TWI713864B - 修理燃料整件的方法、製造燃料整件的方法及燃料整件 - Google Patents
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Abstract
為了有效地降低反應器水中的放射性濃度(radioactivity concentration)。於一具體實施例中，一種修理核反應器中燃料整件的方法，其包含將化合物施加到燃料整件的燃料棒的表面，該化合物含有選自TiO2
、TiCl4
、
Ti(OH)4
、TiF4
、TiCl3
、TiN、TiC、Ti(SO4
)2
、Ti3
O5
、
Ti(NO3
)4
、Al3
O3
、Al(OH)3
、AlCl3
、Al(NO3
)3
、Al2
(SO4
)3
、
WO2
、WO3
、WC16
、WF6
、(NH4
)10
W12
O41
･5H2
O、H2
WO4
及H4
WO5
所組成群組的至少一種物質。
Description
本文中所述具體實施例係關於修理(repair)燃料整件的方法、製造燃料整件的方法及燃料整件(fuel assembly)。
具有一或多個沸水型核反應器的核電廠固有的重要問題之一是如何降低核反應器操作者的輻射暴露水平，特別是在定期檢查時。
在核電廠中，當中子照射在元素(諸如用於形成發電廠的所有金屬中之反應器核心中的鈷和鎳)上時，會產生放射性物質。放射性物質移動到在核電廠中循環的冷卻水中，並且部分的放射性物質以其氧化物被吸收到管道(含有放射性物質的冷卻水流動通過之管道)的內表面。吸收的放射性物質是輻射暴露的主要來源。
已有建議諸如“Ni/Fe比控制”及“極低鐵-高鎳控制”之水質控制技術以降低核電廠中的輻射暴露水平。
使用“Ni/Fe比控制”下，引入到核反應器內部的給水被控制給水的鐵濃度，而實現相對於引入到核反應器內部的反應器水中的鎳之鐵過量狀態。在鐵過量狀態下，在與反應器水接觸的燃料棒表面上形成鎳鐵氧體(NiFe2
O4
)，其為鎳和鐵的複合氧化物，和鈷鐵氧體，其為鈷和鐵的複合氧化物。當中子照射到這些複合氧化物上時，它們部分地變成放射性物質。上引複合氧化物呈現低溶解度。然而，有這樣的情況出現：當核燃料的規格改變而順帶改變燃料棒表面周圍的環境時，此等複合氧化物的洗脫量增加並且放射性物質的洗脫量也增加。
為應對此等情況，已提出“極低鐵-高鎳控制”來替代“Ni/Fe控制”。使用“極低鐵-高鎳控制”下，採用濃度調節技術來實現相對於反應器水中鐵的鎳過量狀態。濃度調節的操作通常藉由移除金屬組分或藉由根據測量的金屬組分濃度注入水來執行。更具體地，執行濃度調節操作以產生給水中的鐵濃度不高於0.1 ppb並且反應器水中的鎳濃度超過0.2 ppb的狀態。然後，結果為在管道表面上產生緻密的鎳鐵氧體(NiFe2
O4
)相作為保護塗層膜，以便例如抑制發生放射性物質附著在接觸到反應器水的燃料棒表面的現象。
然而，使用“極低鐵-高鎳控制”下，可能有難以令人滿意地降低反應器水中放射性濃度的情況。更具體地說，使用“極低鐵-高鎳控制”下，除鎳鐵氧體(NiFe2
O4
)相外，還會有諸如氧化鎳(NiO)和氧化鈷(CoO)的金屬氧化物(其呈現對水的高溶解度)附著在與反應器水接觸的燃料整件(包括燃料棒)的表面上。因此，可能有這樣的情況：諸如氧化鎳和氧化鈷的金屬氧化物變成含有放射性物質並隨後它們溶解在反應器水中。然後，結果是可能發生反應器水中放射性濃度升高的情況。
因此，本發明所欲解決的問題是提供修理燃料整件的方法、製造燃料整件的方法及燃料整件，其可有效地降低反應器水中的放射性濃度(radioactivity concentration)。
詳細說明
於一具體實施例中，一種修理核反應器中燃料整件的方法係包含：將化合物施加到燃料整件的燃料棒的表面，該化合物含有選自TiO2
、TiCl4
、Ti(OH)4
、
TiF4
、TiCl3
、TiN、TiC、Ti(SO4
)2
、Ti3
O5
