CZ20012065A3 - Způsob dekontaminace atomové elektrárny - Google Patents
Způsob dekontaminace atomové elektrárny Download PDFInfo
- Publication number
- CZ20012065A3 CZ20012065A3 CZ20012065A CZ20012065A CZ20012065A3 CZ 20012065 A3 CZ20012065 A3 CZ 20012065A3 CZ 20012065 A CZ20012065 A CZ 20012065A CZ 20012065 A CZ20012065 A CZ 20012065A CZ 20012065 A3 CZ20012065 A3 CZ 20012065A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- water
- zinc
- zinc ions
- oxide
- ici
- Prior art date
Links
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 title claims abstract description 11
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 33
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 26
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 20
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 20
- PTFCDOFLOPIGGS-UHFFFAOYSA-N Zinc dication Chemical compound [Zn+2] PTFCDOFLOPIGGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 claims abstract description 10
- 239000011701 zinc Substances 0.000 claims description 35
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 29
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 claims description 29
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 7
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims description 4
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 3
- 235000021395 porridge Nutrition 0.000 claims 1
- XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N Zinc monoxide Chemical compound [Zn]=O XLOMVQKBTHCTTD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 28
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 23
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 21
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 14
- 239000011787 zinc oxide Substances 0.000 description 14
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 13
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 10
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 9
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 6
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 6
- 239000002002 slurry Substances 0.000 description 5
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000002161 passivation Methods 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 239000011247 coating layer Substances 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
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 2
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 description 2
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000897 Babbitt (metal) Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000906 Bronze Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000010974 bronze Substances 0.000 description 1
- KUNSUQLRTQLHQQ-UHFFFAOYSA-N copper tin Chemical compound [Cu].[Sn] KUNSUQLRTQLHQQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000003134 recirculating effect Effects 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- 150000003751 zinc Chemical class 0.000 description 1
- NDKWCCLKSWNDBG-UHFFFAOYSA-N zinc;dioxido(dioxo)chromium Chemical compound [Zn+2].[O-][Cr]([O-])(=O)=O NDKWCCLKSWNDBG-UHFFFAOYSA-N 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
- G21F9/28—Treating solids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements 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
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
-
- 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
- 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)
Description
Oblast techniky
Vynález se týká způsobu dekontaminace neboli odmořování zařízení jaderné elektrárny. Vynález se zejména týká používání malých množství zinku pro dosažení změny vlastností povlaku oxidu, vytvořeného na vnitřních površích stěn potrubí nukleárních reaktorů, pro usnadnění odstranění radioaktivních látek, jako je radioaktivní kobalt 60Co, z těchto stěn.
Dosavadní stav techniky
Významným problémem u vodou chlazených jaderných reaktorů je hromadění radioaktivních látek na konstrukčních součástech zařízení reaktoru. Například během odstavení reaktoru jsou pracovníci vystaveni působení záření či radiace, vyzařující z vnitřních stěn a povrchových ploch potrubí, přičemž radioaktivní materiály, zachycené v povlaku oxidu, který se nahromadil na těchto povrchových plochách, jsou hlavním zdrojem tohoto radiačního záření.
Hromadění radioaktivního kobaltu 60Co v recirkulačním nebo oběhovém potrubí jaderných reaktorů, a to včetně varných reaktorů na ohřev vody, je hlavním zdrojem radiačního ozařování, zejména během odstávky reaktoru.
V nedávných letech bylo věnováno mnoho úsilí tomu, aby byly zjištěny a identifikovány parametry, které ovlivňují rychlost a velikost hromadění radioaktivního kobaltu 60Co, a to s ohledem na vyvinutí způsobů omezení jeho hromadění. Ve známých pracech bylo prokázáno, že k nahromadění radioaktivního kobaltu 60Co dochází ve většině případů prostřednictvím jeho začleňování do povlaku oxidu během vytváření tohoto povlaku oxidu na nerezových povrchových plochách.
