BG105544A - Метод за дезактивиране на атомна електроцентрала - Google Patents

Метод за дезактивиране на атомна електроцентрала Download PDF

Info

Publication number
BG105544A
BG105544A BG105544A BG10554401A BG105544A BG 105544 A BG105544 A BG 105544A BG 105544 A BG105544 A BG 105544A BG 10554401 A BG10554401 A BG 10554401A BG 105544 A BG105544 A BG 105544A
Authority
BG
Bulgaria
Prior art keywords
zinc
water
oxide layer
metal surface
oxide
Prior art date
Application number
BG105544A
Other languages
English (en)
Inventor
William MARBLE
George PETERSEN
Carl RUIZ
Randall ROBINSON
Original Assignee
General Electric Company
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 General Electric Company filed Critical General Electric Company
Publication of BG105544A publication Critical patent/BG105544A/bg

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
    • G21F9/28Treating solids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
  • Chemical Treatment Of Metals (AREA)
  • Cleaning And De-Greasing Of Metallic Materials By Chemical Methods (AREA)

Abstract

Методът за дезактивиране на метални компоненти, носещи окисен слой, в охлаждан с вода реактор на атомна електроцентрала се осъществява, като във водата се въвеждат цинкови йони с ниска концентрация. В резултат окисният слой се отделя и се отстраняваот металната повърхност.