、Ti(NO3
)4
、
Al3
O3
、Al(OH)3
、AlCl3
、Al(NO3
)3
、Al2
(SO4
)3
、WO2
、
WO3
、WC16
、WF6
、(NH4
)10
W12
O41
･5H2
O、H2
WO4
及H4
WO5
所組成群組的至少一種物質。
(A)核電廠的整體構形
下面將參照圖1描述可應用之根據具體實施例之核電廠的主要部分。
如圖1所例示說明者，核電廠1包括核反應器10、主蒸汽系統20、凝給水系統30、餘熱移除系統40及冷卻水清理系統50。上述核電廠1的組件乃藉由使用金屬材料(諸如不鏽鋼及Ni系合金)形成。將於下面依序詳細描述形成核電廠1的組件。
核反應器10包括壓力容器11及反應器核心12，且反應器核心12係容置在壓力容器11中。於該具體實施例中，核反應器10是沸水型核反應器，而引入到壓力容器11內部的水(反應器水)藉由反應器核心12中產生的熱加熱而變成蒸汽。
主蒸汽系統20包括主蒸汽系統管道H20，並且其設置成使得在核反應器10中產生的蒸汽通過主蒸汽系統管道H20供應到蒸汽渦輪機21作為工作介質。於該具體實施例中，蒸汽渦輪機21可應用的通常包括高壓渦輪機21a和低壓渦輪機21b，並且所產生的蒸汽首先在高壓渦輪機21a中工作並且隨後在低壓渦輪機21b中工作。當驅動高壓渦輪機21a和低壓渦輪機21b時，發電機(未示出)被驅動而發電。從低壓渦輪機21b排出的蒸汽在冷凝器31中冷凝並液化。
凝給水系統30包括凝給水系統管道H30，並且因冷凝器31中的冷凝而產生的水(冷凝物)通過凝給水系統管道H30供給核反應器10。更具體地，在凝給水系統30中，包含在因冷凝器31中的冷凝而產生的水中的雜質依序藉由冷凝物過濾器32和冷凝物脫鹽器33移除。然後，水(給水)依序藉由低壓給水加熱器34和高壓給水加熱器35加熱，隨後將其供給核反應器10。在低壓給水加熱器34處，從高壓渦輪機21a排出的蒸汽通常通過管道H21b供給低壓給水加熱器34作為熱源介質，並且熱交換所產生的排水通過排水管H34流入凝給水系統管道H30。另一方面，在高壓給水加熱器35處，從高壓渦輪機21a提取的蒸汽通常通過管道H21供給高壓給水加熱器35作為熱源介質，並且熱交換所產生的排水通過排水管H35流入凝給水系統管道H30。
餘熱移除系統40包括餘熱移除系統管道H40，並且在此設置泵41和熱交換器42。安裝餘熱移除系統40是為了在核反應器10停機之後移除從核反應器10的反應器核心12產生的熱。在餘熱移除系統40處，從核反應器10引入到餘熱移除系統管道H40的水藉由泵41加壓然後供給到熱交換器42。然後，藉由泵供給到熱交換器42的水在熱交換器42中冷卻，並隨後返回到核反應器10。
冷卻水清理系統50包括冷卻水清理系統管道H50，並且在那裡配備熱交換器51、泵52和移除器53(過濾器-脫鹽器)。冷卻水清理系統管道H50以其相對端的一端連接到餘熱移除系統管道H40，連接位置位在管道H40上之相對於泵41為上游側處。另外，冷卻水清理系統管道H50以其相對端的另一端連接到凝給水系統管道H30，連接位置位在管道H30上之相對於高壓給水加熱器35為下游側處。在冷卻水清理系統50處，供給到冷卻水清理系統管道H50中的水藉由熱交換器51冷卻。然後，經冷卻的水藉由泵52加壓並供給到移除器53，並且包含在經冷卻的水中的雜質藉由移除器53移除。隨後，藉由熱交換器(未示出)升高該水的溫度，然後將水返回到核反應器10作為冷卻水。
(B)燃料整件100的組成
現在，下面將參照圖2描述待裝載在上述核電廠1的核反應器10的反應器核心12中之燃料整件100的主要部分。圖2示意性例示說明沿著垂直平面(xz平面)擷取之燃料整件100的橫截面圖。
如圖2所例示說明者，燃料整件100包括通道套盒(channel box)101、燃料棒102、水棒103、燃料間隔件104、上繫板106及下繫板107。
