RU2547822C2 - Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops - Google Patents
Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops Download PDFInfo
- Publication number
- RU2547822C2 RU2547822C2 RU2013139902/07A RU2013139902A RU2547822C2 RU 2547822 C2 RU2547822 C2 RU 2547822C2 RU 2013139902/07 A RU2013139902/07 A RU 2013139902/07A RU 2013139902 A RU2013139902 A RU 2013139902A RU 2547822 C2 RU2547822 C2 RU 2547822C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium dioxide
- dissolution
- loops
- hydrogen peroxide
- research
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной техники и технологии и касается вопросов удаления двуокиси урана, используемой в качестве ядерного топлива, из теплоносителя первого и основных контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов. Присутствие делящихся материалов в теплоносителе недопустимо, так как он становится источником осколочной активности, резко повышающим мощность дозы гамма-излучения от технологического оборудования, а также препятствует осуществлению надежного контроля герметичности ТВЭЛов активной зоны и, как следствие этого, эксплуатации ее в оптимальном режиме.The invention relates to the field of nuclear engineering and technology and relates to the removal of uranium dioxide used as nuclear fuel from the coolant of the first and main circuits of research and nuclear power reactors. The presence of fissile materials in the coolant is unacceptable, since it becomes a source of fragmentation activity, sharply increasing the dose rate of gamma radiation from technological equipment, and also prevents reliable control of the tightness of the fuel rods of the active zone and, as a consequence, its operation in optimal mode.
Основной проблемой при дезактивации контуров ядерных реакторов, имеющих большие объемы, является образование жидких радиоактивных отходов, количество которых в 15-20 раз превышает объем контура, подлежащего заполнению рабочими растворами. В настоящее время для дезактивации контуров начали применяться оксалатные растворы, применение которых позволяет сократить количество дезактивирующих растворов. Однако при обработке контуров оксалатными растворами происходит образование осадков и отложений на внутренних поверхностях оборудования. Предлагаемый в изобретении способ может быть эффективно использован для удаления из контуров ядерных реакторов крупных частиц двуокиси урана вплоть до размеров таблетки, попавших в теплоноситель в результате аварийного разрушения ТВЭЛов без какого-либо заметного воздействия на коррозионные отложения и конструкционные материалы активной зоны и контуров ядерных реакторов.The main problem in the decontamination of large-volume circuits of nuclear reactors is the generation of liquid radioactive waste, the amount of which is 15-20 times the volume of the circuit to be filled with working solutions. At present, oxalate solutions have begun to be used to decontaminate circuits, the use of which reduces the number of decontamination solutions. However, when processing contours with oxalate solutions, precipitation and deposits form on the internal surfaces of the equipment. The method proposed in the invention can be effectively used to remove large particles of uranium dioxide from nuclear reactor circuits up to tablet sizes that have fallen into the coolant as a result of accidental destruction of fuel elements without any noticeable effect on corrosion deposits and structural materials of the core and nuclear reactor loops.
Известно, что оксалатно-перекисные растворы начали широко использоваться в 50-х годах XX века для химической полировки поверхностей углеродистой стали [Обработка поверхности металлов пероксидными смесями // Бюллетень Вессо, март 1952, №39; Обработка поверхности металлов пероксидными смесями ч. 2 // Бюллетень Вессо, май 1953, №51; Rostron. Химическая полировка мягкой стали перекисно-щавелевокислыми смесями // Trans. Inst. Metal Finishihg, 1955, p.229-261].It is known that oxalate peroxide solutions began to be widely used in the 50s of the 20th century for chemical polishing of carbon steel surfaces [Surface treatment of metals with peroxide mixtures // Bulletin Wesso, March 1952, No. 39; Surface treatment of metals with peroxide mixtures,
Известны дезактивирующие составы на основе щавелевой кислоты, оксалата натрия и перекиси водорода с некоторыми добавками, необходимыми для повышения эффективности дезактивации металлических поверхностей, загрязненных ураном, плутонием и их оксидами. Так, в составы (г/л): 2,3H2C2O4+32Na2C2O4+15H2O2 было предложено добавлять 8-оксихинолин в количестве 1 г/л, а также перуксусную (надуксусную) кислоту до 12,5 г/л или смесь глюконовой кислоты и глюконата натрия (2,5-5 и 10-20 г/л соответственно) [Weed R.D. (General Electric Co. Hanford Atomic Products Operation. Rechland Wast) Доклад HW-75892 от 31.12.62. Nucl. Sci. Abstr. 18,1, №199; Пат. США №3258429. Кл. 252-301.1, 1966; Decontamination of nuclear reactors and equipment / Edited by J.A. Ayres, New York, 1970. - Table A-1, Code Name or Abbrev.: OPP и OPG, p.756].Known deactivating compositions based on oxalic acid, sodium oxalate and hydrogen peroxide with some additives necessary to increase the effectiveness of the decontamination of metal surfaces contaminated with uranium, plutonium and their oxides. So, in the compositions (g / l): 2,3H 2 C 2 O 4 + 32Na 2 C 2 O 4 + 15H 2 O 2 it was proposed to add 8-hydroxyquinoline in an amount of 1 g / l, as well as peracetic (peracetic) acid up to 12.5 g / l or a mixture of gluconic acid and sodium gluconate (2.5-5 and 10-20 g / l, respectively) [Weed RD (General Electric Co. Hanford Atomic Products Operation. Rechland Wast) Report HW-75892 from 12/31/62. Nucl. Sci. Abstr. 18.1, No. 199; Pat. U.S. No. 325,5299. Kl. 252-301.1, 1966; Decontamination of nuclear reactors and equipment / Edited by JA Ayres, New York, 1970. - Table A-1, Code Name or Abbrev .: OPP and OPG, p.756].
