SE451915B - Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer - Google Patents

Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer

Info

Publication number
SE451915B
SE451915B SE8401336A SE8401336A SE451915B SE 451915 B SE451915 B SE 451915B SE 8401336 A SE8401336 A SE 8401336A SE 8401336 A SE8401336 A SE 8401336A SE 451915 B SE451915 B SE 451915B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
ozone
process according
oxidizing agent
acid
decontamination
Prior art date
Application number
SE8401336A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8401336D0 (sv
SE8401336L (sv
Inventor
J Arvesen
Original Assignee
Studsvik Energiteknik Ab
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
Application filed by Studsvik Energiteknik Ab filed Critical Studsvik Energiteknik Ab
Priority to SE8401336A priority Critical patent/SE451915B/sv
Publication of SE8401336D0 publication Critical patent/SE8401336D0/sv
Priority to JP60500671A priority patent/JPS61501338A/ja
Priority to EP85900825A priority patent/EP0174317B1/en
Priority to DE8585900825T priority patent/DE3566591D1/de
Priority to US06/789,958 priority patent/US4704235A/en
Priority to KR1019850700286A priority patent/KR850700284A/ko
Priority to PCT/SE1985/000052 priority patent/WO1985004279A1/en
Priority to ES540671A priority patent/ES8700784A1/es
Publication of SE8401336L publication Critical patent/SE8401336L/sv
Publication of SE451915B publication Critical patent/SE451915B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/001Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
    • G21F9/002Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes
    • G21F9/004Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes of metallic surfaces

