SK278633B6 - Treatment method for cooling agent of the primary circuit of pressurized-water reactor - Google Patents
Treatment method for cooling agent of the primary circuit of pressurized-water reactor Download PDFInfo
- Publication number
- SK278633B6 SK278633B6 SK2456-92A SK245692A SK278633B6 SK 278633 B6 SK278633 B6 SK 278633B6 SK 245692 A SK245692 A SK 245692A SK 278633 B6 SK278633 B6 SK 278633B6
- Authority
- SK
- Slovakia
- Prior art keywords
- reactor
- coolant
- hydrazine hydrate
- refrigerant
- water
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- 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)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Removal Of Specific Substances (AREA)
Description
Je známe, že kyselina boritá pridávaná do chladivá jadrového reaktora, používaná na citlivé riadenie reaktivity paliva, spôsobuje zvýšenú koróziu materiálu. Okrem toho pri rozpade jadrového paliva vznikajú silné prúdy neutrónov γ - žiarenia a a - častíc, prípadne β - častíc, ktoré pôsobia na vodu, rozkladajú ju na kyslík, vodík a množstvo oxidových radikálov, ktoré ešte viac zväčšujú koróziu materiálu (Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 27 - 29).
Korózne splodiny sa dostávajú vo forme nerozpustných oxidov do pásma ožarovania prúdom neutrónov (palivové články), stávajú sa rádioaktívnymi, usádzajú sa pri transporte vplyvom obehu chladivá na vnútornej ploche reaktora a vytvárajú rádioaktívne znečistenie, ktoré spôsobuje značné technické ťažkosti pri obsluhe, oprave a inšpekcii reaktora (Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 54 - 55).
Na zmenšenie korozívnosti kyseliny boritej pridáva sa do chladivá v prípade tlakovodných reaktorov 1 až 2 ppm hydroxidu lítneho (Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 27 - 29) alebo so zreteľom na prítomnosť iónov Li+ a Na+ 0,05 až 0,45 mM/kg hydroxid draselný.
Na zmenšenie rádiolýzy vody pri tlakovodných reaktoroch sa pridáva vodík a pri reaktoroch voda - voda amoniak, z ktorého sa uvoľňuje vodík (Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 27).
Tieto spôsoby umožňujú prevádzku jadrových reaktorov, nezaisťujú však žiadne podstatnejšie zníženie kontaminácie reaktora, t. j. výkon γ - dávok jednotlivých častí parného generátora sa pohybuje v rozsahu medzi 3 a 30 R/h (pozri Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 27 - 29).
Bežne používaný primárny okruh tlakovodného reaktora je znázornený na priloženom výkrese.
Primárny okruh zahrňuje reaktor 1, hlavné obehové čerpadlo 2, iónovýmenný filter 3 na čistenie chladivá, parný generátor 4, parné vedenie 5 sekundárneho okruhu, čerpadlo 6 na odvádzanie chladivá, prikrmovací odvzdušňovač 7, okruhové potrubné vedenie 8 veľkého 50 priemeru, pridávacie čerpadlo 9, udržiavač tlaku 10, zariadenie na zníženie tlaku 11 odvzdušňovača, palivové články 12 a chladivo A.
Do primárneho okruhu reaktora 1, naplneného čerstvým palivom sa pridá 12 až 15 g/1 roztoku kyseliny bo- 55 ritej. Iónovýmenné filtre 3 na čistenie chladivá A sa nasýtia kyselinou boritou a hydroxidom draselným v zmesi s amoniakom až po vyrovnanú koncentráciu. Pred rozbehnutím reaktora 1 pri teplote najviac 80 °C pridá sa do chladivá A s cieľom chemického viazania kyslíka roztok 60 hydrazínhydrátu v koncentrácii, ktorá je väčšia ako trojnásobný prebytok nameraného obsahu kyslíka.