Эти многокомпонентные растворы являются коррозионно безопасными практически ко всем конструкционным материалам оборудования контуров, кроме меди и медно-никелевых сплавов. Однако начальная величина pH растворов, равная 4,5, делает их реакционно способными по отношению к коррозионным отложениям, которые частично растворяются и создают в растворах концентрацию ионов железа до сотен мг/л. Перекись водорода при этом интенсивно распадается, а раствор пенится. Для уменьшения степени разложения перекиси водорода было предложено добавлять 8-оксихинолин. Другим недостатком данных растворов является их малая буферная емкость, приводящая к увеличению величины pH раствора через 20-30 мин до значения 7 и выше. Влияние этого фактора на устойчивость перекиси водорода был устранен путем введения в раствор перуксусной (надуксусной) кислоты или смеси глюконовой кислоты и глюконата натрия. Однако самый существенный недостаток этих составов: малая скорость растворения крупных частиц двуокиси урана - устранен не был.These multicomponent solutions are corrosion-safe to almost all structural materials of circuit equipment, except for copper and copper-nickel alloys. However, the initial pH of the solutions, equal to 4.5, makes them reactive with respect to corrosion deposits, which partially dissolve and create a concentration of iron ions in the solutions up to hundreds of mg / l. In this case, hydrogen peroxide rapidly decomposes, and the solution foams. To reduce the degree of decomposition of hydrogen peroxide, it was proposed to add 8-hydroxyquinoline. Another disadvantage of these solutions is their small buffer capacity, which leads to an increase in the pH of the solution after 20-30 minutes to a value of 7 or higher. The influence of this factor on the stability of hydrogen peroxide was eliminated by introducing into the solution peracetic (peracetic) acid or a mixture of gluconic acid and sodium gluconate. However, the most significant drawback of these compounds: the low dissolution rate of large particles of uranium dioxide has not been eliminated.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому в изобретении является способ дезактивации контура многократной принудительной циркуляции реактора РБМК-1000 в соответствии с [В.М. Седов, Е.А. Константинов, Е.М. Филиппов. Использование перекиси водорода при дезактивации энергетических установок щавелевокислыми растворами // Межвузовский сборник научных трудов «Исследования по химии, технологии и применению радиоактивных веществ». - Л.: изд. ЛТИ им. Ленсовета, 1978, с.65-76] - прототип, использующий щавелевую кислоту с концентрацией 15-20 г/л и начальной величиной pH=2-2,5, которая устанавливается аммиаком или едким кали с добавлением на завершающей стадии обработки до 5 г/л перекиси водорода при температуре раствора 85-95°C. Однако данный способ обладает недостаточной эффективностью растворения крупных частиц двуокиси урана.The closest in combination of essential features to the proposed invention is a method for deactivating the multiple forced circulation loop of the RBMK-1000 reactor in accordance with [V.M. Sedov, E.A. Konstantinov, E.M. Filippov. The use of hydrogen peroxide in the deactivation of power plants with oxalic acid solutions // Interuniversity collection of scientific papers "Research on the chemistry, technology and use of radioactive substances." - L .: ed. LTI them. Lensoveta, 1978, p.65-76] - a prototype using oxalic acid with a concentration of 15-20 g / l and an initial pH value of 2-2.5, which is established by ammonia or caustic potassium with the addition of up to 5 g at the final stage of processing / l hydrogen peroxide at a solution temperature of 85-95 ° C. However, this method has insufficient efficiency in dissolving large particles of uranium dioxide.