Description

15 20 25 30 40 451 915 inom denna teknologi har i detalj beskrivits i J A Ayres, Ed., Decontamination of Nuclear Reactors and Equipment, the Ronald (1970).
Under åren från omkring 1961 och fram till de första åren av 1970-talet utfördes endast ett mycket litet antal dekontami- Press Company, N.Y. neringar av reaktorsystem. De mest omtalade dekontamineringarna under denna tidsperiod var den av Shippingport PWR (PWR = tryck- vattenreaktor) i USA och av PWR-anläggningen vid Greifswald i DDR. Vid dessa dekontamineringar avändes modifierade versioner av det under år 1961 i USA framtagna APAC-förfarandet.
I detta förfarande ingick två steg, nämligen ett första oxíderande steg med alkalisk permanganat följt av ett andra upp- lösningssteg med en sur dekontamineringslösning innehållande ammoníumcítrat.
Gemensamt för alla varianter av APAC-processen är, att kemi- kaliehalterna måste vara relativt höga för att acceptabla dekon- tamíneringsfaktorer skall kunna uppnås. Dekontamineringsfaktorn (Df) definieras härvid på följande sätt: DF = strålfält före dekontaminering strâlfält efter dekontaminering I enstaka fall där APAC-processen har använts, har det varit nödvändigt att upprepa dekontamineringen ett antal gånger för att ett tillfredsställande resultat skulle uppnås.
De radioaktiva kemikalielösningarna från denna process har antingen renats med jonbytare eller behandlats i speceilla in- dunstare. Den största nackdelen med APAC-processen är de stora volymer avfall som uppkommer i form av radioaktiva jonbytarmas- sor eller industarrester.
Ovannåmnda nackdelar gjorde att man på flera håll under 1970 började arbeta pâ att utveckla nya processer. Syftet var härvid att åstadkomma processer som: - ger en acceptabel minskning av strålfälten under en be- handlingstid av maximalt 36 timmar, - endast kräver låga kemikaliekoncentrationer i slutsteget genom utnyttjande av kontinuerlig regenerering av kemikalierna med katjonbyte, - är möjliga att utföra vid temperaturer under l00°C, - ger ett slutligt avfall i form av jonbytarmassor innehållan- de samtliga ingåendc kemikalier och under processen utlösta me- taller och radioísotoper. 10 15 20 25 30 35 451 915 För de processer, som började utvecklas under 1970-talet och som användes idag, gäller att det har befunnits vara nödvändigt att ha med ett förbehandlingssteg med oxiderande reagenser.
I förbehandlingssteget användes i huvudsak följande oxida- tionsmedel: - permanganat i alkalisk eller salpetersur miljö (i det sist- nämnda fallet är pH-värdet ca. 2,5), - kalciumhexacyanoferrat i alkalisk miljö.
I det efterföljande behandlingssteget avändes praktiskt taget uteslutande organiska syror (citron- eller oxalsyra och ammonium- salter av dessa) samt någon strak komplexbildare, t.ex. EDTA (etylendiamíntetraättíksyra). Tillsatser i form av reduktions- medel, såsom aldehyder eller askorbinsyra, kan också förekomma i syrabehandlingssteget.
De betingelser (reducerande, högt pH-värde) som råder i en tryckvattenreaktor är sådana, att bildade oxídskikt till stor del kommer att ha relativt höga halter av krom, delvis tillsammans med nickel, i form av oxid- eller spinelfaser. För att dessa oxidskikt över huvud taget skall kwnm lösas i organiska syror, är det så- lunda növändigt att utföra förbehandlíngen i oxiderande miljö.
Det för närvarande helt dominerande oxidationsmedlet är härvid permanganat.
Reaktionsförloppet för oxidationssteget är i huvudsak föl- jande: 2Mn04_ + Cr 3+ > Z+ + sH,o' <- sun 2' + scro4 + lan* För att därefter närmare belysa den dekontamineringseffekt som kan erhållas med hjälp av de idag förekommande processerna hänvisas till följande. 1 samtliga i Europa, USA och Kanada idag tillgängliga pro- cesser ingår minst två behandlignssteg, därav alltid det ovan om- talade föroxidationssteget. Samtliga dessa processer har provats, dels i laboratorieskala, dels även i enstaka fall i halv eller fullstor skala. De i Europa framtagna processerna har utprovats inom två internationella dekontamineringsprojekt. Dessa är det i Sverige pågående Ågesta-dekontamineringsprojektet samt det projekt som pågår vid Pacific National Laboratories, Richland, Washington, USA. Försöken i USA har utförts i en autentisk ång- generator uttagen från Surry-ll PWR-anläggningen efter en unge- l0 15 20 25 30 35 451 915 farlig drifttid av 6 år. I Ågestaprojektet har laboratorieförsök utförts på prover tagna från ånggeneratorerna i Ringhals-2 (Sverige), Biblis A (Tyskland), Millstone-Z (USA) och från inlopps- kammaren i en av ânggeneratorerna i Borsselereaktorn i Holland.
