SE521742C2 - Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggning - Google Patents
Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggningInfo
- Publication number
- SE521742C2 SE521742C2 SE9701896A SE9701896A SE521742C2 SE 521742 C2 SE521742 C2 SE 521742C2 SE 9701896 A SE9701896 A SE 9701896A SE 9701896 A SE9701896 A SE 9701896A SE 521742 C2 SE521742 C2 SE 521742C2
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- container
- fluid
- fuel assembly
- radioactive
- coating
- Prior art date
Links
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 16
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 title claims description 20
- 238000000576 coating method Methods 0.000 title claims description 20
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 40
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 33
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims abstract description 13
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 claims abstract description 6
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 24
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 20
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 20
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 19
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 17
- 238000013016 damping Methods 0.000 claims description 10
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 8
- 230000008021 deposition Effects 0.000 abstract 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 3
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 2
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 2
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 description 1
- 230000001976 improved effect Effects 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000004091 panning Methods 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 238000003892 spreading Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/001—Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
- G21F9/005—Decontamination of the surface of objects by ablation
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Cleaning In General (AREA)
Description
lO 15 20 25 30 35 , » » . » | 521 742 tiklar. I äldre nukleära anläggningar innehåller en del komponenter i reaktor- och matarvattenkretsen, såsom ventiler, koboltrika material, vilket ökar mängden utlöst kobolt. De i reaktorvattnet och matar- vattnet utlösta metallerna avsätts på ytor i kretsen i oxidform, såsom s.k. crud. Crud-beläggningen före- ligger såsom olika former av metalloxider och dessa utsätts när de t.ex. befinner sig på kapslingsrör för kärnbränsle, för stark neutronstràlning. Därvid om- vandlas metallatomerna i crud-beläggningen till andra isotoper, varvid en del av dessa är radioaktiva. Par- tiklar lossnar och joner utlöses fràn den radioaktiva crud-beläggningen och överförs på så sätt till vatt- net. Partiklarna och jonerna transporteras därmed med reaktorvattnet till utanför själva härden belägna de- lar och sprider därvid radioak iviteten dit. De ra- dioaktiva partiklarna och jonerna avsätts sedan på ytor 'utanför härden i form av en sekundärt avsatt crud-beläggning. Följaktligen. uppkommer även en ra- dioaktiv' crud-beläggning' utanför' härden, vilken. bi- drar till att utsätta personalen för strålning, fram- för allt gammastràlning, i samband med exempelvis un- derhàlls- och reparationsarbeten.
Det är följaktligen önskvärt att undvika att allt för stora mängder crud förekommer hos bränslepatronerna, vilka var och en innefattar ett flertal kapslingsrör, i den nukleära anläggningen. Detta kan exempelvis ske genom att de crud-skikt som vid reaktorns drift bil- das pà bränslepatronernas, d.v.s. kapslingsrörens ytor' med jämna. mellanrum. avlägsnas fràn. dessa ytor och. tas onl hand. Med. hänsyn till risken. att skada kapslingsrörens yta i samband med avlägsnandet av sá- dana crud-skikt är emellertid konventionell tidigare teknik i form av exempelvis behandling med kemikalier eller mekanisk bearbetning genom exempelvis slipning lO 15 20 25 30 35 521 742 Dessutom är det önskvärt att avlägsnandet för att und- olämplig. av crud-skikten kan ske relativt snabbt, vika en negativ inverkan på anläggningens effektivi- tet. eftersom ett försök att avlägsna hårt bunden crud som Det är inte nödvändigt att avlägsna all crud, föreligger närmast kapslingsrörens yta med största sannolikhet även kommer att medföra skadlig påverkan på dessa ytor. I stället bör man i. första hand se till att avlägsna löst bunden crud som föreligger utanpå det hårda bundna crud-skiktet eller -skikten.