Description

МЕТОД ЗА ДЕЗАКТИВИРАНЕ НА АТОМНА ЕЛЕКТРОЦЕНТРАЛА
Настоящото изобретение се отнася до метод за дезактивиране на системите на атомна електроцентрала. По-точно, изобретението се отнася до използуване на малки количества от цинк, за да се променят свойствата на окисния филм, присъствуващ върху вътрешните стени и повърхностите на тръбопровода на ядрените реактори, за да се улесни отстраняването от тях на радиоактивните вещества като 60Со.
ОБОСНОВКА НА ИЗОБРЕТЕНИЕТО
Основен проблем в охлажданите с вода реактори на атомните електроцентрали е натрупването на радиоактивни вещества в структурните части на системата на реактора. Например, по времето, когато реакторът е изключен, работниците са изложени на радиоактивно облъчване от вътрешните стени и повърхностите на тръбопровода, а радиоактивните материали, задържани в окисните филми, които са натрупани върху тези повърхности са главен източник на радиоактивно излъчване.
Вграждането на радиоактивен кобалт (60Со) в тръбите за рециркулация на водата в реакторите на атомната електроцентрала, включително реакторите с кипяща вода, ги превръща в основен източник на радиоактивно излъчване, по-специално, за времето, в което реакторът е изключен. През последните години са положени доста усилия за уточняване на параметрите, които влияят на скоростта и степента на вграждане на 60Со, с цел да се усъвършенствуват методите за ограничаване на това вграждане. В предишните работи е показано, че поголямото количество 60Со, вграден в тръбите за рециркулация, се осъществява чрез вграждането му в окисния филм, образуван върху повърхностите от неръждаема стомана.
Патентът на САЩ № 4,950,449 описва използуването на цинкови
йони, за да се предотврати или намали отлагането на радиоактивни вещества и да се намали напукването в охлажданите с вода ядрени реактори, което е резултат от корозията между кристалите под напрежение. Цинкът може да бъде добавен под формата на паста от цинков окис, суспензия или воден разтвор.
Патентът на САЩ № 4,756,874 описва използуването на цинк, имащ по-ниско съдържание на изотоп Zn, с цел да се намали натрупването на радиоактивен кобалт без увеличаване на 65Zn, който е продукт от активирането на ^Zn. Цинкът в тази форма може да бъде добавен към водата на реактора под формата на сол на цинка или на цинков окис.
Патентът на САЩ № 4,759,900 се отнася до забавяне на отлагането на радиоактивен кобалт чрез непрекъснато инжектиране на цинков окис вътре в реактора. Цинковият окис може да бъде приготвен във формата на паста, суспензия или воден разтвор.
Съществува потребност от по-нататъшно намаляване на вграждането на радиоактивни материали в системите на атомните електроцентрали. Настоящото изобретение се стреми да удовлетвори тази потребност.
СЪЩНОСТ НА ИЗОБРЕТЕНИЕТО
Съгласно настоящото изобретение беше открито, че е възможно да се предизвикат промени в структурата на филма от окис, който вече е образуван върху металната повърхност, чрез подлагането на този окис, образуван върху носещата повърхност, на въздействието на цинкови йони с ниска концентрация, обикновено, 1-3000 части на билион (ppb), почесто, 10-100 ppb, за период от 300 или повече часа, при температура наймалко 450°F, например, от 455°F до 550°F. Такова въздействие причинява
промяна на окисния филм от плътно прилепнала към металната повърхност структура в структура, която е прилепнала с голяма хлабина, поради което тази променена структура може да бъде отстранена от циркулиращата в системата вода, чрез което се улеснява отстраняването на поне част от филма, съдържащ радиоактивни материали, вградени в него. По този начин, чрез промяна на структурата на окисния филм, изобретението осигурява начин за осъществяване на дезактивация на реактора, като се намалява отлагането на радиоактивни материали, включително вграден 60Со, върху повърхността на вътрешната стена и тръбите за осъществяване на рециркулация на кипящата вода на реакторите на атомни електроцентрали.
Съгласно изобретението е възможно, също така, да се вгради цинк вътре в пасивиращ окисен филм, при което изцяло свободната от окисен филм повърхност от неръждаема стомана е подложена на висока температура, обикновено, по-висока от 300°F, във вода с висока степен на чистота (вода, имаща еднакво качество с тази, намираща се в работещия ядрен реактор), използувана при условия, при които концентрацията на цинка е не по-висока от 500 ppb, за време на въздействие, което е по-дълго от или равно на около 100 часа. Пасивиращият филм покрива повърхността на основния метал (неръждаемата стомана) и забавя последващата корозия (формиране на окисен слой). При тези условия, е образуван окисен филм, който е много по-тънък, обикновено, по-тънък от 0.5 микрона, по-често, по-тънък от 0.2 микрона, отколкото носещите филми, образувани без никакви носещи окиси, които са оформени при подобни условия, но при отсъствие на цинк. Обикновено, дебелината на филма при липса на цинк е в обхвата от 1 до 3 микрона.
За по-тънките филми, намиращи се върху повърхността от неръждаемата стомана е наблюдавано, че вграждането на Со60 е по-малко в сравнение с окисния филм, който е оформен при същите условия, но при отсъствие на цинк. Когато присъствува цинк, нивата на 60Со са, обикновено, между 10 pCi/cm2 и 500 pCi/cm2. Нещо повече, отстраняването на хлабавия окисен слой може да бъде предизвикано от циркулиращата в тръбите на реактора вода.
В съответствие с един аспект на настоящото изобретение, е
осигурен метод за осъществяване на дезактивация на метални компоненти, имащи вече окисен слой, който се свежда до подлагане на компонентите на въздействието на воден разтвор с цинкови йони, за да се предизвика разхлабване на окисния слой от металната повърхност.
В съответствие с друг аспект на настоящото изобретение, е осигурен метод за осъществяване на дезактивация на метални компоненти, имащи окисен слой в охлаждан с вода реактор на атомна централа, който се свежда до въвеждане на цинкови йони с ниска концентрация вътре във водата на реактора, за да предизвика разхлабване на окисния слой от металната повърхност.
В съответствие със следващ аспект на настоящото изобретение, е осигурен метод за пасивиране на метална повърхност, свеждащ се до потапяне на металната повърхност, която изцяло е свободна от окисен повърхностен слой, във вода с повишаваща се температура, обикновено, в обхвата от 230°С до 300°С в присъствието на цинк с ниска концентрация, например, 1-300 ppb за време най-малко 300 часа. Съгласно изобретението беше открито, че включването на малки количества цинк в пасивиращия филм ограничава вграждането на радиоактивни материали в него, включително 60Со.
Цинкът може да бъде добавен под формата на сол, например, цинков хромат, или на цинков окис. Възможно е, също така, да се използува цинк, който е бил обработен, за да се елиминира или намали съдържанието на MZn, както е описано в патент на САЩ № 4,756,874 (включен тук чрез позоваване). Цинковият окис може да бъде добавен под всякаква форма, която позволява да бъде доставен във водата на реактора, например, чрез суспензия, паста или предварително приготвен разтвор. Пастата, обикновено, има съдържание на цинков окис от около 25 тегловни % до около 95 тегловни %, докато суспензията има съдържание на цинков окис в обхвата от около 0.1 тегловни % до 20 тегловни %. Примерите за начина, по който е доставен цинковият окис са описани в патента на САЩ № 4,756,874, посочен по-горе.
Едно предимство, свързано с метода на настоящото изобретение
е, че той може да бъде приложен директно към съществуващите тръбопроводи за кипяща вода на охлажданите с вода реактори и към другите компоненти, без да е необходимо предварително отстраняване на наличния върху тях окисен филм. Той може, също така, да бъде приложен към метални компоненти, които са свободни от окис, преди въвеждането им вътре в реактора. Изобретателите са открили, че, когато окисния филм е подложен на въздействие при условията съгласно настоящото изобретение, свойствата му са променени. Поне част от филма е променен от здраво прилепнала към металната повърхност структура в хлабаво прилепнала структура, с едновременно откъсване на компоненти. По този начин, прилагането на метода съгласно изобретението, не само забавя следващо вграждане на Co60, но, също така, предизвиква дезактивация, включително, намаляване на нивата на Co .
ПРИМЕР
Следващият пример илюстрира настоящото изобретение.
Бяха използувани малки автоклави от неръждаема стомана за съхранение на образци за изпитване, водещи до формиране на окисни филми върху металните им повърхности, поставени в контакт с вода с висока температура. Автоклавите, използувани в тези тестове, бяха предварително използувани за изпитване на образци, причиняващи корозия при подобни условия, но без присъствие на цинк във водата. При тези условия, след дълго въздействие (много хиляди часове) вътрешните повърхности на автоклавите придобиха дебело черно окисно покритие, което беше прилепнало плътно и не можеше да бъде отстранено чрез изтриване.
По време на периода на изключване на автоклавите за отстраняване на пробата, беше забелязано, че вътрешната повърхност на автоклава, който беше обработен съгласно метода на настоящото изобретение, изглеждаше по-светла на цвят. Изтриването на повърхността предизвика отстраняване на част от тъмния окис на външната повърхност, оставяйки тъмен вътрешен окисен филм с цвят на бронз. Автоклавите бяха работили приблизително 2000 часа при висока температура на вода, съдържаща цинк. По време на първоначалното въздействие с водата, съдържаща цинк, беше забелязано изчерпване на цинка. Концентрацията на цинк във водата в автоклавите беше значително по-ниска в сравнение с началната концентрация, доказващо абсорбцията на цинка върху повърхностите от неръждаема стомана.
По този начин, цинкът може да бъде вграден вътре в окисния филм даже и при присъствието на вече наличен окисен филм. Това предизвиква освобождаване на материал от предварително наличния филм и, също така, дава принос за намаляването на вграждането на Co60 върху металните повърхности.
Въпреки, че изобретението беше описано във връзка с това, което, напоследък, е считано за най-практично и предпочитано примерно изпълнение, трябва да се подразбира, че изобретението не е ограничено до описаното примерно изпълнение, а напротив, е насочено към покриване на различни изменения и еквивалентни изпълнения, включени в духа и обхвата на приложените патентни претенции.