De svenska laboratoríeförsöken har utförts med s.k. "mjuka" processer (d.v.s. processer där låga kemikalíehalter används) ut- vecklade vid: - Studsvík Energiteknik AB (Sverige) - Kraftwerk Union (Tyskland) - EIR (Schweiz) - BNL (CEGB) (England) Proverna från ovannämnda PWR var av följande material: - Ringhals-Z Inconel 600 - Millstone-2 Inconel 600 - Biblis A Incoloy 800 ~ Borssele AISI 304 I detta sammanhang kan nämnas, att sammansättningen för dessa material i viktprocent är: Material C Si Mn Cr Ni Mo Fe AISI 304 0,04 0,4 1,2 19 9,5 0,2 rest Incoloy 800 0,02 0,6 0,6 Zl 33 rest Inconel 600 0,02 0,3 0,8 16 73 rest Resultaten av dessa försök kan sammanfattas enligt följande: - Proverna av Inconel 600 var svåra att dekontaminera. Dekon- tamíneringsfaktorer överstigande 3 (lägsta acceptabla värde) kunde nätt och jämt uppnås med tre av de fyra processerna.
- Proverna av Incoloy 800 och AISI 304 uppnådde med god margi- nal tíllfredsställande dekontamineríngsfaktorer_ Vid försöken i ånggeneratorn från Surry-Il PWR utprovades en process utvecklad i Kanada och en process liknande den som provades av BNL (CEGB) i Ågestaprojektet.
Resultatet av försöken visade också här att ytor av Inocel 600 var mycket svårdekontamínerade. Acceptabla dekontamíneríngs- faktorer kunde uppnås först efter flera bchandlingscykler. Det torde i detta sammanhang observeras, att det i båda dessa pro- cesser ingår ett föroxidationssteg med permanganat.
Som känd teknik inom detta område, även om denna teknik inte utnyttjas i praktiken idag, kan vidare nämnas den teknik som om- talas i den svenska patentansökningen 8001827-8. Nämnda patentan- N 10 15 20 25 35 451 915 sökan beskriver ett dekontamineringsförfarande, där föroxidations- steget utföres med hjälp av ozon som oxidationsmedel. I det efter- följande syraupplösningssteget användes organiska syror och kom- plexbildande medel vid höga temperaturer, såsom 85°C och l25°C.
I patentansökningen beskrivs dekontamineringsförsök på prover föroxiderade under 7 dygn (PWR-miljö 350°C) och därefter expone- rade under 3 måndader vid ZSOOC i en PWR-försöksanläggning. Vid försöken uppnåddes på prover av Inconel 600 dekontamineringsfak- torer på i medeltal cirka 2.7, vilket måste anses vara ett lågt värde.
BESKRIVNING AV UPPFINNINGEN Enligt föreliggande uppfinning har det överraskande visat sig vara möjligt att väsentligen eliminera nackdelarna med den tidigare kända tekniken, framför allt stora mängder sekundärt avfall, låga dekontamineringsfaktorer, höga halter av kemikalier och höga behandlingstemperaturer, vilka i sin tur leder till ökad korrosion och höga kostnader, etc. Förfarandet enligt uppfinningen, vilket utföres i endast ett steg, innebär närmare bestämt att man i en sur, företrädesvis salpetersur, vattenlösning utnyttjar kom- binationen cerium(4)-nítrat, kromsyra och ozon. Denna kombination har sålunda överraskande visat sig ge en synergistisk effekt, som icke var förutsägbar mot bakgrund av de kända egenskaperna hos dessa oxidatíonsmedel var för sig.
Vid förfarandet enligt uppfinningen bringas de kontaminera~ de ytorna i kontakt med nämnda oxidationsmedel i vattenbaserad form och med surt pH-värde, d.v.s. ett pH-värde understigande 7.
Detta kan t.ex. innebära att oxidationsmedlet föreligger i form av en vattenlösning av ceriumnitrat och kromsyra, samt ozon i företrädesvis mättad lösning och dispergerad form. Enligt en annan utföringsform av förfarandet kan dock oxídatíonsmedlet ut- nyttjas i form av en tvåfasozongas-vattenblandning, där ozon i gasform är díspergerat i vatten med tillsats av ceriumnitrat och kromsyra. Detta innebär i sin tur att ozontillförseln i sig kan ske enligt i huvudsak samma principer som i den svenska patentan- sökningen 8001827-8, vilka därför inte behöver upprepas här.
Förutom de ovan omtalade fördelarna med uppfinningen i för- hållande till den kända tekniken gäller dessutom att det över- raskande har visat sig vara möjligt att uppnå de gynnsamma re- sultaten redan vid rumstemperatur samt under användning av låga 10 15 30 451 915 halter av de använda kemikalierna. Detta innebär förvisso ett syn- nerligen väsentligt bidrag till tekniken på området i och med att man härigenom gör kostnadsbesparingar tack vare mindre mängder av kemikalier, tack vare energibesparingar och tack vare minskad korrosion. En speciellt föredragen utföringsform av förfarandet enligt uppfinningen innebär sålunda att dekontamineringen genomförs vid rumstemperatur eller lägre, d.v.s. vid en temperatur under- stigande cirka zs°c och företrädesvis unaerstiganae cirka 2o°c.