Po uskutočnení uvedených pracovných postupov sa rozbehne reaktor fyzikálne na vysoký stupeň, až po dosiahnutie najmenšieho riadeného výkonu (W = 10'6 %). 65
Po nevyhnutnom meraní fyzikálnych parametrov reaktorového zariadenia, sa potom výkon reaktora ďalej zvyšuje až do stupňa, pri ktorom sa vyrába energia. V tomto okamihu sa pridajú do chladivá hydroxid draselný v množstve zodpovedajúcom nameranému množstvu ky5 seliny boritej, ale najviac 0,45 mMol/kg, a 5 až 10 mg/kg amoniaku, vždy vzhľadom na chladivo. Z amoniaku sa potom vplyvom rádiolýzy uvoľní 30 až 60 n.ml/kg vodíka, vždy vzhľadom na chladivo. Pri týchto chemických parametroch prebieha potom komer10 čná prevádzka reaktorov typu voda - voda. Keďže rádiolýza vody prebieha pôsobením žiarenia veľkou rýchlosťou a opätovné spájanie oxidových radikálov pri ich reakcii s vodíkom nenastáva okamžite, oxidové radikály vody spôsobujú koróziu materiálu, pričom vznikajú ne15 rozpustné oxidačné zlúčeniny, ktoré obsahujú Co, Mn, Ni, Cr, Fe a iné prvky.
Po obehu chladivá dostávajú sa korózne splodiny do účinného rozsahu jadrového paliva a sú priťahované pôsobením uvoľňujúcich sa termoclektrických síl stenami palivo20 vých článkov, kde sú vystavené veľkému toku neutrónov a premieňajú sa na izotopy 5gCo, 54Mn, 51Cr, 59Fe atď.
Pri konštantnom zaťažení reaktora prechádzajú potom aktivované korózne splodiny ihneď do chladiacej vody. Naproti tomu, pri veľkých výkyvoch zaťaženia sa 25 tieto splodiny zo stien palivových článkov veľmi zmývajú. V obidvoch prípadoch sa však častice kovových oxidov rozptyľujú v chladiacom okruhu a vplyvom izotopovej výmeny alebo jednoducho sorpciou sa usadzujú na vnútorných plochách reaktora (sorpčný koeficient K+ 30 1.10“4 sek._l) a na stenách reaktora, čím spôsobujú kontamináciu. V zariadeniach na čistenie chladivá sa potom zmenšuje obsah aktivovaných splodín v chladivé s koeficientom K+ I.IO'3 sek. 4 tým, že sa odstráni nejaký diel chladivá. Úplné vyčistenie chladivá sa však takto 35 nedosiahne. Nakoniec dochádza k postupnému nahromadeniu rádioaktívnych izotopov na vnútornej strane reaktora a k ich kontaminácii. Známe techniky, vedúce k zmenšeniu kontaminácie umožňujú síce prevádzku jadrových reaktorov, nezaisťujú však žiadny podstatnejší 40 pokles kontaminácie reaktora, t. j. výkon γ - dávok jednotlivých častí parného generátora je v rozsahu medzi 3 a 30 R/h. Najmenšia dávka γ - lúčov sa dosiahne pridávaním hydroxidu draselného a amoniaku do primárneho okruhu pri reaktoroch voda - voda. Aj v tomto prípade je však dávka γ - lúčov ešte veľmi vysoká (priemerne 3 až 7 R/h), ako je tomu napríklad v elektrárni v Lovisi (Fínsko). Rozsah výkonu γ - dávok je pri tlakovodných reaktoroch typu West inghouse a Siemens (KWU) doposiaľ 3 až 40 R/ h, prípadne 3 až 45 R/ h (pozri Report of IAEA Coolant technology of water reactors, Doc. 0846j, 11. 03. 91, str. 54 - 55).