Enligt det japanska patentet JP 52-122793 har detta problem lösts medelst en anordning som innefattar en behållare som är inrättad att inhysa en bränslepatron och förbunden med en krets medelst vilken ett medium bestående av en blandning av flytande och fasta par- tiklar, exempelvis vatten och is, matas in i och ige- nom behållaren. Mediet kommer därvid att röra sig ut- med de kapslingsrör som ingår i bränslepatronen och därvid. genonl abrasion. lösgöra de löst bundna crud- skikt Mediet för med sig det från bränslepatronen avlägsnade crud- som föreligger på dessa kapslingsrör. materialet, vilket därefter samlas i en i kretsen in- gående filteranordning. De fasta partiklarna är så- dana att de smälter och bildar en flytande fas allt eftersom de passerar den varma bränslepatronen. Däri- genom undviker man att sådana fasta partiklar i någon större omfattning behöver tas om hand i filteranord- ningen. För att uppnå en jämnt fördelad abrasion ut- med bränslepatronens längd är kretssystemet anordnat att omväxlande mata mediet i en första respektive andra riktning igenonl behållaren. Öppningar år för detta ändamål anordnade i motsatt ändväggar hos be- hållaren. Denna anordning har dock inte kommit till kommersiell användning, troligtvis på grund av för höga strålningsnivåer. 10 15 20 25 30 35 'Y Hm 521 742 SAMMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Ett syfte med den föreliggande uppfinningen. är att tillhandahålla en anordning för avlägsnande av en ra- dioaktiv beläggning från en bränslepatron i en nuk- leär anläggning, vilken. anordning är av sådan. kon- att litet läckage av radioaktiv strålning som möjligt. Bränsle- struktion den ger upphov till ett så patronen skall kunna återanvändas efter behandlingen.
Detta syfte uppnås medelst den inledningsvis definie- rade anordningen, vilken är kännetecknad av att åt- minstone de andra medlen är anordnade i ett gam- mastràlningsdämpande medium.
Därigenom undviks i synnerhet att gammastrålning från det radioaktiva. material son1 mottagits av' de andra medlen läcker ut i omgivningen och försvårar för eller förhindrar personal att vistas i nämnda omgiv- ning.
Enligt ett föredraget utförande av anordningen enligt uppfinningen innefattar de andra medlen ett filter, inrättat att separera det lösgjorda, radioaktiva ma- terialet från fluidet. Därigenom tillåter anordningen att det radioaktiva materialet samlas upp där detta är omgivet av det gammastrålningsdämpande mediet, samtidigt som det använda fluidet kan transporteras vidare och eventuellt av de första medlen åter matas in i behållaren för fortsatt avlägsnade av den radio- aktiva beläggningen.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- ningen enligt uppfinningen innefattar det gammastrål- ningsdämpande mediet vatten. Därigenonl uppnås bl.a. fördelen av att ett tillgängligt och lätt hanterbart lO 15 20 25 30 35 521 742 medium används. Bl.a. tillåter det en relativt pro- blemfri hantering av de andra medlen under det att de befinner sig i det gammasträlningsdämpande mediet.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- ningen enligt uppfinningen är behållaren anordnad i det gammastrålningsdämpande mediet. Därigenom undviks effektivt att be- hållaren till omgivningen. Då det gammastrålningsdäm- gammastrålning läcker ut från pande mediet innefattar en sådan 'vätska soul vatten har det dessutom fördelen av att åstadkomma kylning av behållaren, som omger den oftast heta bränslepat- rOIleIl .