Claims (14)

  1. ПАТЕНТНИ ПРЕТЕНЦИИ
    1. Метод за осъществяване на дезактивация на метални компоненти, носещи окисен слой, в охлаждан с вода реактор на атомна електроцентрала, свеждащ се до въвеждане вътре във водата на ниска концентрация на цинкови йони, за да предизвика разхлабване на окисния слой от металната повърхност.
  2. 2. Метод съгласно претенция 1, в който споменатите цинкови йони са въведени в концентрация поне 30 ppb.
  3. 3. Метод съгласно претенция 2, в който споменатата концентрация на цинкови йони е 1 -500 ppb.
  4. 4. Метод съгласно претенция 1, в който споменатата вода е при температура най-малко около 450°F.
  5. 5. Метод съгласно претенция 4, в който споменатата температура е от около 455°F до 550°F.
  6. 6. Метод съгласно претенция 1, в който споменатата метална повърхност, носеща споменатия окисен слой е подложена на въздействието на споменатите цинкови йони в продължение на най-малко 100 часа.
  7. 7. Метод съгласно претенция 6, в който споменатото време за въздействие е около 2000 часа.
    ш·
  8. 8. Метод съгласно претенция 1, в който цинковият йон, по същество, е свободен от 64Zn.
  9. 9. Метод съгласно претенция 1, в който цинковият йон е добавен чрез разтваряне на цинков окис във вода.
  10. 10. Метод съгласно претенция 1, в който цинковият йон е добавен като паста на основата на вода, суспензия на основата на вода или разтвор на основата на вода.
  11. 11. Метод за пасивиране на метална повърхност, свеждащ се до потапяне на металната повърхност, която е изцяло свободна от окисен слой, във вода с повишаваща се температура в присъствието на цинк с ниска концентрация за период от време най-малко 100 часа.
  12. 12. Метод съгласно претенция 11, в който споменатата вода е при температура най-малко около 450°F.
  13. 13. Метод съгласно претенция 11, в който споменатият цинк е в концентрация 1-300 ppb.
  14. 14. Метод за осъществяване на дезактивация на метални компоненти, носещи окисен слой, свеждащ се до въздействие върху компонентите с воден разтвор с цинкови йони, за да се предизвика разхлабване на окисния слой от металната повърхност.
BG105544A 1999-10-12 2001-05-29 Метод за дезактивиране на атомна електроцентрала BG105544A (bg)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/US1999/023795 WO2001027932A1 (en) 1999-10-12 1999-10-12 Method for nuclear power plant decontamination

Publications (1)

Publication Number Publication Date
BG105544A true BG105544A (bg) 2001-12-29

Family

ID=22273799

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
BG105544A BG105544A (bg) 1999-10-12 2001-05-29 Метод за дезактивиране на атомна електроцентрала