Технический результат, на достижение которого направлено изобретение, заключается в разработке такого способа удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов, который позволяет с высокой эффективностью растворять крупные частицы двуокиси урана без воздействия раствора на конструкционные материалы контурного оборудования и без образования коррозионных отложений на внутренних поверхностях контуров.The technical result to which the invention is directed is to develop such a method for removing nuclear fuel from the circuits of research and energy nuclear reactors, which allows high dissolution of large particles of uranium dioxide without the effect of the solution on the structural materials of the contour equipment and without the formation of corrosion deposits on internal contour surfaces.
С этой целью в способе дезактивации, использующим щавелевую кислоту с концентрацией 15÷20 г/л и начальной величиной pH=2÷2,5 и добавлением на завершающей стадии обработки до 5 г/л перекиси водорода, величина pH раствора повышается до 6,5÷7,0, что равносильно использованию оксалата аммония, а применение этого раствора осуществляется следующим образом:To this end, in a decontamination method using oxalic acid with a concentration of 15 ÷ 20 g / l and an initial value of pH = 2 ÷ 2.5 and adding up to 5 g / l of hydrogen peroxide at the final stage of the treatment, the pH of the solution rises to 6.5 ÷ 7.0, which is equivalent to using ammonium oxalate, and the use of this solution is as follows:
а) сначала дезактивацию ведут раствором, содержащим 15÷30 г/л оксалата аммония, при 60÷95°C в течение 0,5 часа;a) first, decontamination is carried out with a solution containing 15–30 g / l of ammonium oxalate at 60–95 ° C for 0.5 hours;
б) затем в раствор «а» вводят до 10÷30 г/л перекиси водорода и обработку продолжают в течение 2÷4 часов до полного растворения двуокиси урана.b) then, up to 10–30 g / l of hydrogen peroxide is introduced into solution “a” and the treatment is continued for 2–4 hours until the complete dissolution of uranium dioxide.
При изучении эффективности растворения навесок двуокиси урана в щавелевокислых растворах, содержащих перекись водорода, с различными значениями pH (добавка аммиака) было установлено, что при pH=6,5÷7,0 наблюдается резкое повышение скорости растворения двуокиси урана. Как будет показано далее в табл.1, повышение величины pH на 2 единицы приводит к увеличению скорости растворения таблеток двуокиси урана практически в 10 раз. Механизм процесса растворения двуокиси урана в предлагаемых оксалатно-перекисных растворах не изучался. Однако при проведении экспериментов было замечено, что процесс растворения образцов двуокиси урана происходит эффективнее в тех случаях, когда они сначала обрабатывались раствором оксалата аммония, а затем в него вводили перекись водорода.When studying the efficiency of dissolution of weighed portions of uranium dioxide in oxalic acid solutions containing hydrogen peroxide with different pH values (ammonia additive), it was found that at pH = 6.5–7.0 a sharp increase in the dissolution rate of uranium dioxide is observed. As will be shown further in Table 1, an increase in pH by 2 units leads to an increase in the dissolution rate of uranium dioxide tablets by almost 10 times. The mechanism of the process of dissolution of uranium dioxide in the proposed oxalate-peroxide solutions has not been studied. However, when conducting experiments, it was noticed that the process of dissolution of uranium dioxide samples is more effective in those cases when they were first treated with a solution of ammonium oxalate, and then hydrogen peroxide was introduced into it.
Эффективность растворения крупных частиц двуокиси уран предлагаемым способом подтверждается следующими примерами.The dissolution efficiency of large particles of uranium dioxide by the proposed method is confirmed by the following examples.