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- ningen enligt uppfinningen är de andra medlen och be- hållaren anordnade i en bassäng, vilken är fylld med det gammastrålningsdämpande mediet. Därigenom uppnås fördelen att det radioaktiva materialet som avlägsnas från bränslepatronen och transporteras till de andra hela det dämpande mediet, så att det radioaktiva materialets medlen tiden omges av gammastrålnings- stràlning till omgivningen minimeras under det att det transporteras till det filter där det separeras från fluidet och. omhändertas. Dessuton1 är en sådan lösning bl.a. fördelaktig av utrymmesskäl.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- enligt fluidet en företrädes- ningen uppfinningen innefattar blandning av vätska och fasta partiklar, vis en blandning av vatten och is. Därigenom kommer lösgöringen av det radioaktiva materialet, belägg- ningen, från bränslepatronen att ske företrädesvis då de fasta partiklarna tillsammans med vätskan förflyttar genom abrasion, sig utmed bränslestavarnas längd. I synnerhet då fluidet innefattar en blandning lO l5 20 25 30 35 521 742 av vatten och is kommer isen att smälta under passa- gen utmed bränslestavarna och slutligen lämna behål- laren i vätskefas. Därigenom undviks att dessa fasta partiklar senare fångas upp av filtret för mottagning av det radioaktiva materialet. Det åtminstone inled- ningsvis fasta partiklarna kan naturligtvis även in- nefatta något annat lämpligt smältbart material än men is har framför allt förde- så att det kan bilda en homogen blandning med vätskan då denna ut- is, t.ex. en polymer, len av att innefatta vattenmolekyler, görs av vatten.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- ningen enligt uppfinningen innefattar fluidet en gas.
Därigenom skapas en turbulens hos fluidet då det ma- tas igenom behållaren med bränslestavarna, vilket re- sulterar i att de fasta partiklarna når längre utmed bränslepatronen innan de smälter, varigenom en mer jämnt fördelad abrasiv verkan uppnås utmed bränsle- patronens längd. Alternativt kan man även betrakta detta som att en mindre mängd fasta partiklar erford- ras för att uppnå ett resultat motsvarande det som uppnås utan gas. Tidigare teknik söker uppnå en lik- nande effekt genom att omväxlande mata fluidet igenom behållaren från olika håll. nyttjandet av gas med en sådan lösning enligt tidi- Genom att kombinera ut- gare teknik kan en ytterligare förbättrad effekt upp- nås.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av anord- ningen enligt uppfinningen innefattar gasen luft.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande innefat- tar anordningen medel inrättade att sända infraljud Infraljudet till spänningar i den radioaktiva beläggningen, vilket un- mot bränslepatronen. ger upphov 10 15 20 25 30 35 5-21 742 derlättar lösgörandet av nämnda beläggning från bränslepatronen.
Enligt ytterligare ett utförande innefattar anord- ningen ett organ inrättat att rotera bränslepatronen.
Därigenom garanteras en uniform strömning över bräns- lepatronens tvärsnitt och undviks att stràk med vä- sentligt skiljaktiga strömningsförhàllanden uppstår.
Detta effekt. resulterar i sin tur i en förhöjd abrasiv Enligt ytterligare ett föredraget utförande innefat- tar anordningen medel inrättade att värma åtminstone en del av det fluidum. som matas in i behållaren.
Dessa medel är företrädesvis anordnade att periodvis kraftigt värma fluidet, så att temperaturväxlingar erhålls hos det fluidum som passerar utmed bränsle- patronen. Temperaturväxlingarna hos fluidet resulte- rar i temperaturchocker för den radioaktiva belägg- ningen, vilket i sin tur resulterar i en ökad grad av sprickbildning i och lättare lösgöring av denna.
Ytterligare fördelar med och särdrag hos den förelig- gande uppfinningen kommer att framgà av den följande detaljerade beskrivningen samt av övriga osjälvstän- diga patentkrav.
KORT BESKRIVNING AV RITNINGARNA Den föreliggande uppfinningen skall härefter i exemp- lifierande men icke begränsade syfte beskrivas mer detaljerat med hänvisning till de bifogade ritning- arna, på vilka: Fig l visar ett första utförande av anordningen en- ligt uppfinningen, positionerad i en bassäng, och 10 15 20 25 30 35 .ningsenliga anordningen, 521 742 Fig 2 visar ett andra utförande av anordningen en- ligt uppfinningen, positionerad i en bassäng.
DETALJERAD BESKRIVNING AV FÖREDRAGNA UTFÖRANDEN I Fig 1. och 2 visas två utföranden av den uppfin- vilka skiljer sig från var- andra genom att den i Fig 1 visade anordningen defi- nierar en öppen krets för transport av ett rengö- ringsfluidum, medan den. i Fig 22 visade anordningen definierar en sluten krets för nämnda transport.