Dock uppnås vid dekontamineringen mycket gynnsamma effekter i för- hållande till den kända tekniken redan vid en temperatur under- stigande cirka 600C.
Dekontamineringen enligt uppfinningen innebär att de kon- taminerade ytorna bringas i kontakt med den sura lösningen med det nya oxidationsmedlet under en tidsperiod som är tillräcklig för att oxidera olösliga oxider, så att dessa göres lösliga i samma lösning. Den tidsperiod, som erfordras i varje enskilt fall, be- stämmes naturligtvis lätt av fackmannen på området mot bakgrund av använda koncentrationer av använda behandlingstemperaturer, etc. N Ett vattenlösligt ceriumsalt har oxiderande egenskaper bara när ceriumjonen föreligger i sitt högsta oxidationssteg, nämligen Ce4+ samtidigt som lösningens pH företrädesvis är ca. 1.
Vid valet av ett ceriumsalt används företrädesvis Ce(3)- nítrat som vid kontakt med ozonet omedelbart oxideras till Ce(4)- nitrat.
Koncentrationen av de i oxidationsmedlet ingående kemika- lierna bestäms av fackmannen från fall till fall bl.a. i be- roende av de material som skall dekontamineras och önskad de- kontamineringseffekt, men generellt gäller att koncentratíonerna vanligen ligger inom området 0,01-50 g/l, företrädesvis 0,5-2 g/l, för ceriumnitratet, inom omrâdet 0,01-50 g/l, företrädesvis 0,05 -0,2 g/l, för kromsyran och inom området 0,001-l, före- trädesvis 0,005-0,015 g/l, för ozonet.
Det vattenbaserade oxidationsmedlet är företrädesvis sur- gjort med salpetersyra lämpligen till ett pH av cirka l.
Förfarandet enligt uppfinningen är generellt användbart för dekontaminering av alla de olika typer av material som före- kommer i dessa sammanhang. Dock gäller att uppfinningen har visat sig ge utomordentligt goda resultat vid dekontamineríng av krom 10 15 20 25 30 35 451 915 (III)oxid från en krom-nickel-järnlegering, varför en sådan dekon- taminering representerar en specielllt föredragen utföringsform av uppfinningen.
Uppfinningen kommer nu att beskrivas i anslutning till nâgra icke begränsade utföringsexempel.
EXEMPEL Vid ett antal dekontamineringsförsök utförda på prover av Inconel 600 tagna från ett antal olika positioner ur en ånggenera- tor i en PWR efter cirka 8 års drifttid, vilka prover utgjorde de mest svårdekontaminerbara provmaterial som har kunnat erhållas, behandlades proverna vid rumstemperatur (cirka ZOOC) under 48 tim- mar i en oxiderande lösning enligt uppfinningen. Denna lösning ut- gjordes av en med salpetersyra till pH 1.4 surgjord vattenlösning av 1.5 g/l cerium(3)nitrat, 0.1 g/l kromsyra samt 12 g/l borsyra till vilken ozon kontinuerligt tillfördes.
De vid dessa försök erhållna dekontamineringsfaktorerna upp- gick till 20-300.
Vid jämförande försök utförda på likartade prover, d.v.s. tuber av Inconel 600, med de effektivaste av de vid Ågesta- och Surry-II-projekten utprovade mjuka processerna, som båda kräver en drifttemperatur på 80-90°C, uppnåddes dekontamineringsfaktorer på i medel endast 6,2.
Förutom ovan redovisade dekontamineringsförsök har korro- sionsprovning utförts på blanka, ej föroxiderade prover av Inconel 600. Provbitarna utgjordes av 3 stycken 5 cm långa bitar av ång- generatortuber. För att simulera tillståndet i den valsade zonen i tuberna i tubplattan var dessa prover invändigt valsade till halva längden. Den därvid uppkomna kalldeformationen uppgick till cirka 5%.
De tre proverna exponerades parallellt i en 100 ml glasbe- hållare í en vattenlösning innehållande l2 g/1 borsyra, 1,5 g/l Ce(3)nitrat och 0,1 g/l CrO3 i salpetersyra vid pH cirka 1,4.
Syrgas med cirka 2,5 volymprocent ozon bubblades in i samma be- hållare med en hastighet av cirka 0,1 l/min.
Temperaturen var 2000 och exponeringstiden uppgick till 48 timmar.
Viktförlusterna under denna exponering redovisas i nedan- stående tabell.
Ytterligare en exponeríngsperiod, som var identisk med den 10 15 451 915 första, utfördes. Viktförlusterna vid denna redovisas också i tabellen. Materialförlusten efter varje exponeringsperiod ligger í medeltal väl under lpm, vilket får anses vara synnerligen till- fredsställande. Inga tecken på lokal korrosion har íakttagits.
TABELL Korrosionsprov utförda på 3 st parallellt exponerade iden- tiska valsade tubprover av Inconel 600.
EXPONERINGSTIDER: Period Tid h la 48 lb 48 Tub Materialförlust (um) prov period l period 2 0 0.86 0.68 1 0.81 0.58 2 0.98 1.11 av an