V patentovém spise US 4 950 449 je popisováno použití zinkových iontů pro odstraňování nebo zmírňování usazování radioaktivních látek a pro snižování vzniku prasklin v důsledku koroze při napětí mezi zrny u vodou chlazených jaderných reaktorů. Zinek může být přidáván ve formě pasty, kaše nebo vodného roztoku oxidu zinečnatého ZnO.
V patentovém spise US 4 756 874 je popisováno použití zinku, který má nižší obsah izotopu zinku 64Zn, za účelem snižování hromadění radioaktivního kobaltu, a to bez zvyšování přítomnosti 65Zn aktivačního produktu 64Zn. Zinek v této formě může být přidáván do vody reaktoru ve formě zinečnaté soli nebo oxidu zinečnatého ZnO.
Předmět patentového spisu US 4 759 900 se týká zamezování usazování radioaktivního kobaltu prostřednictvím kontinuálního vstřikování oxidu zinečnatého ZnO do vody reaktoru. Oxid zinečnatý ZnO může být připraven ve formě pasty, kaše nebo vodného roztoku.
Existuje však potřeba zajistit snížení hromadění radioaktivních materiálů v zařízeních jaderných elektráren.
Úkolem předmětu tohoto vynálezu je uspokojit uvedenou potřebu.
Podstata vynálezu
V souladu s předmětem tohoto vynálezu bylo zjištěno, že je možno vyvolat změny ve struktuře povlaku oxidu, přítomného na kovových povrchových plochách, vystavením povrchových ploch, na kterých ulpívá tento oxid, zinkovým iontům při nízké koncentraci, obvykle 1 až 3 000 částic na bilion (ppb), výhodněji 10 až 100 ppb, po dobu alespoň 100 hodin, obvykle v rozsahu 300 hodin a více, a při teplotě alespoň 450° F, například 455 až 550° F.
E t
j Toto vystavení způsobuje, že povlak oxidu se mění z těsně ulpívající struktury na volně ulpívající strukturu, která může být odstraněna vodou, cirkulující v systému, v důsledku čehož lze napomoci odstranění alespoň části povlaku, a to včetně radioaktivních materiálů, které jsou v něm obsaženy.
Tímto způsobem prostřednictvím změny struktury povlaku oxidu zaručuje předmět tohoto vynálezu postup efektivní a účinné dekontaminace reaktoru pro snížení hromadění radioaktivních materiálů, radioaktivního kobaltu 60Co, na to včetně hromadění vnitřních površích stěn a oběhového potrubí jaderných varných reaktorů.
V souladu s předmětem tohoto vynálezu je rovněž možno začleňovat zinek do pasivační vrstvy povlaku oxidu, pokud je nerezová ocel, která je zpočátku bez povlaku oxidu, vystavena působení vysoké teploty, obvykle vyšší, než 300° F, přičemž • ·
vysoce čistá voda (tj . voda, jejíž kvalita odpovídá kvalitě vody při provozu jaderných reaktorů) je používána za podmínek, kdy koncentrace zinku není vyšší, než 500 ppb, po expoziční dobu větší nebo rovnou zhruba 100 hodin.
Pasivační vrstva povlaku pokrývá plochu základního kovu (například nerezové oceli) a zamezuje následné korozi nebo tvorbě oxidu. Za těchto podmínek je vytvářen povlak oxidu, který je podstatně tenčí, tj . obvykle méně, než 0,5 mikronu, výhodněji méně, než 0,2 mikronu, než povlaky oxidu neobsahující žádný oxid za obdobných podmínek při nepřítomnosti zinku. Tloušťka povlaku za nepřítomnosti zinku leží obvykle v rozmezí od zhruba 1 do zhruba 3 mikronů.