在燃料整件100中，通道套盒101是通常由金屬材料製成的管狀體。儘管未示出，但有通道套盒101形成，故而通常表示成與管的軸線正交的正方形橫截面。
燃料棒102之各者包括圓柱形燃料護套(fuel cladding)，其由金屬材料製成，並且呈複數個丸粒(未示出)形式的核燃料填充在燃料護套中。至少一個水棒103是通常由金屬材料製成的管狀體。因此，複數個燃料棒102和至少一個水棒103的束設置在通道套盒101的內部而呈現正方形網格狀橫截面。
配備有燃料間隔件104，以使於軸向上將複數個燃料棒102分開的間隙和將燃料棒102與至少一個水棒103分開的間隙保持為恆定值。
上繫板106設置在通道套盒101的頂端側，以在燃料棒102和水棒103各自的頂端部分處牢牢地固定燃料棒102和水棒103。另外，上繫板106配備有形成在其上表面上的手柄105。
下繫板107設置在通道套盒101的底端側，以在燃料棒102和水棒103各自的底端部分牢牢地固定燃料棒102和水棒103。更具體地，燃料棒102和水棒103藉由下端塞109牢牢地固定到下繫板107的網絡部分108。
當核電廠運行時，反應器水W通過下繫板107流入燃料整件100的通道套盒101中，然後其在通道套盒101中向上流動。此時，反應器水W被燃料棒102的熱量煮沸並變成蒸汽。然後，產生的蒸汽通過上繫板106從通道套盒101流出。之後，將蒸汽供給蒸汽渦輪機21(參見圖1)作為工作介質。
(C)核電廠的水質控制方法
現在，下面將參照圖3和4描述根據具體實施例之有用於核電廠水質控制的修理燃料整件的方法、製造燃料整件的方法和燃料整件。圖3和圖4之各者是與反應器水W(冷卻水)接觸的燃料整件100的表面部分的放大視圖。在圖3和4之各者例示說明燃料整件100所包括燃料棒102的表面的同時，這些例示說明也適用於燃料整件100所包括的其他構件。
當將“極低鐵-高鎳控制”用作水質控制方法(產生給水中鐵濃度不高於0.1 ppb和反應器水中的鎳濃度超過0.2 ppb的狀態)時，如圖3例示說明者，鎳鐵氧體200在燃料棒102的表面上沉澱。同時，由於鎳離子在反應器水W中過量存在超過生產鎳鐵氧體200所需的量，因此氧化鎳210也沉澱在燃料棒102的表面上。額外地，氧化鈷220也沉澱。氧化鎳210和氧化鈷220通常在燃料棒102的表面上呈氧化物混合物的顆粒產生，並且也在燃料棒102的表面上呈隔離的氧化物顆粒產生。
如上所述，氧化鎳210和氧化鈷220二者都是呈現對水的高溶解度的金屬氧化物。因此，當氧化鎳210和氧化鈷220在其等含有放射性物質的狀態下溶解在反應器水W中時，反應器水W中的放射性濃度升高。
因此，根據該具體實施例，在燃料棒102的表面上形成低溶解度化合物310，其在熱力學上比氧化鎳210和氧化鈷220更安定並且呈現對反應器水W的低溶解度。
更具體地，為此目的，執行了藉由使氧化鎳210和氧化鈷220與安定劑300反應來形成這種低溶解度化合物310的方法。
於該具體實施例中，使用例如氧化鈦(TiO2
)作為安定劑300。
然後，由反應式(1)和(2)表示之在氧化鎳210 (NiO)與氧化鈦(TiO2
)(其為安定劑300)之間的化學反應自發地在核反應器10的內部發生。然後，結果是鈦酸鎳(NiTiO3
，Ni2
TiO4
)作為低溶解度化合物310生成。
另外，由反應式(3)和(4)表示之在氧化鈷220 (CoO)與氧化鈦(TiO2
)(其為安定劑300)之間的化學反應自發地在核反應器10的內部發生。然後，結果是鈦酸鈷(CoTiO3
，Co2
TiO4
)作為低溶解度化合物310生成。
用於此目的的安定劑300較佳是其之組成包括至少一種選自鈦(Ti)、鋁(Al)和鎢(W)的元素的化合物。
更具體地，作為安定劑300，除了上述氧化鈦(TiO2
)之外，下面列出的鈦化合物的任一者都可以合適地使用。
TiCl4
、Ti(OH)4
、TiF4
、TiCl3
、TiN、TiC、
Ti(SO4
)2
、Ti3
O5
及Ti(NO3
)4