Claims (8)

451 915 EATENTKEAX
1. Förfarande för dekontaminering av med radionuklíder kontaminerade syraolösliga korrosionsprodukter från primärsystem- ytor i tryckvattenreaktorer, speciellt för dekontaminering av krom(IlI)oxid från en krom-nickel-järnlegeríng, varvid man bringar de kontaminerade ytorna i kontakt med ett oxidations- medel i sur lösning och löser de korrosionsprodukter, som ge- nom oxidationen har gjorts syralösliga, k ä n n e t e c k - n a t av att man genomför oxidatíonen med ett vattenbaserat oxidationsmedel med ett pH-värde understigande 7 och inne- hållande ceriumnítrat, kromsyra och ozon, varvid koncentratio- nen av ceriumnítratet är 0,01~50 g/1, koncentrationen av krom- syran är 0,01-50 g/1 och koncentrationen av ozonet är 0,001-1 g/l.
2. Z. Förfarande enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t av att oxídationsmedlet är en sur vattenlösning av ceriumnitrat och kromsyra samt ozon i mättad lösning och dispergerad form.
3. Förfarande enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t av att oxídationsmedlet är en tvâfas-ozongas-vattenblandning, där ozon i gasform är dispergerat i en sur vattenlösning av ceríumnitrat och kromsyra.
4. Förfarande enligt något av de föregående kraven, k ä n n c t e c k n a t av att oxidationen och upplösningen utföres i ett och samma steg.
5. Förfarande enligt något av de föregående kraven, k ä n n e t e c k n a t av att oxidationen och upplösningen utföres vid en temperatur understigande cirka 60°C, företrä- desvis understigande cirka ZSOC och speciellt understigande cirka ZOOC.
6. Pörfarande enligt något av de föregående kraven, k ä n n e t e c k n a t av att det vattenbaserade oxidations- medlet är surgjort med salpetersyra.
7. Förfarande enligt krav 6, k ä n n e t e c k n a t av att det vattenbaserade oxidationsmedlet är surgjort till ett pH-värde av cirka 1.
8. Förfarande enligt något av de föregående kraven, k ä n n e t e c k n a t av att koncentrationen av cerium- nitratet är 0,5-Z g/1, att koncentrationen av kromsyran är 0,05-0,2 g/l, och att koncentrationen av ozonet är 0,005-0,015 g/1. I
SE8401336A 1984-03-09 1984-03-09 Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer SE451915B (sv)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8401336A SE451915B (sv) 1984-03-09 1984-03-09 Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer
JP60500671A JPS61501338A (ja) 1984-03-09 1985-02-05 加圧水型原子炉の除染方法
EP85900825A EP0174317B1 (en) 1984-03-09 1985-02-05 Decontamination of pressurized water reactors
DE8585900825T DE3566591D1 (en) 1984-03-09 1985-02-05 Decontamination of pressurized water reactors
US06/789,958 US4704235A (en) 1984-03-09 1985-02-05 Decontamination of pressurized water reactors
KR1019850700286A KR850700284A (ko) 1984-03-09 1985-02-05 가압 수형원자로의 오염 제거방법
PCT/SE1985/000052 WO1985004279A1 (en) 1984-03-09 1985-02-05 Decontamination of pressurized water reactors
ES540671A ES8700784A1 (es) 1984-03-09 1985-02-25 Un metodo de descontaminar productos de corrosion insolublesen acidos,contaminados con radionuclidos

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8401336A SE451915B (sv) 1984-03-09 1984-03-09 Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8401336D0 SE8401336D0 (sv) 1984-03-09
SE8401336L SE8401336L (sv) 1985-09-10
SE451915B true SE451915B (sv) 1987-11-02