Anordningen är inrättad för avlägsnande av en radio- aktiv beläggning från en bränslepatron l i en nukleär anläggning. För detta ändamål innefattar anordningen en behållare 2, vilken inhyser bränslepatronen l.
Dessutom innefattar den första medel 3, 4, 5 som är inrättade att mata ett fluidum in i. och igenom be- hållaren 2, varvid fluidet är ägnat att genom abra- sion lösgöra beläggningen från bränslepatronen l och transportera sålunda radioaktivt lösgjort, belägg- ningsmaterial ut ur behållaren 2. 7 vilka är inrättade att mottaga det av fluidet ur behållaren l Anordningen innefattar även andra medel 6, transporterade, radioaktiva materialet. Dessa andra medel 6, 7 hos vilken ett filter är inrättat att separera det innefattar' därvid en filteranordning 6, lösgjorda, radioaktiva materialet från fluidet. Dess- utom innefattar de en rörledning 7, vilken sträcker sig från behållaren l till filtret 6 och är inrättad för transport av fluidet och det lösgjorda, radioak- tiva materialet.
De första medlen 3, 14, 5 innefattar en inmatnings- tratt 3 för fasta partiklar, i detta fall ispartik- lO 15 20 25 30 35 521 742 i vilken de fasta partiklarna blandas med en vätska, i detta fall vatten, vilken pumpar vätskan till den första lar, en första pump 4, och en andra pump 5, pumpen 4. Den första pumpen 4 är därvid anordnad att suga in de fasta partiklarna som matas från inmat- ningstratten 3.
Anordningen är inrättad. i en. bassäng 8, vilken är fylld med ett gammastràlningsdämpande medium, i detta fall vatten. hyser bränslepatronen 1, I synnerhet är behållaren 2, vilken in- samt de andra medlen 6, 7 anordnade på ett avsevärt djup för att undvika att företrädesvis läcker ut strålning, gammastrålning, från bassängen i någon större mängd via vätskeytan 9.
Den andra pumpen 5, vilken förser den första pumpen 4 och behållaren 2 med vätska är enligt Fig l förbunden med en extern vätskekälla. Därvid är även de andra medlen 6, 7 via en ledning 11 förbundna med en in- rättning eller liknande (icke visad) för omhänderta- gande av det vätskeformade fluidum som passerat filt- ret 6 och. därvid. separerats från radioaktivt mate- rial. En öppen krets föreligger sålunda.
I utförandet enligt Fig 2 är emellertid den andra pumpen 5 förbunden med filtret 6 via en ledning 12, varvid pumpen 5 är inrättad att åter pumpa den vätska som passerat genom filtret 6 till den första pumpen 4 och behållaren 2. Fig 22 beskriver följaktligen ett slutet system. Det förtjänar emellertid att nämnas att det slutna systemet enligt Fig 2 efter åtminstone en tids användning fordrar någon form av vätsketöm- ning, eftersom tillförseln av fasta partiklar som se- dan smälter och bildar vätskefas leder till en suc- cessiv ökning av mängden vätska i kretsen enligt Fig 2. . « « . .- 10 15 20 25 30 35 521 742 .. ,.. 10 Den första pumpen 4 är även inrättad att suga in en i detta fall luft, blandningen av vätska och fasta partiklar pumpas in i gas, som sedan tillsammans med och igenom behållaren 2. Företrädesvis är den första pumpen 4 inrättad att suga in gasen tillsammans med Fluidet, vilket följaktligen i form av vatten, de fasta partiklarna. innefattar en vätska, en gas i form av luft och fasta partiklar i form av is pumpas på så sätt in i och igenom behållaren 2, vilken innefattar bränslepatronen Jq vilken i. sin. tur, på. känt sätt, innefattar ett flertal kapslingsrör för kärnbränsle.