Jadrové elektrárne, ktoré sú dnes v prevádzke, majú teda nasledujúce nedostatky, pokiaľ ide o spôsob hydro chemického postupu :
- nedostatočnú rýchlosť opätovného spojenia oxidových radikálov pôsobením vodíka, čím dochádza ku korózii reaktorového materiálu;
- pomerne veľké hromadenie koróznych splodín na stenách palivových článkov, čo má za následok aktiváciu koróznych splodín a ich následné rozptýlenie v chladiacom okruhu;
- sorpčný koeficient aktivovaných koróznych splodín presahuje, pokiaľ ide o rýchlosť usadzovania koeficient čistenia, preto nemožno zabrániť kontaminácii reaktora, aj keď sa zvýši výkon čistiaceho zariadenia.
Vynález má za úlohu zmenšiť rýchlosť korózie materiá2 lu, ako aj aktiváciu koróznych splodín a obmedziť ich usadzovanie na stenách reaktora, a takto znížiť kontamináciu reaktora na menej ako 3 R/h pri príslušnom obmedzení výkonu γ - dávok.
Podstata vynálezu
Predmetom vynálezu je spôsob úpravy chladivá primárneho okruhu tlakovodného reaktora pri riadení jeho výkonu obsahom kyseliny boritej v chladivé.
Podstata vynálezu je v tom, že sa do obehu chladivá jadrového reaktora rozbehnutého až na výrobu energie, plynulé pridáva hydrazínhydrát N2H4.H20 v množstvách, pri ktorých jeho obsah vo vzorke odobranej z reaktora je 5.10'6 až 5.10'2 g/kg chladivá a prebytočný vodík sa z chladivá odstraňuje až po obsah najviac 100 n.ml/kg.
Výhodne sa hydrazínhydrát pridáva v množstve, pri ktorom jeho obsah vo vzorke odobranej z reaktora je 2.10'5 až 1.10'4 g/kg chladivá a prebytočný vodík sa odstraňuje z chladivá až po obsah 50 až 60 n.ml/kg.
Dosiaľ sa nikdy nepracovalo s plynulým pridávaním hydrazínhydrátu do chladiaceho média reaktora, ktorý je v prevádzke, pretože sa hydrazínhydrát rozkladá v priebehu 10 až 20 sekúnd na dusík a vodík, ktorý pri stálom zvyšovaní koncentrácie nad 60 n.ml/kg chladivá spôsobuje rozrušovanie obalov palivových článkov zo zirkónových zliatin. Teraz bolo s prekvapením zistené, že pôsobením silných prúdov neutrónov a γ - lúčov reaktora, ktorý· je v prevádzke, nastávajú v sústave zloženej z hydrazínhydrátu, amoniaku a vodíka nové reakcie a žiarením dochádza k indukovanej syntéze medzi hydrazínhydrátom z amoniaku a produktmi jeho rozkladu. Obrátená syntéza hydrazínhydrátu z amoniaku a vodíka prebieha však pomalšie ako rozklad hydrazínhydrátu. Reakcia prebieha podľa nasledovnej rovnice :
n. r
Ν,Η, . 11,0 ,. ' ΝΗ,ΟΗ + 1/2Ν, + 1/2Η kde η znamená neutróny a γ žiarenie gama.
Na udržanie reakčnej rovnováhy je potrebné pridávať do chladivá plynulé hydrazínhydrát v uvedených množstvách, ako aj odstraňovať prebytočný vodík.
Hydrazínhydrát, ktorý· je silným redukčným prostriedkom, spôsobuje podstatné zníženie elektrochemického potenciálu (Eh) sústavy kov - voda. Pri známych spôsoboch potenciál dosahuje hodnoty najviac -700 mV, vzhľadom na vodíkovú elektródu, pričom rýchlosť korózie nerezovej ocele je zhruba 0,5 mg/m2 za hodinu. Pri reaktore voda - voda, typ VVER - 440 vzniká pritom v priebehu prevádzkového času reaktora asi 7000 prevádzkových hodín, približne 30 až 50 kg koróznych splodín. Ďalšie zníženie potenciálu Eh do záporného rozsahu nie je možné. Len plynulým pridávaním hydrazínhydrátu možno dosiahnuť ešte ďalšieho poklesu hodnoty pH a tým značné zníženie rýchlosti korózie. Hydrazínhydrát reaguje veľmi prudko s kyslíkom a oxidovými radikálmi počas vzniku vodíka, dusíka a vody.