。
另外，作為安定劑300，下面列出的鋁化合物和鎢化合物之任一者可以合適地使用。
Al2
O3
、Al(OH)3
、AlCl3
、Al(NO3
)2
、Al2
(SO4
)3
。
WO2
、WO3
、WCl6
、WF6
、
(NH4
)10W12
O41
･5H2
O、H2
WO4
、H4
WO5
。
例如，由下面所示的反應式(5)表示之在氧化鎳210 (NiO)與氧化鋁(AL2
O3
)(其為安定劑300)之間的化學反應自發地在核反應器10的內部發生，以產生低溶解度化合物310 (NiAl2
O4
)。類似地，由下面所示的反應式(6)表示之在氧化鎳210 (NiO)與三氧化鎢(WO3
)(其為安定劑300)之間的化學反應自發地在核反應器10的內部發生，以產生低溶解度化合物310 (NiWO4
)。
注意，在280℃下的標準生成吉布斯能ΔfG°對於NiO為-188.276 KJ/mol，對於CoO為-197.965 KJ/mol。另一方面，關於低溶解度化合物310，在280℃下的標準生成吉布斯能ΔfG°對於NiTiO3
為-1042.69 KJ/mol，對於CoTiO3
為-1061.255 KJ/mol，對於Co2
TiO4
為-1269.169 KJ/mol，對於NiAl2
O4
為-1696.177 KJ/mol和對於NiWO4
為 -939.149 KJ/mol。從上述值可以看出，上面列出的低溶解度化合物310在熱力學上比氧化鎳210和氧化鈷220更安定。
為了在燃料整件100的表面上形成低溶解度化合物310，通常在燃料棒102的表面上，首先要製備含有安定劑300的液體(液體製備步驟)。
所製備之含有安定劑300的液體是藉由將安定劑300溶解在溶劑中獲得的溶液或藉由將安定劑300分散在分散介質中獲得的分散體(懸浮液)。對於含有安定劑300的液體，溶劑或分散介質是水。考慮到晶間應力腐蝕開裂(intergranular stress corrosion cracking)，安定劑300的含量比較佳不大於10質量%。含有安定劑300的液體含有黏合劑(binder)，以改善安定劑300的黏合性(adhesiveness)。黏合劑是二氧化矽或聚有機矽氧烷。考慮到黏合性和晶間應力腐蝕開裂，相對於安定劑300，液體較佳含有0.01至2.5質量%的黏合劑。另外，當含有安定劑300的液體是分散體(懸浮液)時，較佳將分散劑加入到液體中以抑制安定劑300的附聚(agglomeration)。分散劑通常是氨或羧酸，並且考慮到晶間應力腐蝕開裂，相對於安定劑300，液體較佳含有不超過0.34質量%的分散劑。
接著，藉由將含有安定劑300的液體施加到表面上(液體施加步驟)而使安定劑300附著到在燃料整件100中的表面上，諸如與反應器水W(冷卻水)接觸的燃料棒102的表面。在此步驟中，通常藉由施加方法、浸漬方法、注入方法等使安定劑300附著到表面上。
當採用施加方法時，在核電廠停機時將燃料整件100從反應器水中取出(取出步驟)，並將含有安定劑300的液體噴灑到燃料整件的表面上或燃料棒102的表面上，而使得安定劑附著到該表面或該等表面(噴灑步驟)。此方法不僅適用於已裝載到核反應器中的燃料整件，也適用於在將燃料棒或燃料整件裝載到核反應器中之前的新燃料棒或新燃料整件。當此方法用於新的燃料棒時，沒有必要從核反應器中取出燃料整件。然後，簡單地將浸漬在冷卻水中的新燃料棒或新燃料整件從冷卻水中取出，並將含有安定劑的液體噴灑到其之表面上。
使用浸漬法時，在核電廠停機時將燃料棒102或者燃料整件從反應器水中取出(取出步驟)，並將燃料棒102或者燃料整件100浸漬於含有液體的浴中，該液體含有安定劑300(浸漬步驟)。然後，藉由從有燃料棒102或燃料整件100浸漬其中的液體拉出燃料棒102或燃料整件100，而使安定劑300附著在燃料棒102的表面上。此方法不僅適用於已裝載到核反應器中的燃料整件，也適用於在將燃料棒或燃料整件裝載到核反應器中之前的新燃料棒或新燃料整件。當此方法用於新的燃料棒時，沒有必要從核反應器中取出燃料整件。然後，簡單地將浸漬在冷卻水中的新燃料棒或新燃料整件從冷卻水中取出，並將彼浸漬於將液體保持在其中的浴中，該液體含有安定劑300，然後將彼從該浴中拉出。
