添加するために役立つ機構の略図、そして第
3図は本発明の第3の実施の態様に従って酸化亜鉛をス
ラリとして添加するために役立つ機構の略図である。 図中、10は含水容器、11は給水管路、12はポンプ
、13はシリンダ、14はピストン軸、15は電動式直
線作動器、17は止め弁、18は再循環ループ、21は
スタチックミキサ、22は注入点、30は再循環ループ
、31は導管、32はポンプ、33は固体保持部分、4
0は貯留槽、41はスラリ、42は攪拌機、43はポン
プ、そして44は導管を表わす。 FIG、m I FIG、+ 2゜

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバルト
    の沈着を防止するための方法において、前記水冷形原子
    炉の全運転期間を通じ、前記含水容器に流入する水に対
    して酸化亜鉛を連続的に添加することを特徴とする方法
    。 2、前記含水容器内における酸化亜鉛濃度が約1〜約1
    000ppbとなるように前記酸化亜鉛の添加量が選定
    される特許請求の範囲第1項記載の方法。 3、前記含水容器内における酸化亜鉛濃度が約10〜約
    100ppbとなるように前記酸化亜鉛の添加量が選定
    される特許請求の範囲第1項記載の方法。 4、前記酸化亜鉛が水性スラリ、水性ペーストおよび水
    溶液から成る群より選ばれた形態で添加される特許請求
    の範囲第1項記載の方法。 5、前記含水容器に連結された再循環管路および給水管
    路から成る群より選ばれた導管に前記酸化亜鉛が添加さ
    れる特許請求の範囲第1項記載の方法。 6、前記導管から分岐した再循環ループに前記酸化亜鉛
    が添加される特許請求の範囲第5項記載の方法。 7、前記導管を通しての水流が前記導管中に設置された
    ポンプによって維持される場合において、前記ポンプの
    排出側から水を抜取って前記ポンプの吸入側に前記水を
    戻す再循環ループに前記酸化亜鉛が添加される特許請求
    の範囲第5項記載の方法。 8、水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバルト
    の沈着を防止するための方法において、前記水冷形原子
    炉の全運転期間を通じ、前記含水容器に流入する水に対
    して酸化亜鉛と水とから成るペーストを連続的に添加す
    ることを特徴とする方法。 9、前記ペースト中の酸化亜鉛の量が約25〜約95(
    重量)%である特許請求の範囲第8項記載の方法。 10、前記ペースト中の酸化亜鉛の量が約40〜約80
    (重量)%である特許請求の範囲第8項記載の方法。 11、ポンプによつて維持される流量で前記含水容器に
    水を供給する導管に前記ペーストが添加される場合にお
    いて、前記ポンプの排出側から水を抜取って前記ポンプ
    の吸入側に前記水を戻す再循環ループ中を流れる水に前
    記ペーストが混入される特許請求の範囲第8項記載の方
    法。 12、前記再循環ループを流れる水への前記ペーストの
    混入が、前記再循環ループ中の注入点において電動式水
    圧シリンダから前記再循環ループ中に前記ペーストを連
    続的に注入し、次いで前記注入点の下流側において前記
    再循環ループ中に設置されたスタチックミキサ中に前記
    ペーストを通すことによって達成される特許請求の範囲
    第11項記載の方法。 13、水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバル
    トの沈着を防止するための方法において、(a)前記水
    冷形原子炉の全運転期間を通じ、前記含水容器に水を供
    給する導管から水を連続的に抜取りながら、再循環ルー
    プを通して前記導管に前記水を連続的に戻すと共に、(
    b)前記水冷形原子炉の全運転期間を通じ、前記導管内
    における酸化亜鉛濃度が約10〜約100ppbとなる
    ように選定された速度で、約40〜約80(重量)%の
    酸化亜鉛と水とから成るペーストを注入点において前記
    再循環ループ中に連続的に注入することを特徴とする方
    法。 14、水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバル
    トの沈着を防止するための方法において、前記水冷形原
    子炉の全運転期間を通じ、前記含水容器に流入する水に
    対して酸化亜鉛の水溶液を連続的に添加することを特徴
    とする方法。 15、固体酸化亜鉛を内部に保持した保持器に、前記含
    水容器に流入する水から抜取った水流を通すことによっ
    て前記水溶液が生成される特許請求の範囲第14項記載
    の方法。 16、前記固体酸化亜鉛が酸化亜鉛粒子の層である特許
    請求の範囲第15項記載の方法。 17、前記酸化亜鉛粒子が焼結酸化亜鉛粒子である特許
    請求の範囲第16項記載の方法。 18、前記含水容器に前記水を供給する導管から分岐し
    た再循環ループが存在する場合において、前記再循環ル
    ープ中に焼結酸化亜鉛粒子の層を設置し、かつ前記導管
    から抜取った水流を前記再循環ループに通すことによっ
    て前記水溶液が生成される特許請求の範囲第14項記載
    の方法。 19、前記導管中の流量がポンプによって調節される場
    合において、前記再循環ループは前記ポンプの排出側か
    ら水を抜取って前記ポンプの吸入側に前記水を戻すよう
    に設置される特許請求の範囲第18項記載の方法。 20、水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバル
    トの沈着を防止するための方法において、前記水冷形原
    子炉の全運転期間を通じ、前記含水容器に流入する水に
    対して酸化亜鉛の水性スラリを連続的に添加することを
    特徴とする方法。 21、前記スラリの酸化亜鉛含量が約0.1〜約20(
    重量)%である特許請求の範囲第20項記載の方法。 22、前記スラリの酸化亜鉛含量が約1〜約5(重量)
    %である特許請求の範囲第20項記載の方法。 23、前記スラリ中の酸化亜鉛が揮発製錬法によって得
    られた酸化亜鉛である特許請求の範囲第20項記載の方
    法。 24、前記含水容器内の水の酸化亜鉛含量が約1〜約1
    000ppbとなるように選定された速度で前記スラリ
    が前記水に添加される特許請求の範囲第20項記載の方
    法。 25、前記含水容器内の水の酸化亜鉛含量が約10〜約
    100ppbとなるように選定された速度で前記スラリ
    が前記水に添加される特許請求の範囲第20項記載の方
    法。
JP62194587A 1986-08-27 1987-08-05 水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバルトの沈着を防止する方法 Expired - Lifetime JP2566972B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/900,927 US4759900A (en) 1986-08-27 1986-08-27 Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
US900927 1986-08-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6388499A true JPS6388499A (ja) 1988-04-19
JP2566972B2 JP2566972B2 (ja) 1996-12-25