Pri rádiolýze hydrazínhydrátu vznikajú atomámy vodík, amoniak a dusík. Opätovné spájanie radikálov na vodu prebieha preto oveľa rýchlejšie ako pri rádiolýze amoniaku.
Výskumom pochodov sorpcia - desorpcia splodín počas pridávania hydrazínhydrátu sa zistilo, že na stenách palivových článkov nedochádza k žiadnemu hromadeniu koróznych splodín. Sorpčný koeficient K+ sa zníži na zhruba 1.10‘5 až 0,5.10-5 sek.1, čo súhlasí s koeficientom čistenia. Toto vedie k inaktivácii kontaminovaných povrchov a k tomu, že povrchy zostávajú čisté, bez kontaminácie.
Týmto sa umožňuje zmenšenie kontaminácie na výkon dávok gama, najviac asi 1 R/h, čo je podstatne pod hodnotami kontaminácie v súčasných, prevádzke sa nachádzajúcich jadrových elektrárňach.
Spôsob podľa tohto vynálezu možno realizovať tak pri jadrových elektrárňach, ktoré sú už v prevádzke, ako aj pri tých, ktoré sa majú do prevádzky uvádzať.
Pri jadrových elektrárňach, ktoré sú v prevádzke, uskutočňuje sa spôsob podľa vynálezu nasledovne :
- najskôr sa odstráni vodík z chladivá odvzdušňovacími sústavami alebo iným spôsobom, čo sa uskutočňuje plynulé. V praxi zodpovedá toto odplynenie chladivá pri objeme 5 až 15 t/h;
- aj keď sa nemenia ostatné parametre chladivá, zastaví sa potom pridávanie amoniaku;
- namiesto amoniaku sa plynulé pridáva k prídavnej vode hydrazínhydrát v množstvách, ktorými sa vo vzorke, odobranej z reaktora zaistí obsah 5.108 až 5.10’2 g/kg chladivá,
- plynulým pridávaním hydrazínhydrátu a jeho rádiolytickou syntézou z amoniaku, ktorý je v tomto prípade v počiatočnej fáze prítomný v prebytku, nastane v sústave hydrazínhydrátu nasledujúca rovnováha :
n, y hydrazínhydrát amoniak + vodík + dusík
Pri vyrovnanom stave sústavy posúva sa hodnota Eh potenciálu do záporného rozsahu, pričom sa dosahujú účinky, ktoré majú priaznivý vplyv na zmenšenie kontaminácie reaktora.
Vynález je bližšie objasňovaný na podklade nasledujúcich príkladov.
Príklady uskutočnenia vynálezu
Príklad 1
Do prídavnej vody reaktora sa po jeho veľkom rozbehnutí až na výrobu energie pridáva hydrazínhydrát v takých množstvách, pri ktorých jeho obsah vo vzorke 0dobranej z reaktora tvorí 2.10‘s až 4.10-5 g/kg chladivá. Plynulé odstraňovanie vodíka, ktorý vzniká rádiolýzou hydrazínhydrátu sa uskutočňuje odplyňovaním chladivá v sústave odvzdušňovač - prikrmovač pri 6 t/h. Pritom sa množstvo hydroxidu draselného udržiava v rozsahu 0,45 až 0,05 mM/kg chladivá, podľa koncentrácie kyseliny boritej. Po dlhšom teste nepresahuje výkon γ - dávok, meraný na osách studeného a teplého zberača parného generátora 1 R/h a tento výkon má rozsah 0,3 až 1,0 R/h.