Пример 1. Оценка эффективности растворения образцов топлива (таблеток двуокиси урана) в растворах различного состава выполнялась экспериментально по следующей методике. Установка для растворения образцов двуокиси урана состояла из конической колбы со шлифом, термостата и обратного холодильника. В колбу помещали навеску или целиком таблетку двуокиси урана известной массы, взвешивали колбу с образцами, заливали исследуемыми растворами и нагревали до требуемой температуры. Затем в реакционный сосуд вводили расчетное количество перекиси водорода. Общий объем раствора составлял не менее 250 см2.Example 1. Evaluation of the efficiency of dissolution of fuel samples (tablets of uranium dioxide) in solutions of various compositions was carried out experimentally by the following method. The installation for dissolving uranium dioxide samples consisted of a conical flask with a thin section, a thermostat, and a reflux condenser. A sample or a whole tablet of uranium dioxide of known mass was placed in the flask, the flask with samples was weighed, poured with the investigated solutions and heated to the required temperature. Then, the calculated amount of hydrogen peroxide was introduced into the reaction vessel. The total volume of the solution was at least 250 cm 2 .
Для определения убыли массы образцов из колбы удаляли раствор и взвешивали колбу с двуокисью урана. В экспериментах использовали таблетки стехиометрической двуокиси урана (UO2,03), массовое содержание которой составляло 99,97% из необлученной сборки для реактора РБМК. Убыль массы образцов топлива определяли гравиметрическим методом - взвешиванием на аналитических весах с погрешностью измерения ±0,2 мг. Среднее значение степени растворения образцов, выраженное в %, рассчитывали по 3-5 измерениям. Результаты экспериментов по растворению образцов двуокиси урана в реакционных смесях, содержащих различные органические и неорганические соединения, приведены в табл.1.To determine the mass loss of the samples, the solution was removed from the flask and the flask with uranium dioxide was weighed. In the experiments, stoichiometric uranium dioxide tablets (UO 2.03 ) were used, the mass content of which was 99.97% from the unirradiated assembly for the RBMK reactor. The decrease in the mass of fuel samples was determined by the gravimetric method — by weighing on an analytical balance with a measurement error of ± 0.2 mg. The average value of the degree of dissolution of the samples, expressed in%, was calculated from 3-5 measurements. The results of experiments on the dissolution of uranium dioxide samples in reaction mixtures containing various organic and inorganic compounds are shown in Table 1.
Из анализа табл.1 следует, что растворения таблеток в растворе щавелевой кислоты не наблюдается. Очевидно, что растворение не будет происходить и в более слабых органических кислотах, таких как уксусная и лимонная, не обладающих окислительными свойствами.From the analysis of Table 1 it follows that the dissolution of tablets in a solution of oxalic acid is not observed. Obviously, dissolution will not occur in weaker organic acids, such as acetic and citric, which do not have oxidizing properties.
В растворах азотной кислоты, содержащей и не содержащей перекись водорода, в зависимости от концентрации реагентов происходит довольно эффективное растворение образцов. Поэтому в последующих экспериментах использовали растворы, содержащие органические соединения и перекись водорода, рассчитывая на протекание реакций окисления-восстановления в процессе растворения двуокиси урана.In nitric acid solutions containing and not containing hydrogen peroxide, rather effective dissolution of the samples occurs depending on the concentration of the reagents. Therefore, in subsequent experiments used solutions containing organic compounds and hydrogen peroxide, counting on the occurrence of oxidation-reduction reactions in the process of dissolution of uranium dioxide.
Использование оксалатно-перекисных растворов приводит к повышению эффективности растворения таблеток топлива, причем скорость растворения в смеси оксалата аммония и перекиси водорода почти на порядок превосходит скорости растворения образцов во всех исследуемых смесях, кроме азотнокислых. Установлено, что при растворении таблеток двуокиси урана перекись водорода расходуется, главным образом, непосредственно на процесс растворения в том случае, если ее раствор подается в реакционную смесь, уже содержащую оксалат аммония. Его концентрация в исходном растворе должна обеспечивать некоторый его избыток в конце растворения, чтобы не допускать появления не закомплексованных уранил-ионов, способных катализировать процесс разложения перекиси водорода.The use of oxalate-peroxide solutions leads to an increase in the dissolution efficiency of fuel pellets, and the dissolution rate in a mixture of ammonium oxalate and hydrogen peroxide is almost an order of magnitude higher than the dissolution rate of samples in all studied mixtures except nitric acid. It was found that when dissolving tablets of uranium dioxide, hydrogen peroxide is consumed mainly directly on the dissolution process if its solution is fed into the reaction mixture already containing ammonium oxalate. Its concentration in the initial solution should provide some excess at the end of dissolution in order to prevent the appearance of uncomplexed uranyl ions capable of catalyzing the decomposition of hydrogen peroxide.