Family

ID=25413307

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62194587A Expired - Lifetime JP2566972B2 (ja) 1986-08-27 1987-08-05 水冷形原子炉の含水容器内における放射性コバルトの沈着を防止する方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4759900A (ja)
EP (1) EP0257465B1 (ja)
JP (1) JP2566972B2 (ja)
DE (1) DE3778791D1 (ja)
DK (1) DK173761B1 (ja)
ES (1) ES2031097T3 (ja)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4950449A (en) * 1986-08-27 1990-08-21 General Electric Company Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
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
US4842812A (en) * 1987-09-11 1989-06-27 Westinghouse Electric Corp. Reactor coolant crud control by particulate scavenging and filtration
GB8729980D0 (en) * 1987-12-23 1988-02-03 Atomic Energy Authority Uk Inhibition of nuclear-reactor coolant circuit contamination
JPH0213894A (ja) * 1988-04-20 1990-01-18 Westinghouse Electric Corp <We> 加圧水形原子炉の腐食抑制方法
US5171515A (en) * 1988-04-20 1992-12-15 Westinghouse Electric Corp. Process for inhibiting corrosion in a pressurized water nuclear reactor
US5108697A (en) * 1990-10-19 1992-04-28 Westinghouse Electric Corp. Inhibiting stress corrosion cracking in the primary coolant circuit of a nuclear reactor
EP0599619A1 (en) * 1992-11-25 1994-06-01 General Electric Company Inhibition of radioactive cobalt deposition in water cooled nuclear reactors with zinc depleted in Zn-64
DE4425902A1 (de) * 1994-07-21 1996-01-25 Siemens Ag Verfahren und Einrichtung zum Einbringen von Zink in einen Wasser enthaltenden Behälter eines Kernreaktors
US5741576A (en) * 1995-09-06 1998-04-21 Inko Industrial Corporation Optical pellicle with controlled transmission peaks and anti-reflective coatings
DE19739361C1 (de) * 1997-09-09 1998-10-15 Siemens Ag Verfahren zum Einbringen von Zink in ein Wasser enthaltendes Bauteil des Primärsystems eines Kernkraftwerkes
CA2353724A1 (en) * 1999-10-08 2001-04-19 General Electric Company Method for controlling zinc addition to power reactor
US20070028719A1 (en) 2005-08-03 2007-02-08 General Electric Method of manufacture of noble metal/zinc oxide hybrid product for simultaneous dose reduction and SCC mitigation of nuclear power plants
US20100246745A1 (en) * 2006-12-29 2010-09-30 Samson Hettiarachchi Methods for operating and methods for reducing post-shutdown radiation levels of nuclear reactors
US8233581B2 (en) * 2009-03-31 2012-07-31 Westinghouse Electric Company Llc Process for adding an organic compound to coolant water in a pressurized water reactor
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
CN104882184B (zh) * 2015-05-14 2017-03-29 华北电力大学 向ads反应堆铅铋共晶合金中加锌的装置及方法
CN105931686A (zh) * 2016-04-22 2016-09-07 中国原子能科学研究院 一种可自动控制锌浓度的压水堆一回路冷却剂加锌装置
EP3494090B1 (en) 2016-08-04 2021-08-18 Dominion Engineering, Inc. Suppression of radionuclide deposition on nuclear power plant components