Príklad 2
Do prídavnej vody reaktora, ktorý pracoval už 5 rokov s amoniakom, draslíkom a borom, sa po zastavení pridávania amoniaku, ako aj pri plynulom odvádzaní prebytočného vodíka, pridáva hydrazínhydrát v množstvách podľa príkladu 1. Po uskutočnení testov poklesol výkon γ - dávok, meraný na osách kolektora parného generátora zo 7,4 R/h na 1,25 R/h.
Plynulé pridávanie hydrazínhydrátu sa môže dosiahnuť pri reaktoroch s kyselinou boritou, korigovaním
SK 278633 Β6 chladivá tak s hydroxidom draselným, ako aj s hydroxidom lítnym.
Claims (3)
- PATENTOVÉ NÁROKY 51. Spôsob úpravy chladivá primárneho okruhu tlakovodného reaktora pri riadení jeho výkonu obsahom kyseliny boritej v chladivé, vyznačujúci sa tým, že sa do obehu chladivá jadrového reaktora roz- 10 behnutého až na výrobu energie pridáva plynulé hydrazínhydrát N2H4.H2O v množstvách, pri ktorých jeho obsah vo vzorke, odobranej z reaktora je 5.1 θ'6 až5.10'2 g/kg chladivá a prebytočný vodík sa z chladivá odstraňuje až po obsah najviac 100 n. ml/ kg. 15
- 2. Spôsob podľa nároku 1, vyznačujúci sa t ý m , že sa hydrazínhydrát pridáva v množstve, pri ktorom jeho obsah vo vzorke odobranej z reaktora je 2.10'5 až 1.10'4 g/kg chladivá.
- 3. Spôsob podľa nárokov 1 alebo 2, v y z n a - 20 čujúci sa t ý m , že sa prebytočný vodík odstraňuje z chladivá až po obsah 50 až 60 n.ml/kg.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4126468A DE4126468C2 (de) | 1991-08-09 | 1991-08-09 | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserreaktors |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SK245692A3 SK245692A3 (en) | 1995-10-11 |
SK278633B6 true SK278633B6 (en) | 1997-12-10 |
Family
ID=6438050
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SK2456-92A SK278633B6 (en) | 1991-08-09 | 1992-08-07 | Treatment method for cooling agent of the primary circuit of pressurized-water reactor |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5307391A (sk) |
EP (1) | EP0527357A1 (sk) |
JP (1) | JPH0720281A (sk) |
BG (1) | BG60490B1 (sk) |
CZ (1) | CZ282706B6 (sk) |
DE (1) | DE4126468C2 (sk) |
FI (1) | FI923563A (sk) |
SK (1) | SK278633B6 (sk) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19610977C1 (de) * | 1996-03-20 | 1997-04-10 | Siemens Ag | Kernreaktor mit Katalysatormaterial zum Beseitigen von Oxidationsmitteln |
DE19636557B4 (de) * | 1996-09-09 | 2005-02-03 | Framatome Anp Gmbh | Verwendung eines Katalysatorsystems und Rekombinationseinrichtung zur Rekombination von Wasserstoff und Sauerstoff, insbesondere für ein Kernkraftwerk |
UA125291C2 (uk) * | 2017-07-11 | 2022-02-16 | Акционєрноє Общєство "Научно-Ісслєдоватєльскій І Проектно-Конструкторскій Інстітут Енергєтічєскіх Тєхнологій "Атомпроект" | Спосіб керування швидкістю корозії обладнання технологічних контурів атомних станцій |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1047333A (sk) * | 1963-06-10 | |||
US4376753A (en) * | 1979-12-20 | 1983-03-15 | Electric Power Research Institute | Corrosion protection system for nuclear power plant |
US4317741A (en) * | 1981-01-29 | 1982-03-02 | Olin Corporation | Use of poly(oxyalkylated) hydrazines as corrosion inhibitors |