Family

ID=20355083

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8401336A SE451915B (sv) 1984-03-09 1984-03-09 Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4704235A (sv)
EP (1) EP0174317B1 (sv)
JP (1) JPS61501338A (sv)
KR (1) KR850700284A (sv)
DE (1) DE3566591D1 (sv)
ES (1) ES8700784A1 (sv)
SE (1) SE451915B (sv)
WO (1) WO1985004279A1 (sv)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1990001774A1 (en) * 1988-08-11 1990-02-22 Studsvik Ab Decontamination method

Families Citing this family (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4913849A (en) * 1988-07-07 1990-04-03 Aamir Husain Process for pretreatment of chromium-rich oxide surfaces prior to decontamination
US4812243A (en) * 1988-10-06 1989-03-14 Zimpro/Passavant Inc. Process for treating caustic cyanide metal wastes
FR2666523A1 (fr) * 1990-09-12 1992-03-13 Framatome Sa Appareil de travail au laser, notamment pour la decontamination d'une conduite d'un reacteur nucleaire.
US5035840A (en) * 1990-10-01 1991-07-30 Chemical Waste Management, Inc. Process for cleaning trace metals from EDTA
US5205999A (en) * 1991-09-18 1993-04-27 British Nuclear Fuels Plc Actinide dissolution
US5407889A (en) * 1991-12-24 1995-04-18 Compomet Cantec Method of composite sorbents manufacturing
FR2687005B1 (fr) * 1992-02-03 1994-10-21 Framatome Sa Procede et installation de decontamination de la partie primaire d'un generateur de vapeur usage d'un reacteur nucleaire a eau ordinaire sous pression.
FR2706217A1 (fr) * 1993-06-08 1994-12-16 Framatome Sa Procédé de remise en état d'un échangeur de chaleur de centrale nucléaire, notamment d'un échangeur de chaleur de circuit auxiliaire de refroidissement d'un réacteur nucléaire à l'arrêt.
US5489735A (en) * 1994-01-24 1996-02-06 D'muhala; Thomas F. Decontamination composition for removing norms and method utilizing the same
US5473648A (en) * 1994-04-18 1995-12-05 General Electric Company Decontamination process
US5640703A (en) * 1994-04-18 1997-06-17 British Nuclear Fuels Plc Treatment of solid wastes
FR2730641B1 (fr) * 1995-02-20 1997-03-14 Commissariat Energie Atomique Mousse de decontamination a l'ozone, et procede de decontamination utilisant cette mousse
US5678232A (en) * 1995-07-31 1997-10-14 Corpex Technologies, Inc. Lead decontamination method
US5591270A (en) * 1995-07-31 1997-01-07 Corpex Technologies, Inc. Lead oxide removal method
US5724668A (en) * 1995-11-07 1998-03-03 Electronic Power Research Institute Method for decontamination of nuclear plant components
US5814204A (en) * 1996-10-11 1998-09-29 Corpex Technologies, Inc. Electrolytic decontamination processes
US6147274A (en) * 1996-11-05 2000-11-14 Electric Power Research Insitute Method for decontamination of nuclear plant components
US5805654A (en) * 1997-04-08 1998-09-08 Wood; Christopher J. Regenerative LOMI decontamination process
US5901368A (en) * 1997-06-04 1999-05-04 Electric Power Research Institute Radiolysis-assisted decontamination process
BE1011754A3 (fr) * 1998-02-20 1999-12-07 En Nucleaire Etabilissement D Procede et installation de decontamination de surfaces metalliques.
DE19818772C2 (de) * 1998-04-27 2000-05-31 Siemens Ag Verfahren zum Abbau der Radioaktivität eines Metallteiles
FR2792763B1 (fr) * 1999-04-26 2004-05-28 Commissariat Energie Atomique Procede de decontamination radioactive d'une paroi en acier et dispositif de decontamination radioactive
EP1054413B1 (en) * 1999-05-13 2013-07-17 Kabushiki Kaisha Toshiba Method of chemically decontaminating components of radioactive material handling facility and system for carrying out the same
JP2003098294A (ja) * 2001-09-27 2003-04-03 Hitachi Ltd オゾンを用いた除染方法及びその装置
CN100577893C (zh) * 2005-12-23 2010-01-06 中国辐射防护研究院 一种去除金属表面放射性污染的电解去污方法
US20100072059A1 (en) * 2008-09-25 2010-03-25 Peters Michael J Electrolytic System and Method for Enhanced Radiological, Nuclear, and Industrial Decontamination
DE102010028457A1 (de) * 2010-04-30 2011-11-03 Areva Np Gmbh Verfahren zur Oberflächen-Dekontamination