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6193996A (ja) * 1984-10-16 1986-05-12 株式会社東芝 原子力発電プラントの放射能低減方法
JPS61170697A (ja) * 1985-01-25 1986-08-01 株式会社日立製作所 原子炉

Family Cites Families (31)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2795560A (en) * 1952-12-31 1957-06-11 Exxon Research Engineering Co Preventing pipe line corrosion
US3024201A (en) * 1956-06-04 1962-03-06 Nalco Chemical Co Corrosion inhibiting composition and method
US2989979A (en) * 1957-11-06 1961-06-27 Wesley N Karlson Chemical feeders
US3022133A (en) * 1959-04-23 1962-02-20 Hagan Chemicals & Controls Inc Methods of inhibiting the pitting of iron and steel
GB1047333A (ja) * 1963-06-10
US3390695A (en) * 1965-07-19 1968-07-02 King Kratz Corp Liquid treatment device
US3589858A (en) * 1965-08-20 1971-06-29 Calgon Corp Inhibiting the corrosion of metals in a water system
DE1810451A1 (de) * 1967-11-24 1969-08-14 Kurita Industrial Co Ltd Korrosionsschutzmittel
US3532639A (en) * 1968-03-04 1970-10-06 Calgon C0Rp Corrosion inhibiting with combinations of zinc salts,and derivatives of methanol phosphonic acid
US3699052A (en) * 1969-11-12 1972-10-17 Drew Chem Corp Corrosion inhibitor composition containing a glycine,chelating agent,phosphoric or boric acid ester,and a water soluble divalent metal salt
US3580934A (en) * 1969-11-26 1971-05-25 Philadelphia Quartz Co Corrosion prevention with sodium silicate and soluble zinc salts
US3615730A (en) * 1970-02-05 1971-10-26 Amercoat Corp Protective coating
US3668138A (en) * 1970-11-27 1972-06-06 Calgon Corp Method of inhibiting corrosion with amino diphosphonates
US3669616A (en) * 1971-09-28 1972-06-13 Virginia Chemicals Inc Corrosion inhibiting compositions and method
GB1373190A (en) * 1971-11-03 1974-11-06 Cominco Ltd Zinc forging alloy and its heat treatment
US3772193A (en) * 1971-11-08 1973-11-13 First National City Bank Device and method for introducing a chemical into a liquid
US3963636A (en) * 1972-12-04 1976-06-15 Ciba-Geigy Corporation Treatment of water or aqueous systems
US3947610A (en) * 1972-09-26 1976-03-30 Bbc Brown, Boveri & Company Limited Procedure for sealing leaks in closed cooling systems
US3885914A (en) * 1973-06-04 1975-05-27 Calgon Corp Polymer-zinc corrosion inhibiting method
US3817268A (en) * 1973-06-12 1974-06-18 C Kirkwood Sphere launching valve
US3943960A (en) * 1973-10-04 1976-03-16 National Sanitation Services, Ltd. Chemical dispenser
US4018701A (en) * 1975-07-31 1977-04-19 Calgon Corporation Phosphorous acid and zinc corrosion inhibiting compositions and methods for using same
US4089651A (en) * 1976-08-04 1978-05-16 Nalco Chemical Company Pyrophosphate-zinc corrosion inhibitor
US4111830A (en) * 1976-09-29 1978-09-05 Bannister Ramon A Method of inhibiting corrosion
US4381334A (en) * 1976-11-10 1983-04-26 Pratt & Lambert, Inc. Zinc-rich powders
US4410446A (en) * 1979-06-07 1983-10-18 Petrolite Corporation Zinc oxide dispersions by decomposition of zinc acetate
US4333493A (en) * 1980-03-28 1982-06-08 Acme Burgess, Inc. Cartridge feeder for soluble fertilizer
JPS5712789A (en) * 1980-06-27 1982-01-22 Tokyo Shibaura Electric Co Latent heat shutter
US4548228A (en) * 1980-12-02 1985-10-22 Moore Stephen D Chemical feeder
JPS5879196A (ja) * 1981-11-06 1983-05-12 東京電力株式会社 放射性イオン付着抑制方法
JPS6195290A (ja) * 1984-10-16 1986-05-14 株式会社東芝 原子力発電プラントの放射線量低減方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6193996A (ja) * 1984-10-16 1986-05-12 株式会社東芝 原子力発電プラントの放射能低減方法
JPS61170697A (ja) * 1985-01-25 1986-08-01 株式会社日立製作所 原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
US4759900A (en) 1988-07-26
DE3778791D1 (de) 1992-06-11
DK415587D0 (da) 1987-08-10
ES2031097T3 (es) 1992-12-01
JP2566972B2 (ja) 1996-12-25
EP0257465B1 (en) 1992-05-06
DK415587A (da) 1988-02-28
EP0257465A3 (en) 1988-11-02
DK173761B1 (da) 2001-09-17
EP0257465A2 (en) 1988-03-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6388499A (ja) 水冷形原子炉における放射性コバルト沈着の防止
US4950449A (en) Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors
US4756874A (en) Minimization of radioactive material deposition in water-cooled nuclear reactors
US20100323883A1 (en) Method of manufacture of noble metal/zinc oxide hybrid product for simultaneous dose reduction and SCC mitigation of nuclear power plants
US6314153B1 (en) Process for introducing zinc into a water-containing component of the primary system of a nuclear power plant
JP3709514B2 (ja) 原子力プラント及びその運転方法
EP0599619A1 (en) Inhibition of radioactive cobalt deposition in water cooled nuclear reactors with zinc depleted in Zn-64
JP3426110B2 (ja) 超臨界水雰囲気の反応場に固形物を輸送する方法及び装置
JP2009121940A (ja) 放射性廃棄物の固型化方法
JP3967765B1 (ja) 放射性核種の付着抑制方法
US20020196892A1 (en) Method and device for removing radioactive deposits
JP4197534B2 (ja) 放射性核種の付着抑制方法
RU2307071C2 (ru) Способ производства стронция-90 без носителя и стронция-89 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора и устройство для реализации способа
JPH0886899A (ja) 原子力発電プラントにおける亜鉛注入方法及び装置
JPS5652323A (en) Method of transporting water-containing cake
CN1132661A (zh) 输送高温侵蚀性介质的方法和装置
JPS54134292A (en) Method of purifying nuclear reactor coolant
SU1710468A1 (ru) Способ транспортировани в зких коллоидных растворов
JPH0338885B2 (ja)
JPH0577279B2 (ja)
JPS63288819A (ja) スラリ−輸送装置
JPS57167717A (en) Gas-liquid contact apparatus
JPH05126991A (ja) Bwr型原子力発電所における一次冷却系への鉄注入方法
JPS57144667A (en) Circulation processing unit for liquid honing
JPH09323089A (ja) 水処理装置の洗浄方法

Legal Events

Date Code Title Description
R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

EXPY Cancellation because of completion of term