當採用注入方法時，將含有安定劑300的液體注入到在核電廠1中循環的水中(也稱為冷卻水或反應器水)(添加步驟)。更具體地說，含有安定劑300的液體適當地例如從凝給水系統30的注入位置A30、從餘熱移除系統40的注入位置A40、以及還從冷卻水清理系統50的注入位置A50注入，如圖1所示。凝給水系統30的注入位置A30位於凝給水系統管道H30上之相對於高壓給水加熱器35為下游側處。餘熱移除系統40的注入位置A40位於餘熱移除系統管道H40上之介於泵41與熱交換器42之間處。冷卻水清理系統50的注入位置A50位於冷卻水清理系統管道H50上之相對於移除器53為下游側處。
在穩態操作期期間，鑑於水質標準值，連續注入含有安定劑300的液體，以使得在核電廠1循環的水(冷卻水)中的安定劑300的濃度不高於500 ppb。相反地，在啟動或停機的暫態期期間，控制注入含有安定劑300的液體的操作，以使在核電廠1循環的水(冷卻水)中的安定劑300濃度不高於10 ppm。
通常藉由基於檢測器(未示出)檢測到的安定劑300的濃度透過控制單元(未示出)之手段控制安定劑300的注射裝置(未示出)的操作來調節濃度。例如，當安定劑300的濃度高於預定水平時，暫停注入安定劑300的操作。另一方面，當安定劑300的濃度低於預定水平時，進行注入安定劑300的操作。
在如上所述將安定劑300附著到燃料整件100的表面之後，安定劑300與氧化鎳210和氧化鈷220之間的反應自發地在核反應器10的高溫環境中發生。因此，由於構成核電廠1的一些結構構件腐蝕造成鎳和鈷被氧化，故而產生氧化鎳210和氧化鈷220作為腐蝕產物。然後，氧化鎳210和氧化鈷220與安定劑300反應以產生低溶解度化合物310。
(D)結論(益處)
如上所述，根據該具體實施例，使得沉澱在燃料整件100之與反應器水接觸的部分表面上的金屬氧化物(氧化鎳210，氧化鈷220)與安定劑300彼此反應而產生低溶解度化合物310。於反應器水中低溶解度化合物310的溶解度低於金屬氧化物(氧化鎳210，氧化鈷220)的溶解度，且含有放射性物質的低溶解度化合物310幾乎不溶解在反應器水中。結果，可以抑制反應器水中放射性濃度的升高。因此，根據該具體實施例，可以降低反應器水中的放射性濃度。
特別是，當反應器水含有鎳離子並且反應器水中的鎳濃度超過0.2 ppb時，高度可溶的氧化鎳210易於沉澱為金屬氧化物。然而，根據該具體實施例，藉由使用安定劑300將氧化鎳210化學地改變成鎳化合物(其為低溶解度化合物310)，使得即使當反應器水中的鎳濃度超過0.2 ppb時，亦可以有效地抑制反應器水中放射性濃度的升高。
根據該具體實施例，安定劑300較佳為其之化學組成包括至少一種選自鈦、鋁和鎢的元素的化合物。然後，根據該具體實施例，可以容易地形成低溶解度化合物310。
(E)修改
儘管在上述具體實施例的描述中使氧化鎳210和氧化鈷220與安定劑300反應以產生低溶解度化合物310，但該具體實施例絕不是限於此種反應。低溶解度化合物310可以藉由使除氧化鎳210和氧化鈷220之外的金屬氧化物(例如氧化鐵、氧化鋅等)與安定劑300反應來產生。
雖然已經描述了某些具體實施例，但是這些具體實施例僅作為示例呈現，並且不旨在限制本發明的範圍。實際上，這裡描述的新穎具體實施例可以以各種其他形式體現；此外，在不脫離本發明的精神的情況下，可以對這裡描述的具體實施例的形式進行各種省略、替換和改變。所附申請專利範圍及其等同物旨在涵蓋落入本發明的範圍和精神內的這些形式或修改。
1‧‧‧核電廠
10‧‧‧核反應器
11‧‧‧壓力容器
12‧‧‧反應器核心
20‧‧‧主蒸汽系統