Je-li na povrchových plochách z nerezové oceli přítomen slabší povlak, je možno pozorovat, že hromadění radioaktivního kobaltu 60Co je menší, než je tomu tehdy, kdy je povlak ox,idu vytvářen za nepřítomnosti zinku. Pokud je zinek přítomen, jsou hladiny radioaktivního kobaltu 60Co obvykle menší, než 10 μΟί/οιη2, zatímco za nepřítomnosti zinku leží hladiny radioaktivního kobaltu 60Co obvykle v rozmezí mezi zhruba 10 μΟί/αιι2 do zhruba 500 μΟί/οω2. Kromě toho může být odstraňování uvolněné vrstvy oxidu prováděno prostřednictvím vody, cirkulující v trubce.
V souladu s jedním aspektem předmětu tohoto vynálezu byl tedy vyvinut způsob provádění dekontaminace kovových součástí s usazenou vrstvou oxidu u vodou chlazených jaderných reaktorů, který zahrnuje přivádění nízké koncentrace zinkových iontů do vody pro zajištění uvolnění vrstvy oxidu od povrchu kovu.
Uvedené zinkové ionty jsou s výhodou přiváděny v koncentraci alespoň 30 ppb.
Koncentrace uvedených zinkových iontů činí s výhodou až 500 ppb.
Uvedená voda má s výhodou teplotu alespoň zhruba 450° F.
Uvedená teplota je s výhodou zhruba 455 až 550° F.
Uvedený povrch kovu, nesoucí uvedenou vrstvu oxidu, je s výhodou vystaven uvedeným zinkovým iontům po dobu alespoň 100 hodin.
Uvedená doba vystavení činí s výhodou zhruba 2 000 hodin.
Zinkové ionty jsou s výhodou v podstatě zbaveny 64Zn.
Zinkové ionty jsou s výhodou přidávány prostřednictvím oxidu zinečnatého, rozpuštěného ve vodě.
Zinkové ionty jsou s výhodou přidávány jako na vodě založená pasta, na vodě založená kaše nebo na vodě založený roztok.
V souladu s dalším aspektem předmětu tohoto vynálezu byl rovněž vyvinut způsob pasivace povrchu kovu, obsahuje s výhodou ponoření povrchu kovu, který zpočátku nemá povrchovou vrstvu oxidu, do vody při zvýšené teplotě za přítomnosti zinku v nízké koncentraci po dobu alespoň
100 hodin.
Uvedená voda má s výhodou teplotu alespoň zhruba 450° F.
Uvedený zinek má s výhodou koncentraci 1 až 300 ppb.
V souladu s ještě dalším aspektem předmětu tohoto vynálezu byl rovněž vyvinut způsob provádění dekontaminace kovových součástí, nesoucích vrstvu oxidu, který obsahuje vystavení součásti vodnímu roztoku zinkových iontů pro dosažení uvolnění vrstvy oxidu od povrchu kovu.
V souladu s ještě dalším aspektem předmětu tohoto vynálezu byl rovněž vyvinut způsob pasivace povrchu kovu, který zahrnuje ponoření povrchu kovu, který je zpočátku bez povrchové vrstvy oxidu, do vody při zvýšené teplotě, jejíž velikost obvykle leží v rozmezí od 230 do 300° C, za přítomnosti zinku o nízké koncentraci například 1 až 300 ppb, a to po dobu alespoň 300 hodin.
V souladu s předmětem tohoto vynálezu bylo zjištěno, že začlenění nízkého množství zinku do pasivační vrstvy povlaku omezuje hromadění radioaktivních materiálů, a to včetně radioaktivního kobaltu 60Co.
Zinek může být přidáván ve formě soli, například ve formě chromanu zinečnatého nebo oxidu zinečnatého. Je rovněž možno používat zinku, který byl zpracován za účelem odstranění nebo snížení obsahu 64Zn, jak je například popsáno v patentovém spise US 4 756 874, jehož obsah se zde uvádí ve formě odkazu.