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3803295A (en) * 1972-03-06 1974-04-09 Atomic Energy Commission Method for removing iodine from nitric acid
US3873362A (en) * 1973-05-29 1975-03-25 Halliburton Co Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces
CH619807A5 (sv) * 1976-04-07 1980-10-15 Foerderung Forschung Gmbh
US4172786A (en) * 1978-09-29 1979-10-30 Nasa Ozonation of cooling tower waters
US4287002A (en) * 1979-04-09 1981-09-01 Atomic Energy Of Canada Ltd. Nuclear reactor decontamination
US4437999A (en) * 1981-08-31 1984-03-20 Gram Research & Development Co. Method of treating contaminated insoluble organic solid material
SE435329B (sv) * 1983-02-09 1984-09-17 Studsvik Energiteknik Ab Dekontaminering av tryckvattenreaktorer
CA1229480A (en) * 1983-07-12 1987-11-24 Alexander P. Murray Ozone oxidation of deposits in cooling systems of nuclear reactors

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1990001774A1 (en) * 1988-08-11 1990-02-22 Studsvik Ab Decontamination method

Also Published As

Publication number Publication date
DE3566591D1 (en) 1989-01-05
US4704235A (en) 1987-11-03
KR850700284A (ko) 1985-12-26
SE8401336D0 (sv) 1984-03-09
EP0174317B1 (en) 1988-11-30
ES540671A0 (es) 1986-10-16
SE8401336L (sv) 1985-09-10
WO1985004279A1 (en) 1985-09-26
JPH0549080B2 (sv) 1993-07-23
JPS61501338A (ja) 1986-07-03
EP0174317A1 (en) 1986-03-19
ES8700784A1 (es) 1986-10-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE451915B (sv) Forfarande for dekontaminering av tryckvattenreaktorer
US4226640A (en) Method for the chemical decontamination of nuclear reactor components
US3873362A (en) Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces
US4481040A (en) Process for the chemical dissolution of oxide deposits
US4287002A (en) Nuclear reactor decontamination
US4729855A (en) Method of decontaminating radioactive metal surfaces
EP0138289A1 (en) Improvements in or relating to the decontamination of metal surfaces in nuclear power reactors
CA2614249C (en) Method for the decontamination of an oxide layer-containing surface of a component or a system of a nuclear facility
US4731124A (en) Application technique for the descaling of surfaces
US5093073A (en) Process for the decontamination of surfaces
JP2014092442A (ja) 除染廃液処理方法
CH626741A5 (en) Process for the chemical decontamination of nuclear reactor components
SE435329B (sv) Dekontaminering av tryckvattenreaktorer
CH642475A5 (de) Verfahren zur chemischen dekontamination von bauteilen.
TWI675380B (zh) 在核反應器之冷卻系統中金屬表面之去污方法
US3258429A (en) Decontamination solution and method
JPH02502759A (ja) 汚染除去方法
Tanihara Influence of various additives on the sorption of cesium from strong nitric acid medium on potassium cupric ferrocyanide
Arvesen et al. Decontamination of PWRs
Efremenkov et al. Decontamination as a part of decommissioning and maintenance work at nuclear installations
JPH01242792A (ja) 化学除染剤
US6702902B1 (en) Method and device for radioactive decontamination of a steel wall
Torok Nuclear reactor decontamination
US4507227A (en) Comminuting irradiated ferritic steel
Pick Decontamination of PWR structural surfaces

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8401336-6

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed