RU2460160C1 - Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier - Google Patents
Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier Download PDFInfo
- Publication number
- RU2460160C1 RU2460160C1 RU2011128665/07A RU2011128665A RU2460160C1 RU 2460160 C1 RU2460160 C1 RU 2460160C1 RU 2011128665/07 A RU2011128665/07 A RU 2011128665/07A RU 2011128665 A RU2011128665 A RU 2011128665A RU 2460160 C1 RU2460160 C1 RU 2460160C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- equipment
- cleaning
- ammonium acetate
- decontamination
- deactivation
- Prior art date
Links
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС) с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ).The invention relates to the field of nuclear energy, and in particular to methods for removing operational radioactive deposits from equipment surfaces of the first circuits of nuclear power plants (NPPs) with heavy liquid metal coolants (TMLT).
Для ядерной энергетики 21-го века важное значение будут иметь АЭС с внутренне присущей (естественной) безопасностью. К таким проектам АЭС относятся, в частности, быстрые реакторы с использованием в качестве теплоносителя первого контура ТЖМТ (эвтектический сплав свинец-висмут, свинец-литий, свинец и др.) [Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского. Тезисы докладов, г. Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.1].For 21st century nuclear power, nuclear power plants with inherent (natural) safety will be important. Such nuclear power plant projects include, in particular, fast reactors using TZHMT as the primary coolant (eutectic alloy lead-bismuth, lead-lithium, lead, etc.) [Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of the Russian Federation for Atomic Energy. SSC RF - IPPE named after A.I. Leipunsky. Abstracts, Obninsk, October 5-9, 1998, p.1].
При проектировании таких реакторов, наряду с решением проблем по нейтронной физике, теплогидравлике, коррозии, радиационной стойкости конструкционных материалов, технологии теплоносителя и др. [А.И.Филин. Экспериментальные работы в подтверждение концепции быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского. Тезисы докладов, г.Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.45], немаловажное значение имеет разработка способов (технологий) очистки и дезактивации контурного оборудования от эксплуатационных отложений. Связано это с тем, что физико-химический и фазовый состав эксплуатационных отложений, формирующихся на поверхностях оборудования, работающего в ТЖМТ, существенным образом отличается от отложений, образующихся в среде традиционных теплоносителей (вода, щелочные металлы).When designing such reactors, along with solving problems in neutron physics, thermal hydraulics, corrosion, radiation resistance of structural materials, coolant technology, etc. [A.I. Filin. Experimental work in support of the concept of fast reactors with lead coolant. Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of the Russian Federation for Atomic Energy. SSC RF - IPPE named after A.I. Leipunsky. Abstracts, Obninsk, October 5-9, 1998, p.45], the development of methods (technologies) for cleaning and decontamination of contour equipment from operational deposits is of no small importance. This is due to the fact that the physicochemical and phase composition of the operational deposits formed on the surfaces of the equipment operating in TZHMT significantly differs from the deposits formed in the environment of traditional coolants (water, alkali metals).
В частности, к характерным физико-химическим процессам, протекающим в первых контурах реакторных установок (РУ) с жидкометаллическим теплоносителем, относятся поступление в контур и теплоноситель примесей; взаимодействие примесей между собой и с теплоносителем с образованием шлаков; термический и изотермический перенос масс; осаждение примесей и шлаков на поверхностях основного циркуляционного контура теплоносителя; загрязнение поверхностей оборудования газового контура примесями и продуктами испарения теплоносителя и др.In particular, the characteristic physicochemical processes occurring in the first circuits of reactor installations (RU) with a liquid metal coolant include admixtures entering the circuit and coolant; the interaction of impurities with each other and with the coolant with the formation of slag; thermal and isothermal mass transfer; deposition of impurities and slags on the surfaces of the main circulation circuit of the coolant; contamination of the surfaces of the gas circuit equipment with impurities and products of evaporation of the coolant, etc.
Основными компонентами загрязнений, которые образуются в первых контурах РУ с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем и накапливаются на поверхностях оборудования в процессе его эксплуатации и извлечения из первого контура, являются:The main components of contaminants that are formed in the primary circuits of the switchgear with liquid metal lead-bismuth coolant and accumulate on the surfaces of the equipment during its operation and extraction from the primary circuit are:
- «рыхлый» слой отложений, представляющий собой застывший на поверхностях теплоноситель, его оксиды и сложные по составу шлаковые отложения, содержащие смесь частиц примесей γ-Fe, Pb, Bi, PbO, Bi2O3 Fe3O4, Fe2O3, α-Al2O3 и др.;- “loose” layer of deposits, which is a coolant solidified on surfaces, its oxides and slag deposits of complex composition containing a mixture of particles of impurities γ-Fe, Pb, Bi, PbO, Bi 2 O 3 Fe 3 O 4 , Fe 2 O 3 , α-Al 2 O 3 and others;
- плотный защитный слой отложений, содержащий оксиды металлов, входящих в состав конструкционных материалов контура, и имеющий структуру шпинели типа NixFe3-x-yCryO4, где x и y - переменные.- a dense protective layer of deposits containing metal oxides that are part of the structural materials of the circuit, and having a spinel structure of the type Ni x Fe 3-xy Cr y O 4 , where x and y are variables.
Как показал опыт эксплуатации ядерной энергетической установки со свинцово-висмутовым теплоносителем [А.К.Андрианов, В.Я.Бредихин, Л.Н.Москвин, О.Г.Панов. Совершенствование режимов и регламентов химической технологии свинцово-висмутового теплоносителя ядерной энергетической установки стенда КМ-1. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского, г. Обнинск, 11-12 декабря, 2003 г., Тезисы докладов, п.4.14], количество «рыхлых» эксплутационных отложений на 1 м2 поверхности съемного оборудования, извлекаемого из первого контура, может достигать 0,5-1,0 кг. При этом основными радионуклидами, определяющими радиационную обстановку (дозовые нагрузки на персонал) в зоне проведения регламентных работ по контролю состояния металла, техническому обслуживанию и ремонту оборудования, являются изотопы, образующиеся в результате активации самого теплоносителя и его основных примесей (Pb-203, Bi-207, Hg-197, Hg-203, Ag-110m, Au-198 и др.) и примесей металлов, перешедших в теплоноситель из конструкционных материалов первого контура (Co-60, Co-58, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Ni-63 и др.). Все они в основном входят в состав «рыхлых» отложений.As shown by the experience of operating a nuclear power plant with a lead-bismuth coolant [A.K. Andrianov, V.Ya. Bredikhin, L.N. Moskvin, O.G. Panov. Improving the regimes and regulations of the chemical technology of lead-bismuth coolant of the nuclear power plant of the stand KM-1. Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of the Russian Federation for Atomic Energy. SSC RF - IPPE named after A.I. Leipunsky, Obninsk, December 11-12, 2003, Abstracts, Section 4.14], the number of “loose” operational deposits per 1 m 2 of the surface of removable equipment removed from the primary circuit can reach 0, 5-1.0 kg. In this case, the main radionuclides that determine the radiation situation (dose loads on personnel) in the area of routine maintenance of metal condition monitoring, maintenance and equipment repair are isotopes generated as a result of activation of the coolant itself and its main impurities (Pb-203, Bi- 207, Hg-197, Hg-203, Ag-110m, Au-198, etc.) and metal impurities transferred to the coolant from structural materials of the primary circuit (Co-60, Co-58, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Ni-63, etc.). All of them are mainly included in the "loose" deposits.
Основной целью дезактивации является снижение радиоактивного загрязнения оборудования до допустимой нормы или уровня, позволяющего проводить персоналом АЭС ремонтные работы в течение полного рабочего дня [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.119].The main purpose of decontamination is to reduce the radioactive contamination of equipment to an acceptable standard or level that allows NPP personnel to carry out repair work during a full day [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. Moscow. Energoatomizdat. 1982, p.119].