GB8729980D0 (en) * | 1987-12-23 | 1988-02-03 | Atomic Energy Authority Uk | Inhibition of nuclear-reactor coolant circuit contamination |
FR2642559B1 (fr) * | 1989-02-01 | 1991-04-05 | Commissariat Energie Atomique | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
-
1991
- 1991-08-09 DE DE4126468A patent/DE4126468C2/de not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-07-20 EP EP92112351A patent/EP0527357A1/de not_active Withdrawn
- 1992-07-30 BG BG96718A patent/BG60490B1/bg unknown
- 1992-08-06 US US07/926,572 patent/US5307391A/en not_active Expired - Fee Related
- 1992-08-07 CZ CS922456A patent/CZ282706B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1992-08-07 FI FI923563A patent/FI923563A/fi unknown
- 1992-08-07 SK SK2456-92A patent/SK278633B6/sk unknown
- 1992-08-07 JP JP4233136A patent/JPH0720281A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US5307391A (en) | 1994-04-26 |
SK245692A3 (en) | 1995-10-11 |
CZ282706B6 (cs) | 1997-09-17 |
BG96718A (bg) | 1994-03-24 |
JPH0720281A (ja) | 1995-01-24 |
DE4126468A1 (de) | 1993-02-11 |
CZ245692A3 (en) | 1993-02-17 |
EP0527357A1 (de) | 1993-02-17 |
BG60490B1 (bg) | 1995-05-31 |
FI923563A (fi) | 1993-02-10 |
FI923563A0 (fi) | 1992-08-07 |
DE4126468C2 (de) | 1996-04-04 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7713402B2 (en) | Method for treating a chemical decontamination solution | |
US4756768A (en) | Method for the chemical decontamination of metallic parts of a nuclear reactor | |
CN85108112B (zh) | 降低核电站中放射性的方法 | |
CA1136398A (en) | Decontaminating reagents for radioactive systems | |
JPS63172999A (ja) | 水冷形原子炉における放射性物質の沈着の抑制方法 | |
SK278633B6 (en) | Treatment method for cooling agent of the primary circuit of pressurized-water reactor | |
US4981641A (en) | Inhibition of nuclear-reactor coolant-circuit contamination | |
US4564499A (en) | Method of inhibiting corrosion of carbon steel piping of condensate and feed water systems in power generating plant | |
JPH09264988A (ja) | 亀裂先端のpHを制御することによって高温水中での金属の応力腐食割れを低減させる方法 | |
Jenks et al. | WATER CHEMISTRY IN PRESSURIZED AND BOILING WATER POWER REACTORS. | |
RU2120143C1 (ru) | Способ организации водно-химического режима | |
US5901368A (en) | Radiolysis-assisted decontamination process | |
JPS61157539A (ja) | イオン交換樹脂の分解処理方法 | |
HU210454B (hu) | Eljárás nyomottvizes nukleáris reaktor primer hűtőközegének kezelesere | |
CZ281880B6 (cs) | Způsob úpravy primárního chladiva vodního tlakového jaderného reaktoru | |
Masse et al. | Cleaning and decontamination: experimental feedback from PHENIX | |
Duendar et al. | Application of KWU antimony removal process at Gentilly-2 | |
JPH05288893A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントのクロム濃度管理方法 | |
Maeda et al. | The relationship between the reactor water sulfate ion concentration and cation exchange resin of CD in BWR | |
Gauchon et al. | Composition of Contamination Layers | |
JPH041599A (ja) | 原子力発電プラントの放射性物質低減方法 | |
Seddon | Decontaminating reagents for radioactive systems | |
Arkhipenko et al. | Chemical technologies and life management of Ukrainian NPPs | |
CEA | COMPOSITION OF CONTAMINATION LAYERS JP GAUCHON (CEA), F. BREGANI (ENEL) W. AHLFAENGER (KWL), M. LASCH (KGB) | |
Vartak et al. | Chemistry of radiation problems in reactors |