Country Status (10)

Country Link
EP (1) EP1138046A1 (bg)
JP (1) JP2003511709A (bg)
KR (1) KR20010108013A (bg)
CN (1) CN1330794A (bg)
BG (1) BG105544A (bg)
CA (1) CA2352141A1 (bg)
CZ (1) CZ20012065A3 (bg)
HU (1) HUP0201234A3 (bg)
RO (1) RO119217B1 (bg)
WO (1) WO2001027932A1 (bg)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101189374B (zh) * 2005-05-30 2010-09-29 贝卡尔特股份有限公司 制造梳理针布丝的方法
KR101523763B1 (ko) 2013-06-19 2015-06-01 한국원자력연구원 금속 표면 고착성 방사능 오염 산화막 제거를 위한 산화 제염제 및 이를 이용한 산화 제염방법
CN105716919A (zh) * 2016-02-22 2016-06-29 苏州热工研究院有限公司 一种含放射性核素的不锈钢预生氧化膜试样的制备方法
CN105931686A (zh) * 2016-04-22 2016-09-07 中国原子能科学研究院 一种可自动控制锌浓度的压水堆一回路冷却剂加锌装置
EP3494090B1 (en) * 2016-08-04 2021-08-18 Dominion Engineering, Inc. Suppression of radionuclide deposition on nuclear power plant components

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4756874A (en) * 1986-12-22 1988-07-12 General Electric Company Minimization of radioactive material deposition in water-cooled nuclear reactors
US5108697A (en) * 1990-10-19 1992-04-28 Westinghouse Electric Corp. Inhibiting stress corrosion cracking in the primary coolant circuit of a nuclear reactor
US5608766A (en) * 1993-10-29 1997-03-04 General Electric Company Co-deposition of palladium during oxide film growth in high-temperature water to mitigate stress corrosion cracking
DE19739361C1 (de) * 1997-09-09 1998-10-15 Siemens Ag Verfahren zum Einbringen von Zink in ein Wasser enthaltendes Bauteil des Primärsystems eines Kernkraftwerkes

Also Published As

Publication number Publication date
JP2003511709A (ja) 2003-03-25
WO2001027932A1 (en) 2001-04-19
HUP0201234A3 (en) 2004-06-28
CZ20012065A3 (cs) 2001-11-14
CN1330794A (zh) 2002-01-09
HUP0201234A2 (en) 2002-08-28
CA2352141A1 (en) 2001-04-19
EP1138046A1 (en) 2001-10-04
RO119217B1 (ro) 2004-05-28
KR20010108013A (ko) 2001-12-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3873362A (en) Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces
DE450440T1 (de) Verfahren zur Verlängerung der Lebensdauer von Siedewasserreaktorkomponenten.
EP0467420A2 (en) Inhibition of deposition of radioactive substances on nuclear power plant components
EP0181192B1 (en) Method of reducing radioactivity in nuclear plant
IL27663A (en) Method and composition for decontamination of stainless steel surfaces of the cooling systems of nuclear reactors
JPS5937498A (ja) 放射性物質の付着抑制機能を備えた原子力プラント
US5245642A (en) Method of controlling co-60 radiation contamination of structure surfaces of cooling water circuits of nuclear reactors
BG105544A (bg) Метод за дезактивиране на атомна електроцентрала
DK167887B1 (da) Fremgangsmaade til haemning af aflejring af radioaktivt stof i en vandfoerende beholder i en vandkoelet atomreaktor
JP2001091688A (ja) 原子力発電プラント
CA2065615A1 (en) Prestabilized chromium protective film to reduce radiation buildup
US5024805A (en) Method for decontaminating a pressurized water nuclear reactor system
KR930005582B1 (ko) 금속 표면의 오염 제거방법
Lister et al. Effects of magnesium and zinc additives on corrosion and cobalt contamination of stainless steels in simulated BWR coolant
KR20160077180A (ko) 금속 산화물 내에 방사성 핵종을 함유하는 원자력 발전소 컴포넌트 표면의 상온 제염
MXPA01005912A (en) Method for nuclear power plant decontamination
ZA200105364B (en) Method for nuclear power plant decontamination.
US6885721B2 (en) Inhibition method of stress corrosion cracking of nuclear steam generator tubes by lanthanum boride
Palmgren Staining nerve fibers after sublimate-acetic and after Bouin's fluid
US2926111A (en) Method of forming a protective coating on ferrous metal surfaces
WO2001027933A1 (en) Method for controlling zinc addition to power reactor
JPS59126996A (ja) 原子力プラントの製造法
US6277213B1 (en) Surface treatment of steel or a nickel alloy and treated steel or nickel alloy
Hinton New approaches to corrosion inhibition with rare earth metal salts
JPH03246496A (ja) 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法