Oxid zinečnatý může být přidáván v jakékoliv formě, která umožňuje jeho rozpuštění ve vodě reaktoru, jako je například forma pasty, řídké kaše nebo předem připraveného roztoku. Pasta bude mít obvykle koncentraci oxidu zinečnatého zhruba od 25 % do zhruba 95 % hmotnostních, přičemž řídká kaše bude mít obvykle obsah oxidu zinečnatého v rozmezí zhruba od 0,1 % do 20 % hmotnostních.
Způsoby postupů, s jejichž pomocí je oxid zinečnatý přiváděn, jsou obsaženy ve shora uvedeném patentovém spise US 4 756 874.
Výhoda způsobu podle tohoto vynálezu spočívá v tom, že tento způsob může být uplatňován přímo u recirkulačních potrubí a ostatních součástí již stávajících varných reaktorů bez předchozího odstraňování povlaku oxidu.
Tento způsob může být rovněž uplatňován u kovových součástí, které ještě nejsou potaženy oxidem, a to před jejich montáží do reaktoru.
Bylo zjištěno, že vlastnosti vrstvy povlaku oxidu se mění, pokud je tato vrstva podrobena působení způsobu podle tohoto vynálezu. Alespoň část vrstvy povlaku oxidu se mění z těsně ulpívající struktury na volně ulpívající strukturu, a to se současným uvolňováním příslušných složek.
Takže v souladu s předmětem tohoto vynálezu uplatňování příslušného způsobu nejenom zamezuje dalšímu hromadění radioaktivního kobaltu 60Co, avšak rovněž způsobuje účinnou dekontaminaci neboli odmořování příslušných součástí, a to včetně snížení úrovně množství radioaktivního kobaltu 60Co.
• · •9 ··*·
Příklady provedeni vynálezu
Předmět tohoto vynálezu lze ilustrovat na následujícím příkladu.
Bylo využito malých autoklávů z nerezové oceli, které představovaly zkušební vzorky pro vytváření povlaků oxidu při vysokých teplotách vody. Tyto autoklávy, použité v příslušných zkušebních testech, byly předtím využity jako vzorky pro testování koroze za obdobných podmínek bez přítomnosti zinku ve vodě. Za těchto podmínek po velmi dlouhému vystavení (po dobu mnoha tisíc hodin) získaly vnitřní povrchové plochy povlak těžkého černého oxidu, který velmi silně ulpíval na povrchu, přičemž jej nebylo možno odstranit prostřednictvím stírání.
Během období odstávky bylo u vzorků zjištěno, že vnitřní povrchy autoklávů, které byly ošetřeny v souladu se způsobem podle tohoto vynálezu, měly světlejší barvu. Stírání těchto povrchů, jehož výsledkem bylo odstranění určitého množství tmavého vnějšího povrchového oxidu, vedlo k tomu, že zde zůstal pouze vnitřní povlak oxidu, mající tmavě bronzovou barvu.
Autoklávy byly podrobeny provozu při vysokých teplotách vody, obsahující zinek, po dobu přibližně 2 000 hodin. V průběhu původního vystavení působení vody, obsahující zinek bylo rovněž zjištěno, že došlo k úbytku zinku. Koncentrace zinku ve vodě z autoklávů byla výrazně nižší, než koncentrace zinku v přiváděné vodě, což znamená, že došlo k pohlcování zinku na povrchových plochách nerezové oceli.
Zinek tak mohl být začleňován do povlaku oxidu, a to i přesto, že povlak oxidu zde již existoval. V důsledku toho docházelo k uvolňováni materiálu z již existujícího povlaku oxidu, takže docházelo rovněž ke sníženému hromadění radioaktivního kobaltu 60Co na kovových povrchových plochách.
Přestože byl předmět tohoto vynálezu popsán ve spojitosti s jeho příkladným provedením, které je v současné době považováno za nejpraktičtější, je zcela pochopitelné, že předmět tohoto vynálezu se neomezuje pouze na shora popsané provedení, neboť je naopak určen k pokrytí různých modifikací a ekvivalentních uspořádání, které spadají do myšlenky a rozsahu přiložených patentových nároků.