21‧‧‧蒸汽渦輪機
21a‧‧‧高壓渦輪機
21b‧‧‧低壓渦輪機
30‧‧‧凝給水系統
31‧‧‧冷凝器
32‧‧‧冷凝物過濾器
33‧‧‧冷凝物脫鹽器
34‧‧‧低壓給水加熱器
35‧‧‧高壓給水加熱器
40‧‧‧餘熱移除系統
41、52‧‧‧泵
42、51‧‧‧熱交換器
50‧‧‧冷卻水清理系統
53‧‧‧移除器
A30、A40、A50‧‧‧注入位置
H20‧‧‧主蒸汽系統管道
H21、H21b‧‧‧管道
H30‧‧‧凝給水系統管道
H34、H35‧‧‧排水管
H40‧‧‧餘熱移除系統管道
H50‧‧‧冷卻水清理系統管道
100‧‧‧燃料整件
101‧‧‧通道套盒
102‧‧‧燃料棒
103‧‧‧水棒
104‧‧‧燃料間隔件
105‧‧‧手柄
106‧‧‧上繫板
107‧‧‧下繫板
108‧‧‧網絡部分
109‧‧‧下端塞
200‧‧‧鎳鐵氧體
210‧‧‧氧化鎳
220‧‧‧氧化鈷
300‧‧‧安定劑
310‧‧‧低溶解度化合物
W‧‧‧反應器水
圖1為根據一具體實施例之核電廠的主要部分的示意性例示說明。
圖2為根據該具體實施例之待裝載在核電廠的反應器核心中之燃料整件的主要部分的示意性橫截面圖。
圖3為根據該具體實施例之燃料整件是如何有用於核電廠水質控制、修理此一燃料整件的方法、及製造此一燃料整件的方法的示意性例示說明。
圖4亦為根據該具體實施例之燃料整件是如何有用於核電廠水質控制、修理此一燃料整件的方法、及製造此一燃料整件的方法的示意性例示說明。
100‧‧‧燃料整件
101‧‧‧通道套盒
102‧‧‧燃料棒
103‧‧‧水棒
104‧‧‧燃料間隔件
105‧‧‧手柄
106‧‧‧上繫板
107‧‧‧下繫板
108‧‧‧網絡部分
109‧‧‧下端塞
W‧‧‧反應器水
Claims (3)
- 一種修理核反應器中燃料整件的方法，其包含：將化合物施加到該燃料整件的燃料棒的表面，該化合物含有選自TiO2、TiCl4、Ti(OH)4、TiF4、TiCl3、TiN、TiC、Ti(SO4)2、Ti3O5、Ti(NO3)4、Al3O3、Al(OH)3、AlCl3、Al(NO3)3、Al2(SO4)3、WO2、WO3、WC16、WF6、(NH4)10W12O41．5H2O、H2WO4及H4WO5所組成群組的至少一種物質，其中該將化合物施加包含：在該燃料整件周圍提供冷卻水；將含有該化合物的液體注入到該冷卻水中，其中該冷卻水含有超過0.2ppb的Ni離子。
- 一種修理燃料整件的方法，其包含：將化合物施加到該燃料整件的燃料棒的表面，該化合物含有選自TiO2、TiCl4、Ti(OH)4、TiF4、TiCl3、TiN、TiC、Ti(SO4)2、Ti3O5、Ti(NO3)4、Al3O3、Al(OH)3、AlCl3、Al(NO3)3、Al2(SO4)3、WO2、WO3、WC16、WF6、(NH4)10W12O41．5H2O、H2WO4及H4WO5所組成群組的至少一種物質，其中該將化合物施加包含：將該燃料整件從該核反應器的冷卻水中移除；將含有該化合物的液體噴灑到該燃料整件上， 其中該冷卻水含有超過0.2ppb的Ni離子。
- 一種修理燃料整件的方法，其包含：將化合物施加到該燃料整件的燃料棒的表面，該化合物含有選自TiO2、TiCl4、Ti(OH)4、TiF4、TiCl3、TiN、TiC、Ti(SO4)2、Ti3O5、Ti(NO3)4、Al3O3、Al(OH)3、AlCl3、Al(NO3)3、Al2(SO4)3、WO2、WO3、WC16、WF6、(NH4)10W12O41．5H2O、H2WO4及H4WO5所組成群組的至少一種物質，其中該將化合物施加包含：製備於浴中之含有該化合物的液體；將該燃料整件從該核反應器的冷卻水中移除；將該燃料整件浸漬到於該浴中之液體中，其中該冷卻水含有超過0.2ppb的Ni離子。
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