Пример 2. Обоснование оптимальных технологических параметров процесса растворения двуокиси урана. Зависимость степени растворения таблеток двуокиси урана от времени в смеси растворов оксалата калия с концентрацией 20 г/л при температуре 90÷95°C и перекиси водорода при различных концентрациях перекиси водорода приведена на графике. Кривая 1 - концентрация перекиси водорода 10 г/л, кривая 2-20 г/л и кривая 3-30 г/л. Видно, что концентрация перекиси водорода сильно влияет на изучаемый показатель. Эффективность раствора 3 через 80 мин оказывается почти в три раза выше, чем раствора.Example 2. Justification of the optimal technological parameters of the process of dissolution of uranium dioxide. The time dependence of the degree of dissolution of uranium dioxide tablets in a mixture of potassium oxalate solutions with a concentration of 20 g / l at a temperature of 90 ÷ 95 ° C and hydrogen peroxide at various concentrations of hydrogen peroxide is shown in the graph. Curve 1 - the concentration of hydrogen peroxide is 10 g / l, curve 2-20 g / l and curve 3-30 g / l. It can be seen that the concentration of hydrogen peroxide strongly affects the studied parameter. The effectiveness of
В табл.2 приведены значения эффективности растворения образцов двуокиси урана и устойчивости перекиси водорода при температурах 60 и 95°C при начальной концентрации перекиси водорода 40 г/л.Table 2 shows the values of the efficiency of dissolution of uranium dioxide samples and the stability of hydrogen peroxide at temperatures of 60 and 95 ° C at an initial concentration of hydrogen peroxide of 40 g / l.
Из анализа полученных экспериментальных данных видно, что концентрационный интервал для оксалата аммония, равный 15-30 г/л, а для перекиси водорода 10-30 г/л будет достаточным для практического применения разработанного способа. Время обработки контуров растворами будет зависеть от количества топлива, попавшего в теплоноситель, и от степени его диспергирования. Оно не должно быть менее 2-4 часов. Ориентироваться следует по нарастающей концентрации урана в растворе, с достижением ее постоянного значения.An analysis of the obtained experimental data shows that the concentration interval for ammonium oxalate equal to 15-30 g / l, and for hydrogen peroxide 10-30 g / l will be sufficient for practical application of the developed method. The processing time of the circuits with solutions will depend on the amount of fuel trapped in the coolant, and on the degree of dispersion. It should not be less than 2-4 hours. It should be guided by the increasing concentration of uranium in solution, with the achievement of its constant value.
Нижнее значение температуры раствора, равное 60°C, обосновывается тем фактом, что не у любой реакторной системы можно, например, используя парогенератор между 1 и 2-м контурами, осуществить нагрев водной среды первого контура. Известно, что при работе центробежных насосов на его подшипниках выделяется такое количество тепла, что им можно нагреть водную среду до температуры не более 60°C. Этот технологический прием часто используется при проведении дезактивационных работ первых контуров ЯЭУ, особенно ЯЭУ транспортного назначения.The lower value of the solution temperature, equal to 60 ° C, is justified by the fact that not every reactor system can, for example, using a steam generator between the 1st and 2nd circuits, heat the aqueous medium of the primary circuit. It is known that during the operation of centrifugal pumps, such heat is released on its bearings that they can heat the aqueous medium to a temperature of no more than 60 ° C. This technological technique is often used in the decontamination of the first nuclear power plant circuits, especially transport nuclear power plants.