Claims (3)
- PATENTOVÉ NÁROKY1. Způsob provádění dekontaminace kovových součástí s usazenou vrstvou oxidu u vodou chlazených jaderných reaktorů, vyznačující se tím, že zahrnuje přivádění nízké koncentrace zinkových iontů do vody pro zajištění uvolnění vrstvy oxidu od povrchu kovu.
- 2. Způsob podle nároku1, vyznačuj ící se tím, že uvedené zinkové ionty jsou přiváděny v koncentraci alespoň 30 ppb.
- 3. Způsob podle nároku2, vyznačující se tím, že koncentrace uvedených zinkových iontů je 1 až 500 ppb.
4. Způsob podle nároku 1, v y z n a č u j ící se t i m , že uvedená voda má teplotu alespoň zhruba 450° F. 5. Způsob podle nároku 4, v y z n a č u j ící se t i m , že uvedená teplota je zhruba 455 až 550° F.6. Způsob podle nároku 1, vyznačuj ící se t i m , že uvedený povrch kovu, nesoucí uvedenou vrstvu oxidu, je vystaven uvedeným zinkovým iontům po dobu alespoň 100 hodin. 7. Způsob podle nároku 6, vyznačuj ící se t i m , že uvedená doba vystavení je zhruba 2 000 hodin.φφ φφφφ8. Způsob vyznačuj ící v podstatě zbaveny 64Zn. podle nároku 1, j sou se tím, že zinkové ionty 9. Způsob podle nároku 1, vyznačuj ící se t í m , že zinkové ionty j sou přidávány prostřednictvím oxidu vodě. zinečnatého, rozpuštěného ve 10. Způsob podle nároku 1, vyznačuj ící se t í m , že zinkové ionty j sou přidávány jako na vodě založená nebo na vodě založený roztok. pasta, na vodě založená kaše 11. Způsob pasivace povrchu kovu, vyznačující se tím, že obsahuje ponoření povrchu kovu, který zpočátku nemá povrchovou vrstvu oxidu, do vody při zvýšené teplotě za přítomnosti zinku v nízké koncentraci po dobu alespoň 100 hodin.12. Způsob podle nároku 11, vyznačuj ící se tím, že uvedená voda má teplotu alespoň zhruba 450° F. 13. Způsob podle nároku 11/ vyznačuj ící se tím, že uvedený zinek má koncentraci 1 až 300 ppb.14. Způsob provádění dekontaminace kovových součástí, nesoucích vrstvu oxidu, vyznačující se tím, •0 • ·♦99 9 ··9 9 9 ·♦ • · · ·12. ..··.♦· že obsahuje vystaveni součásti vodnímu roztoku zinkových iontů pro dosaženi uvolnění vrstvy oxidu od povrchu kovu.
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 |
|---|---|
| CZ20012065A3 true CZ20012065A3 (cs) | 2001-11-14 |
Family
ID=22273799
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ20012065A CZ20012065A3 (cs) | 1999-10-12 | 1999-10-12 | Způsob dekontaminace atomové elektrárny |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP1138046A1 (cs) |
| JP (1) | JP2003511709A (cs) |
| KR (1) | KR20010108013A (cs) |
| CN (1) | CN1330794A (cs) |
| BG (1) | BG105544A (cs) |
| CA (1) | CA2352141A1 (cs) |
| CZ (1) | CZ20012065A3 (cs) |
| HU (1) | HUP0201234A3 (cs) |
| RO (1) | RO119217B1 (cs) |
| WO (1) | WO2001027932A1 (cs) |
Families Citing this family (5)
| 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)
| 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 |
-
1999
- 1999-10-12 CN CN99814301A patent/CN1330794A/zh active Pending
- 1999-10-12 KR KR1020017007255A patent/KR20010108013A/ko not_active Withdrawn
- 1999-10-12 CA CA002352141A patent/CA2352141A1/en not_active Abandoned
- 1999-10-12 CZ CZ20012065A patent/CZ20012065A3/cs unknown
- 1999-10-12 WO PCT/US1999/023795 patent/WO2001027932A1/en not_active Ceased
- 1999-10-12 EP EP99974114A patent/EP1138046A1/en not_active Withdrawn
- 1999-10-12 HU HU0201234A patent/HUP0201234A3/hu unknown
- 1999-10-12 RO ROA200100653A patent/RO119217B1/ro unknown
- 1999-10-12 JP JP2001530864A patent/JP2003511709A/ja not_active Withdrawn
-
2001
- 2001-05-29 BG BG105544A patent/BG105544A/bg unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2003511709A (ja) | 2003-03-25 |
| WO2001027932A1 (en) | 2001-04-19 |
| HUP0201234A3 (en) | 2004-06-28 |
| CN1330794A (zh) | 2002-01-09 |
| HUP0201234A2 (en) | 2002-08-28 |
| CA2352141A1 (en) | 2001-04-19 |
| EP1138046A1 (en) | 2001-10-04 |
| BG105544A (bg) | 2001-12-29 |
| RO119217B1 (ro) | 2004-05-28 |
| KR20010108013A (ko) | 2001-12-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| DE3586295T2 (de) | Verfahren zum verhindern der deponierung von radioaktiven stoffen auf die bestandteile einer kernkraftanlage. | |
| EP0181192B1 (en) | Method of reducing radioactivity in nuclear plant | |
| CZ20012065A3 (cs) | Způsob dekontaminace atomové elektrárny | |
| CA2807637C (en) | Method for preventing elution of bi from copper alloy | |
| DK167887B1 (da) | Fremgangsmaade til haemning af aflejring af radioaktivt stof i en vandfoerende beholder i en vandkoelet atomreaktor | |
| CA2065615A1 (en) | Prestabilized chromium protective film to reduce radiation buildup | |
| US5724668A (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| US20040129294A1 (en) | Structure cleaning method and anticorrosion method, and structure using then | |
| US5995576A (en) | Inhibition of radioactive material deposition in primary coolant structure of nuclear power plant | |
| CZ20011865A3 (cs) | Způsob regulace přidávání zinku do energetického reaktoru | |
| JPS59126996A (ja) | 原子力プラントの製造法 | |
| ZA200105364B (en) | Method for nuclear power plant decontamination. | |
| EP2239063A1 (en) | Method and apparatus for cleaning a component using microwave radiation | |
| JP2019504289A (ja) | 原子力発電所構成部品上への放射性核種堆積の抑制 | |
| MXPA01005912A (en) | Method for nuclear power plant decontamination | |
| EP0047857A2 (de) | Verfahren zur Dekontamination radioaktiv verunreinigter Oberflächen | |
| JP2016528500A (ja) | 原子炉に使用する部品表面の放射能汚染を低減するプロセス | |
| Bates et al. | Parametric effects of glass reaction under unsaturated conditions | |
| Farina et al. | Corrosion susceptibility of steel drums to be used as containers for intermediate level nuclear waste | |
| Plonski et al. | Removal of contaminated oxide layer on carbon steel in hydrochloric acid disodium citrate solutions | |
| Mittal et al. | Studies on sorption of antimony on carbon steel surface in chemical decontamination medium | |
| Wang et al. | Corrosion behavior of aluminum alloy in simulated nuclear accident environments regarding the chemical effects in GSI-191 | |
| Britton et al. | Further studies on the inhibition by boric acid of the oxidation of zirconium in high pressure steam | |
| Alao et al. | Understanding the inhibitory mechanism and protection performance of avocado seed nanoparticle extract in API X65 steel corrosion in a 1M HCl acid environment | |
| WO1998024948A1 (de) | Oberflächenbehandlung von stahl oder nickellegierung und behandelter stahl oder nickellegierung |