Tack vare inverkan av bl.a. till turbulens, av behållaren 2 næd abrasiv verkan på den crud-be- gasen, vilken ger upphov kan en relativt snabb genomspolning som föreligger på utsida läggning kapslingsrörens ske. Framför allt lös crud-beläggning avlägsnas och av driftstekniska och ekonomiska skål är det efter- strävansvärt att denna behandling sker under så kort tid som möjligt så att bränslepatronen l så snart som drift. skiljaktig från den bassäng i vilken bränslepatronen möjligt kan sättas i Bassängen. 8 är därvid är anordnad vid drift. Behandlingstiden uppgår till ca 15 minuter eller mindre. (14) att sända infraljud mot bränslepatronen (1). (14) ventionellt slag och är enbart schematiskt antydda i Fig l och 2. bart anordnad i behållaren (2), inrättade Medlen innefattar lämpligtvis en infraljudkälla av kon- Anordningen innefattar vidare medel Dessutom är bränslepatronen (1) roter- och anordningen inne- fattar ett organ (15), här en schematiskt antydd mo- (1). rotationsaxel sammanfaller därvid med dess tor, inrättat att rotera patronen Bränslepatro- nens (1) längdaxel. 10 15 20 25 30 , . . . .4 521 742 ll Anordningen innefattar vidare i Fig 1 och 2 schema- tiskt antydda medel (16) tone en del av det fluidum som matas in i behållaren inrättade att värma åtmins- (2). Medlen (16) är företrädesvis inrättade att peri- odvis uppvärma det vatten som tillförs behållaren (2). Då varmvatten bringas att flyta in i behållaren (2) sker lämpligtvis ingen inmatning av is till flui- det.
För att uppnå en så kort behandlingstid som möjligt fordras fasta partiklar och gas leds in i behållaren 2. Vid behand- ling av en kokarvattenreaktorpatron bör vätskeflödet 10-50 kg/s, 15-35 kg/s och mest föredraget 20-25 kg/s. För en tryckvat- att en lämplig blandning av vätska, vara approximativt företrädesvis tenreaktorpatron är motsvarande siffror 50-200 kg/s, 75-150 kg/s och 100-125 kg/s. Approximativt 1 kg luft tillsätts per 20 liter vätska, i detta fall vatten.
Isflödet är 30-70% av vätskeflödet.
Mängden tillförd is är företrädesvis så låg som möj- ligt approximativt inom detta intervall, och om möjligt t.o m. lägre. De fasta partiklarnas, d.v.s. ispartiklarnas storlek är av i storleksordningen 5 x 5 X 5 mm.
Naturligtvis kommer en rad varianter och alternativa utföringsexempel att vara uppenbara för fackmannen inom området utan att denne därför frängår själva uppfinningen. Uppfinningen skall därför vara definie- rad enbart av vad som framgår av de bifogade kraven, ritningen och beskrivningen i övrigt.
Claims (13)
1. Anordning för avlägsnade av en radioaktiv beläggning från en bränslepatron (1) i en nukleär anläggning, innefattande - en behållare (2), inrättad att inhysa bränslepatronen, -första medel (3, 4, 5), inrättade för att mata ett fluidum in i och igenom behållaren (2), vilket fluidum år ägnat att genom abra- sion lösgöra beläggningen från bränslepatronen (1) och trans- portera radioaktivt beläggningsmaterial ut ur behållaren (2) - andra medel (6, 7) inrättade mottaga det av fluidet ut ur behålla- ren (2) transporterade, radioaktiva materialet, och varvid åtmin- stone de andra medlen (6, 7) är anordnade i ett gammastrål- ningsdåmpande medium, kännetecknad av att den innefattar medel (16) inrättade att kraftigt värma åtminstone en del av det fluidum som matas in i behållaren (2).
2. Anordning enligt krav 1, kännetecknad av att de andra medlen (6, 7) innefattar ett filter (6), inrättat att separera det lösgjorda, radioaktiva materialet från fluidet.
3. Anordning enligt krav 1 eller 2, kännetecknad av att det gammastrålningsdåmpande mediet innefattar vatten.
4. Anordning enligt något av kraven 1-3, kännetecknad av att behållaren (2) är anordnad i det gammastrålningsdåmpande mediet.