Предлагаемый способ удаления ядерного топлива из контуров реакторов по сравнению с существующими обладает следующими преимуществами:The proposed method of removing nuclear fuel from the reactor circuits, compared with existing has the following advantages:
- повышает почти в 10 раз скорость растворения двуокиси урана, а следовательно, позволяет сократить время простоя реактора;- increases by almost 10 times the dissolution rate of uranium dioxide, and therefore, reduces the downtime of the reactor;
- не оказывает заметного воздействия на конструкционные материалы контуров и не образует коррозионных радиоактивных отложений на внутренних поверхностях оборудования контуров, т.е. не нарушает установившийся тепломассообмен между теплоносителем и твердой фазой, а также не приводит к дополнительному увеличению активности ЖРО.- does not significantly affect the structural materials of the circuits and does not form corrosive radioactive deposits on the internal surfaces of the equipment circuits, i.e. does not violate the established heat and mass transfer between the coolant and the solid phase, and also does not lead to an additional increase in LRW activity.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013139902/07A RU2547822C2 (en) | 2013-08-27 | 2013-08-27 | Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013139902/07A RU2547822C2 (en) | 2013-08-27 | 2013-08-27 | Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2013139902A RU2013139902A (en) | 2015-03-10 |
| RU2547822C2 true RU2547822C2 (en) | 2015-04-10 |
Family
ID=53279542
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013139902/07A RU2547822C2 (en) | 2013-08-27 | 2013-08-27 | Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2547822C2 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4226640A (en) * | 1978-10-26 | 1980-10-07 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for the chemical decontamination of nuclear reactor components |
| RU2077748C1 (en) * | 1994-09-13 | 1997-04-20 | Курская Атомная Электростанция | Method for nuclear reactor loop deactivation |
| RU2005102298A (en) * | 2005-01-31 | 2006-07-10 | Федеральное государственное унитарное предпри тие"Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" (RU) | METHOD FOR DEACTIVATING THE NUCLEAR REACTOR CIRCUIT |
| RU2338278C1 (en) * | 2007-02-26 | 2008-11-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of chemical deactivation of nuclear power plants equipment |
-
2013
- 2013-08-27 RU RU2013139902/07A patent/RU2547822C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4226640A (en) * | 1978-10-26 | 1980-10-07 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for the chemical decontamination of nuclear reactor components |
| RU2077748C1 (en) * | 1994-09-13 | 1997-04-20 | Курская Атомная Электростанция | Method for nuclear reactor loop deactivation |
| RU2005102298A (en) * | 2005-01-31 | 2006-07-10 | Федеральное государственное унитарное предпри тие"Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" (RU) | METHOD FOR DEACTIVATING THE NUCLEAR REACTOR CIRCUIT |
| RU2338278C1 (en) * | 2007-02-26 | 2008-11-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of chemical deactivation of nuclear power plants equipment |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2013139902A (en) | 2015-03-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5305360A (en) | Process for decontaminating a nuclear reactor coolant system | |
| US20130251086A1 (en) | Reactor decontamination process and reagent | |
| EP0174317A1 (en) | Decontamination of pressurized water reactors. | |
| EP3254289B1 (en) | Method of decontaminating metal surfaces in a cooling system of a nuclear reactor | |
| US4657596A (en) | Ceric acid decontamination of nuclear reactors | |
| RU2547822C2 (en) | Method of removing nuclear fuel from research and power reactor loops | |
| US5093072A (en) | Process for the radioactive decontamination of metal surfaces, particularly portions of primary circuits of water-cooled nuclear reactors | |
| EP0164988A1 (en) | Method of decontaminating metal surfaces | |
| US3298957A (en) | Method for dissolving zirconium and forming stabilized alkaline solutions thereof | |
| Kubota | Decomposition of oxalic acid with nitric acid | |
| Van Nguyen et al. | The effects of hydrogen peroxide solution and ultrasound on the dissolution of electrodeposited uranium oxide | |
| Youker et al. | Peroxide Formation, Destruction, and Precipitation in Uranyl Sulfate Solutions: Simple Addition and Radiolytically Induced Formation | |
| US5084235A (en) | Direct cycle-type atomic power plant with means for suppressing transfer from a liquid phase to a vapor phase of radioactive nitrogen oxides | |
| Jenks et al. | WATER CHEMISTRY IN PRESSURIZED AND BOILING WATER POWER REACTORS. | |
| US9799415B2 (en) | Method for controlling aluminum dissolution | |
| Ouvrier et al. | Recycling of MgO, Mo & ZrO2 based actinide-bearing matrices: Assessment of reprocessing feasibility & waste production | |
| US3165377A (en) | Separation of stainless steel from a nuclear fuel | |
| RU2733055C1 (en) | Method of processing spent ion-exchange resins | |
| Martino et al. | Testing of Enhanced Chemical Cleaning of SRS Actual Waste Tank 5F and Tank 12H Sludges | |
| RU2169957C2 (en) | Method for decontaminating water-cooled reactor circuits | |
| Sakurai et al. | A study on the expulsion of iodine from spent-fuel solutions | |
| Hess et al. | Corrosion of Stainless Steel in Acidic Nitrate Waste Solutions from Processing Stainless Steel Reactor Fuels | |
| Sukumar et al. | Performance of Uranous nitrate and Acetohydroxamic Acid on the Partitioning of Plutonium and Uranium in Compact Reprocessing of Advanced Fuels in Lead Cells Reprocessing Facility | |
| RU2382426C1 (en) | Method of dissolving uranium metal and spent nuclear fuel based on uranium metal | |
| Irvine | Special Problems in Chemical Processing at ORNL |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170828 |