Сами способы дезактивации должны удовлетворять следующим требованиям:The decontamination methods themselves must satisfy the following requirements:
- обеспечивать эффективное удаление с поверхностей радиоактивных загрязнений;- provide effective removal of radioactive contaminants from surfaces;
- не вызывать существенной коррозии и механического разрушения (повреждения) дезактивируемого материала;- not cause significant corrosion and mechanical destruction (damage) of the decontaminated material;
- количество радиоактивных отходов должно быть минимальным;- the amount of radioactive waste should be minimal;
- способы дезактивации должны быть экономичными, безопасными, не приводить к распространению радиоактивных загрязнений, допускать возможность их механизации [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.137].- methods of decontamination should be economical, safe, not lead to the spread of radioactive contamination, to allow the possibility of their mechanization [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. Moscow. Energoatomizdat. 1982, p.137].
Известно множество способов дезактивации контурного оборудования РУ с водным и жидкометаллическим натриевым теплоносителями, основанных на физических, физико-химических и химических процессах воздействия на удаляемые с поверхностей радиоактивные загрязнения [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. с.137-156 и 212-228, 1982]. Анализ возможности адаптации этих способов для решения проблемы дезактивации оборудования РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем показал их ограниченные возможности.There are many ways to decontaminate the contour equipment of switchgear with aqueous and liquid metal sodium coolants based on physical, physico-chemical and chemical processes of exposure to radioactive contaminants removed from surfaces [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. Moscow. Energoatomizdat. p.137-156 and 212-228, 1982]. An analysis of the possibility of adapting these methods to solve the problem of the decontamination of switchgear equipment with lead-bismuth coolant showed their limited capabilities.
Использование физико-механических и физико-химических способов не исключает возможности механического повреждения очищаемых поверхностей оборудования при удалении с них макрокомпонентов эксплуатационных отложений (застывшего сплава, его оксидов и шлаков). Способы трудоемки и неэффективны, что приводит к неоправданному увеличению дозовых нагрузок на персонал, участвующий в работах по очистке, ревизии и ремонту оборудования.The use of physico-mechanical and physico-chemical methods does not exclude the possibility of mechanical damage to the equipment surfaces being cleaned when macro components of operational deposits (solidified alloy, its oxides and slags) are removed from them. The methods are time-consuming and inefficient, which leads to an unjustified increase in dose loads for personnel involved in cleaning, inspection and repair of equipment.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемым результатам к заявляемому способу представляется способ дезактивации поверхностей оборудования перегретым водяным паром, активированным химическими реагентами [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.175-176]. Сущность способа, выбранного в качестве прототипа, заключается в том, что дезактивацию поверхностей оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, осуществляют перегретым водяным паром с температурой от 200 до 500°С с добавлением в него различных химически активных реагентов. При этом на поверхностях дезактивируемого оборудования происходит интенсивная конденсация паровой фазы с образованием тонкой пленки химически активного десорбирующего раствора, удаляющего радиоактивные отложения. Этот способ дезактивации характеризуется образованием относительно малого количества радиоактивных отходов.The closest in technical essence and the achieved results to the claimed method is a method of decontamination of equipment surfaces with superheated steam activated by chemical reagents [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. Moscow. Energoatomizdat. 1982, p. 175-176]. The essence of the method chosen as a prototype is that the surfaces of equipment contaminated with radioactive substances are decontaminated by superheated water vapor with a temperature of 200 to 500 ° C with the addition of various chemically active reagents. At the same time, on the surfaces of the equipment to be decontaminated, intense condensation of the vapor phase occurs with the formation of a thin film of a chemically active stripping solution that removes radioactive deposits. This decontamination method is characterized by the formation of a relatively small amount of radioactive waste.
Основным недостатком способа-прототипа является то, что его осуществление возможно только при высоком давлении, требующем применения сложного по конструкции металлоемкого оборудования, что значительно усложняет технологию проведения процесса дезактивации.The main disadvantage of the prototype method is that its implementation is possible only at high pressure, requiring the use of complex metal-intensive equipment, which greatly complicates the technology of the decontamination process.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа очистки и дезактивации контурного оборудования РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем паром, позволяющего:The problem to which the invention is directed is to create a method for cleaning and decontamination of circuit equipment RU with lead-bismuth coolant steam, allowing:
- существенно упростить технологию процесса очистки и дезактивации;- significantly simplify the technology of the cleaning and decontamination process;
- повысить эффективность очистки и дезактивации поверхностей оборудования;- increase the efficiency of cleaning and decontamination of equipment surfaces;
- снизить объем образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов;- reduce the volume of generated liquid and solid radioactive waste;
- улучшить радиационную безопасность в технологической зоне проведения дезактивационных и ремонтных работ;- improve radiation safety in the technological zone of decontamination and repair work;
- снизить дозовые нагрузки на персонал, выполняющий работы по дезактивации и ремонту оборудования.- reduce dose loads on personnel performing work on decontamination and equipment repair.
Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе очистки и дезактивации поверхностей оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем паром, содержащим химический реагент, при заданной температуре, предлагается процесс очистки и дезактивации оборудования проводить при атмосферном давлении парами ацетата аммония над слоем расплава ацетата аммония при температуре от 135 до 145°С.To solve the problem and achieve the technical result in the method of cleaning and decontamination of the surfaces of the equipment of the reactor installation with liquid metal lead-bismuth coolant vapor containing a chemical reagent at a given temperature, it is proposed that the equipment be cleaned and decontaminated with ammonium acetate vapor above the melt layer at atmospheric pressure ammonium acetate at a temperature of 135 to 145 ° C.
Кроме того, предлагается для повышения эффективности процесса дезактивации вводить в пары ацетата аммония газ, содержащий окислитель, например воздух, или кислород, или озон, или их смеси.In addition, it is proposed to increase the efficiency of the decontamination process to introduce a gas containing an oxidizing agent, for example air, or oxygen, or ozone, or mixtures thereof, into ammonium acetate vapors.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
Дезактивацию реакторного оборудования, загрязненного свинцово-висмутовым теплоносителем, проводят парами ацетата аммония, для чего оборудование помещают над слоем расплава ацетата аммония, помещенного в емкость и разогретого до температуры от 135 до 145°С, а в пары ацетата аммония подают газ, содержащий окислитель, в качестве которого используют воздух, кислород, озон или их смеси.Deactivation of reactor equipment contaminated with lead-bismuth coolant is carried out with ammonium acetate vapors, for which the equipment is placed over a layer of ammonium acetate melt, which is placed in a vessel and heated to a temperature of 135 to 145 ° C, and an oxidizing gas is supplied to the ammonium acetate vapors, which use air, oxygen, ozone or mixtures thereof.
Основной эффект очистки и дезактивации поверхностей оборудования по предлагаемому способу достигается не только вследствие химических взаимодействий с радиоактивными загрязнениями горячих паров ацетата аммония и конденсата, образующегося на поверхностях оборудования, в результате которых компоненты загрязнений переходят с поверхностей оборудования в конденсат, а затем стекают вместе с конденсатом в расплав ацетата аммония, но и за счет физико-химических процессов плавления радиоактивного сплава и его последующего отекания под действием силы тяжести в расплав на дно емкости.The main effect of cleaning and decontamination of equipment surfaces by the proposed method is achieved not only due to chemical interactions with radioactive contaminants of hot vapors of ammonium acetate and condensate formed on the equipment surfaces, as a result of which the components of the contaminants pass from the equipment surfaces to condensate, and then drain together with the condensate into the melt of ammonium acetate, but also due to physicochemical processes of melting of the radioactive alloy and its subsequent swelling under de Corollary gravity to the bottom of the melt vessel.
Авторами экспериментально установлено, что после нагревания соли ацетат аммония до температуры плавления 114°С [В.И.Перельман. Краткий справочник химика. Москва. Госхимиздат. 1955, с.164-165] и дальнейшем нагревании образовавшегося расплава до температур от 135 до 145°С, расплав начинает кипеть, выделяя пары ацетата аммония. При последующей термической обработке в системе (обогреваемой емкости) с обратным холодильником расплав соли приобретает свойство не застывать при понижении температуры вплоть до комнатной, что, вероятно, связано с образованием пересыщенного раствора ацетата аммония и продуктов его частичного разложения. По этой же причине, в системе с обратным холодильником реализуется режим естественной циркуляции паров и конденсата расплава за счет возникающего при конденсации паров градиента температур по высоте. При этом сплав свинец-висмут (макрокомпонент эксплуатационных отложений), нагретый парами ацетата аммония до температуры выше 125°С, плавится и стекает с поверхностей оборудования под действием силы тяжести. Оксиды компонентов сплава и часть микрокомпонентов, входящих в состав отложений, растворяются с образованием ацетатов и с конденсатом паров стекают в расплав ацетата аммония. Эффективность очистки достигается за счет постоянного отвода с поверхностей оборудования продуктов реакции и обновления пленки конденсата при контакте дезактивируемых поверхностей со «свежими» парами ацетата аммония. Ввод в пары ацетата аммония газа, содержащего окислитель, в качестве которого испытаны воздух, кислород, озон, их смеси, интенсифицирует процесс дезактивации за счет окисления компонентов сплава и микропримесей до оксидов, которые хорошо растворяются в горячем расплаве соли ацетата аммония.The authors experimentally established that after heating the salt, ammonium acetate to a melting point of 114 ° C [V.I. Perelman. Quick reference chemist. Moscow. Goskhimizdat. 1955, p.164-165] and further heating the formed melt to temperatures from 135 to 145 ° C, the melt begins to boil, releasing a pair of ammonium acetate. During subsequent heat treatment in a system (heated tank) with a reflux condenser, the salt melt acquires the property of not freezing when the temperature drops to room temperature, which is probably due to the formation of a supersaturated solution of ammonium acetate and products of its partial decomposition. For the same reason, in the system with a reflux condenser, the mode of natural circulation of the vapors and condensate of the melt is realized due to the temperature gradient arising during the condensation of vapors. In this case, the lead-bismuth alloy (a macro component of operational deposits), heated by ammonium acetate vapor to a temperature above 125 ° C, melts and drains from the surfaces of the equipment under the influence of gravity. The oxides of the alloy components and part of the microcomponents included in the composition of the deposits dissolve with the formation of acetates and with the vapor condensate flow into the melt of ammonium acetate. The cleaning efficiency is achieved due to the constant removal of reaction products from equipment surfaces and the condensate film renewal upon contact of decontaminated surfaces with “fresh” vapors of ammonium acetate. The introduction of a gas containing an oxidizing agent into ammonium acetate vapors, which was tested as air, oxygen, ozone, and their mixtures, intensifies the deactivation process by oxidizing the alloy components and trace elements to oxides that dissolve well in the hot melt of ammonium acetate salt.
В обоснование предлагаемого способа и оценки его эффективности были проведены эксперименты, результаты которых представлены в таблицах 1-5.In support of the proposed method and evaluating its effectiveness, experiments were conducted, the results of which are presented in tables 1-5.
Примеры осуществления заявляемого способа.Examples of the proposed method.
Пример 1. Проводят дезактивацию поверхностей выемной части устройства отбора проб (крестовины) радиоактивного свинцово-висмутового сплава, представляющей собой металлический конус (материал - нержавеющая сталь марки ОХ18Н10Т) с выбранными пазами. Максимальный диаметр крестовины 60 мм, длина 180 мм. Измеряют начальный уровень альфа и бета - загрязнения поверхностей. Крестовину подвешивают над зеркалом расплава ацетата аммония в обогреваемой снизу емкости, снабженной обратным воздушным холодильником. Количество расплава соли ацетата аммония - 50 грамм. Обработку проводят при температуре паров 135-145°С в течение 1,5 часа. После обработки измеряют конечный уровень альфа и бета -загрязнения поверхностей крестовины. Коэффициент дезактивации (КД) поверхностей рассчитывают из соотношений начальных и конечных уровней загрязнения. Результаты дезактивации приведены в таблице 6.Example 1. Conduct decontamination of the surfaces of the withdrawal part of the sampling device (cross) of a radioactive lead-bismuth alloy, which is a metal cone (material - stainless steel grade OX18H10T) with the selected grooves. The maximum diameter of the cross is 60 mm, length 180 mm. Measure the initial level of alpha and beta surface contamination. The crosspiece is suspended above the mirror of the melt of ammonium acetate in a tank heated from below, equipped with a reflux air cooler. The amount of molten salt of ammonium acetate is 50 grams. The treatment is carried out at a vapor temperature of 135-145 ° C for 1.5 hours. After processing, the final level of alpha and beta contamination of the surfaces of the cross is measured. The decontamination coefficient (K D ) of the surfaces is calculated from the ratios of the initial and final levels of contamination. The decontamination results are shown in table 6.
Пример 2. Проводят дезактивацию поверхностей танталового резака, используемого для резки проб радиоактивного сплава. Резак подвешивают над зеркалом расплава ацетата аммония в обогреваемой снизу емкости, снабженной обратным воздушным холодильником. Количество расплава соли ацетата аммония - 50 грамм. Обработку проводят при температуре паров 135-145°С в течение 1,0 часа с постоянным вводом озонированного воздуха в паровой объем емкости. До обработки и после обработки измеряют уровни поверхностного альфа-загрязнения резака. Результаты дезактивации приведены в таблице 7.Example 2. Conduct decontamination of the surfaces of the tantalum cutter used for cutting samples of a radioactive alloy. The cutter is suspended above a mirror of a melt of ammonium acetate in a tank heated from below, equipped with a reflux air cooler. The amount of molten salt of ammonium acetate is 50 grams. The treatment is carried out at a vapor temperature of 135-145 ° C for 1.0 hour with a constant introduction of ozonized air into the steam volume of the tank. Prior to and after processing, the surface alpha levels of the torch are measured. The decontamination results are shown in table 7.
В целом, предлагаемый способ позволяет существенно упростить технологию очистки и дезактивации съемного оборудования РУ с ТЖМТ, повысить эффективность очистки, уменьшить объем образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов, улучшить радиационную безопасность в технологической зоне проведения дезактивационных и ремонтных работ и снизить дозовые нагрузки на персонал, участвующий в работах по дезактивации и ремонту оборудования.In general, the proposed method can significantly simplify the technology of cleaning and decontamination of removable equipment of RU with TZHMT, increase the efficiency of cleaning, reduce the volume of generated liquid and solid radioactive waste, improve radiation safety in the technological area of decontamination and repair work and reduce the dose burden on personnel involved in the decontamination and repair of equipment.
Коэффициент дезактивации - КД.The level of surface α-pollution - N, rasp / min · cm 2
The coefficient of decontamination - To D.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011128665/07A RU2460160C1 (en) | 2011-07-11 | 2011-07-11 | Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011128665/07A RU2460160C1 (en) | 2011-07-11 | 2011-07-11 | Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2460160C1 true RU2460160C1 (en) | 2012-08-27 |
Family
ID=46937945
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011128665/07A RU2460160C1 (en) | 2011-07-11 | 2011-07-11 | Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2460160C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112657931A (en) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 岭东核电有限公司 | Method for cleaning lead-bismuth alloy on spent fuel |
| CN113486482A (en) * | 2021-07-12 | 2021-10-08 | 西安交通大学 | Method for calculating speed and temperature boundary layer of sweepforward spiral tube bundle of liquid lead bismuth |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3013909A (en) * | 1960-03-31 | 1961-12-19 | Guyon P Pancer | Method of chemical decontamination of stainless steel nuclear facilities |
| EP1237820A1 (en) * | 1999-11-19 | 2002-09-11 | Isolyser Company, Inc. | Process and system for treatment of waste streams containing water-soluble polymers |
| RU2216701C1 (en) * | 2002-03-18 | 2003-11-20 | Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П.Александрова | Process of steam generator washing |
| RU2340965C1 (en) * | 2007-03-29 | 2008-12-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of chemical decontamination of nuclear power plant equipment |
-
2011
- 2011-07-11 RU RU2011128665/07A patent/RU2460160C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3013909A (en) * | 1960-03-31 | 1961-12-19 | Guyon P Pancer | Method of chemical decontamination of stainless steel nuclear facilities |
| EP1237820A1 (en) * | 1999-11-19 | 2002-09-11 | Isolyser Company, Inc. | Process and system for treatment of waste streams containing water-soluble polymers |
| RU2216701C1 (en) * | 2002-03-18 | 2003-11-20 | Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П.Александрова | Process of steam generator washing |
| RU2340965C1 (en) * | 2007-03-29 | 2008-12-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of chemical decontamination of nuclear power plant equipment |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| АМПЕЛОГОВА Н.И. и др. Дезактивация в ядерной энергетике. - М.: Энергоатомиздат, 1982, с.175, 176. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112657931A (en) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 岭东核电有限公司 | Method for cleaning lead-bismuth alloy on spent fuel |
| CN113486482A (en) * | 2021-07-12 | 2021-10-08 | 西安交通大学 | Method for calculating speed and temperature boundary layer of sweepforward spiral tube bundle of liquid lead bismuth |
| CN113486482B (en) * | 2021-07-12 | 2022-10-28 | 西安交通大学 | Liquid lead bismuth sweepforward spiral tube bundle speed and temperature boundary layer calculation method |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0181192B1 (en) | Method of reducing radioactivity in nuclear plant | |
| US3013909A (en) | Method of chemical decontamination of stainless steel nuclear facilities | |
| RU2460160C1 (en) | Cleaning and deactivation method of reactor plant equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier | |
| JP4843106B2 (en) | Uranium recovery method using ionic liquid | |
| EP2701158B1 (en) | Method for reprocessing irradiated nuclear fuel | |
| US6147274A (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| RU2459297C1 (en) | Method of cleaning and decontaminating reactor circuit equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier | |
| EP0859671B1 (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| KR102295937B1 (en) | Ambient temperature decontamination of nuclear power plant component surfaces containing radionuclides in a metal oxide | |
| KR930005582B1 (en) | Hypohalite oxidation in decontaminating nuclear reators | |
| WO1997017146A9 (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| JP5941137B2 (en) | Source reduction system and method for nuclear power plant | |
| RU2363060C2 (en) | Method of irradiated beryllium processing | |
| Shimizu et al. | Decontamination of radioactive contaminants from iron pipes using reactive microemulsion of organic acid in supercritical carbon dioxide | |
| Serebryakov et al. | Radiation conditions during decontamination of an experimental facility for reprocessing nuclear fuel | |
| RU2263161C1 (en) | Method of obtaining samples of deposit products from surface of zirconium fuel element jackets for performing quantitative analysis | |
| JPS6263898A (en) | Method and device for processing chemical decontaminated waste liquor | |
| RU2559304C1 (en) | Method of checking air-tightness of capsule with ionising radiation source | |
| USH920H (en) | Method of removing cesium from steam | |
| Corcoran et al. | Decontamination and decommissioning of UK tritium facilities | |
| Masse et al. | Cleaning and decontamination: experimental feedback from PHENIX | |
| JP2014182020A (en) | Radioactive substance adhesion suppression method | |
| US5634982A (en) | Process for decontaminating surfaces of nuclear and fissile materials | |
| Chander et al. | Process selection for removal of sodium from PFBR components | |
| Gerardi et al. | Development of Process for Cleanup of Sodium-CO2 Reaction Products |