5. Anordning enligt något av kraven 1-4, kännetecknad av att de andra medlen (6, 7) och behållaren (2) är anordnade i en bassäng (8), vilken år fylld med det gammastrålningsdåmpande mediet.
6. Anordning enligt något av kraven 1-5, kännetecknad av att fluidet innefattar en blandning av vätska och fasta partiklar. 10 15 20 521 742 1.3
7. Anordning enligt något av kraven 1-6, kännetecknad av att fluidet innefattar en blandning av vatten och is.
8. Anordning enligt något av kraven 1-7, kännetecknad av att fluidet innefattar en gas.
9. Anordning enligt krav 8, kännetecknad av att gasen inne- fattar luft.
10. Anordning enligt något av kraven 1-9, kännetecknad av att den innefattar medel (14) inrättade att sända infraljud mot bränslepatronen (1).
11. Anordning enligt något av kraven 1-10, kännetecknad av att den innefattar ett organ (15) inrättat att rotera patronen (1).
12. Anordning enligt något av kraven 1-11, kännetecknad av att bränslepatronen (1) innefattar ett flertal bränslekapslingsrör (13).
13. Anordning enligt något av kraven 1-12, kännetecknad av att beläggningen innefattar lös crud.
Priority Applications (9)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9701896A SE521742C2 (sv) | 1997-05-21 | 1997-05-21 | Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggning |
AU75620/98A AU7562098A (en) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | A device for removing a radioactive deposition |
JP55030398A JP2001525939A (ja) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | 放射線堆積物除去装置 |
EP98923294A EP0996954B1 (en) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | A device for removing a radioactive deposition |
DE69813822T DE69813822T2 (de) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | Vorrichtung zum entfernen radioaktiver abscheidungen |
ES98923294T ES2195340T3 (es) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | Dispositivo para la eliminacion de depositos radioactivos. |
PCT/SE1998/000973 WO1998053464A1 (en) | 1997-05-21 | 1998-05-20 | A device for removing a radioactive deposition |
TW087109384A TW436808B (en) | 1997-05-21 | 1998-06-12 | A device for removing a radioactive deposition |
US10/188,109 US6718002B2 (en) | 1997-05-21 | 2002-07-03 | Method and device for removing radioactive deposits |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9701896A SE521742C2 (sv) | 1997-05-21 | 1997-05-21 | Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggning |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE9701896D0 SE9701896D0 (sv) | 1997-05-21 |
SE9701896L SE9701896L (sv) | 1998-11-22 |
SE521742C2 true SE521742C2 (sv) | 2003-12-02 |
Family
ID=20407026
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE9701896A SE521742C2 (sv) | 1997-05-21 | 1997-05-21 | Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggning |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0996954B1 (sv) |
JP (1) | JP2001525939A (sv) |
AU (1) | AU7562098A (sv) |
DE (1) | DE69813822T2 (sv) |
ES (1) | ES2195340T3 (sv) |
SE (1) | SE521742C2 (sv) |
TW (1) | TW436808B (sv) |
WO (1) | WO1998053464A1 (sv) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2000072328A1 (de) * | 1999-05-21 | 2000-11-30 | Framatome Anf Gmbh | Vorrichtung zur reinigung und/oder dekontamination von brennelementen |
FR2803083B1 (fr) * | 1999-12-24 | 2002-05-10 | Framatome Sa | Procede et dispositif de nettoyage d'un assemblage de combustible d'un reacteur nucleaire |
DE102011050633B4 (de) * | 2011-05-26 | 2017-02-23 | Siempelkamp NIS Ingenieurgesellschaft mbH | Verfahren und Anordnung zum Entfernen von Partikeln aus einer Flüssigkeit |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5840719B2 (ja) * | 1976-04-09 | 1983-09-07 | 株式会社日立製作所 | 原子炉施設における使用中の核燃料体の洗浄装置 |
DE3232539A1 (de) * | 1982-09-01 | 1984-03-01 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Wasserbecken zum lagern von kernreaktorbrennelementen |
US4655847A (en) * | 1983-09-01 | 1987-04-07 | Tsuyoshi Ichinoseki | Cleaning method |
DE4129362A1 (de) * | 1991-09-04 | 1992-05-14 | Ulrich Nestler | Anordnung und verfahren einer autonomen brennelement-spueleinrichtung |
-
1997
- 1997-05-21 SE SE9701896A patent/SE521742C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1998
- 1998-05-20 ES ES98923294T patent/ES2195340T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1998-05-20 AU AU75620/98A patent/AU7562098A/en not_active Abandoned
- 1998-05-20 EP EP98923294A patent/EP0996954B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1998-05-20 DE DE69813822T patent/DE69813822T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1998-05-20 WO PCT/SE1998/000973 patent/WO1998053464A1/en active IP Right Grant
- 1998-05-20 JP JP55030398A patent/JP2001525939A/ja active Pending
- 1998-06-12 TW TW087109384A patent/TW436808B/zh not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0996954B1 (en) | 2003-04-23 |
SE9701896L (sv) | 1998-11-22 |
DE69813822T2 (de) | 2003-12-24 |
EP0996954A1 (en) | 2000-05-03 |
ES2195340T3 (es) | 2003-12-01 |
JP2001525939A (ja) | 2001-12-11 |
SE9701896D0 (sv) | 1997-05-21 |
AU7562098A (en) | 1998-12-11 |
DE69813822D1 (de) | 2003-05-28 |
TW436808B (en) | 2001-05-28 |
WO1998053464A1 (en) | 1998-11-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR102202987B1 (ko) | 액체의 방사성핵종의 제거를 위한 장치 및 방법 | |
US3778938A (en) | Method for decontamination of surfaces of nuclear reactor components | |
US3895465A (en) | Cleaning contaminated surfaces of nuclear power plants and recovery of removed surface particles | |
JP6270880B2 (ja) | 化学除染実施方法 | |
US3894364A (en) | Method of cleaning nuclear power plants | |
SE521742C2 (sv) | Anordning för avlägsnande av en radioaktiv beläggning | |
JPH04276596A (ja) | 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置 | |
EP2940695B1 (en) | Systems for reducing surface deposition and contamination | |
US5377244A (en) | Apparatus and method for chemically decontaminating a PWR reactor coolant system | |
Park et al. | Chemical decontamination design for NPP decommissioning and considerations on its methodology | |
US6718002B2 (en) | Method and device for removing radioactive deposits | |
JPS5840719B2 (ja) | 原子炉施設における使用中の核燃料体の洗浄装置 | |
EP0633982A1 (en) | DEVICE FOR PUMPING LIQUIDS. | |
JPH032697A (ja) | 微粒子研磨材による配管内面に強固に付着している放射性腐食生成物及び放射性汚染物を除去する流動研磨除染法及び装置 | |
JP5579781B2 (ja) | 高線量放射性核種廃液処理装置 | |
JPS6244640B2 (sv) | ||
JPS6321597A (ja) | Fbr使用済燃料洗浄法及び装置 | |
JPS5937480B2 (ja) | 原子炉非常用炉心冷却系配管充水設備 | |
JP2011099801A (ja) | 原子炉ウェルカバーおよび原子炉点検方法 | |
JPS5966317A (ja) | ストレ−ナ自動洗浄装置 | |
Davis et al. | Waste on wheels bulk waste retrieval system a program for accelerating waste removal from savannah river waste tanks | |
Willis | Today's Nuclear Challenge: Maintenance and Radiation Exposure | |
JP2013170882A (ja) | 原子力機器の補修方法及び補修装置 | |
Abel et al. | Residual Radionuclide Distribution and Inventory at the Dresden Unit One Nuclear Generating Plant | |
Ping et al. | AVANTech's Desludging and Water Processing Efforts in Support of the Enrico Fermi Power Plant 2 Torus Recoat Project–21224 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |