Abstract:
A device for removing a radioactive deposition from a fuel assembly (1) in a nuclear plant comprises a container (2), arranged to accommodate the fuel assembly, first means (3, 4, 5), arranged to feed a fluid into and through the container (2), said fluid being provided to release the deposition from the fuel assembly (1) by means of abrasion and transport radioactive deposition material out of the container (2) and second means (6, 7) being arranged to receive the radioactive material transported out of the container (2) by the fluid. In the device, at least second means (6, 7) are arranged in a gamma -radiation-dampening medium.
Abstract:
The invention relates to a process for using metal parts which are radioactively contaminated during which the metal parts are melted down. A slag former is added thereby forming a liquid melt and a slag. The slag is subsequently separated from the melt. This process is characterized in that after separation of the slag the slag former is added to the melt again as long as it is still liquid and that the formed slag is once more separated from the melt.
Abstract:
When cleaning contaminated surfaces of components of nuclear plant, it is important to avoid the release of radioactive aerosols into the atmosphere and to limit the amount of radioactive waste arising. The invention therefore proposes a mechanical process, using a dry agent (4), in which the area (2) to be decontaminated is surrounded, during treatment with the jet, by a dust-tight enclosure (10) and a closed-circuit jet unit (70) is used to recycle the dry agent. In addition, the invention includes a device for carrying out the dry decontamination process. In a preferred embodiment, this device includes a manipulator with a jet-nozzle mounted so that it can move on a hollow guide rail through which the dry-agent/dust mixture (6) produced is evacuated.
Abstract:
화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템이 개시된다. 본 발명의 일 측면에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템은 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 시스템으로서, 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 화학제염 공정을 수행하여 획득된 산화층 제거율 정보가 입력되는 제1 입력부; 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보가 입력되는 제2 입력부; 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보가 입력되는 제3 입력부; 및 산화층 제거율 정보, 기초 정보 및 누설 냉각재 양 정보를 종합적으로 고려하여 제2 시점에 외부로 누출된 누출 방사능 양을 예측하는 예측부;를 포함할 수 있다.
Abstract:
Die Erfindung betrifft ein lonentauscherharzbehandlungssystem (10) zur Behandlung von radioaktiv belastetem lonentauscherharzabfall, wobei ein Überkritischeswasseroxidationsreaktor (12) eingangsseitig mit einer Luftzufuhreinrichtung, mit einer Abfallzuführeinrichtung, mit einer Brennstoffzuführeinrichtung und einer Wasserzuführeinrichtung (28) verbunden ist, wobei der Abfallzuführeinrichtung eine lonentauscher- harzzerkleinerungssystem (24) vorgeschaltet ist, das ein zu behandelndes lonentauscherharz so lange zerkleinert bis eine vorgegebene lonentauscherharzpartikelgröße des zu zerkleinernden lonentauscherharzes unterschritten ist, wobei das zerkleinerte lonentauscherharz der Abfallzuführeinrichtung zugeführt ist, wobei der Überkritischeswasseroxidationsreaktor (12) ausgangsseitig mit einer Separatorvorrichtung (38) verbunden ist, wobei durch die Separatorvorrichtung (38) die vom Überkritischeswasseroxidationsreaktor (12) erhaltene Mischung aus Gas und Flüssigkeit in die jeweilige Phase getrennt ist und ein abgeschiedenes Gas einem Gasauslassele ment und eine abgeschiedene Flüssigkeit an einem Flüssigkeitsauslasselement bereitgestellt ist, und wobei durch eine Steuerungseinrichtung wenigstens der Überkritischeswasseroxidationsreaktor (12), die Luftzufuhreinrichtung, die Abfallzuführeinrichtung, die Brennstoffzuführeinrichtung' und die Wasserzuführeinrichtung geregelt ist. Die Erfindung betrifft auch ein Verfahren zur Behandlung von radioaktiv belastetem lonentauscherharzabfall.
Abstract:
Procédé de décontamination d'une surface d'un substrat ou procédé de décontamination d'u milieu gazeux mettant en œuvre un gel ferromagnétique inorganique constitué par une solution colloïdale comprenant un agent viscosant inorganique, un composé ferromagnétique et un solvant.
Abstract:
A decontamination apparatus (1; 101; 434) for decontaminating an external surface (16; 116; 416) is provided. The decontamination apparatus has a moveable platform (4; 104; 204) and a containment structure (6; 106; 406) mounted on the moveable platform. The containment structure has at least one aperture and a respective contact surface (22; 122) arranged around the perimeter of the aperture. The contact surface is arranged to make contact with the external surface to define a working volume, when the containment structure is positioned proximal to the external surface. The decontamination apparatus includes a decontamination device (8; 108; 301; 306) arranged to decontaminate the external surface. The decontamination device is arranged within the working volume and arranged to access the external surface through the at least one aperture. There is also a vacuum system for generating a partial vacuum in the containment structure to apply a suction force to the external surface.
Abstract:
본 발명은 제염용 보트에 관한 것이다. 본 발명의 실시예들에 따른 제염용 보트는, 피제염물에 대한 제염 처리를 수행할 때에 상기 피제염물이 안착되는 제염용 보트에 있어서, 베이스 프레임; 상기 베이스 프레임의 상부면으로부터 이격되어 배치되며, 상기 피제염물이 안착되는 적어도 하나의 거치 프레임; 및 일단은 상기 베이스 프레임의 상부면 및 측면 중 적어도 하나에 연결되고, 타단은 상기 적어도 하나의 거치 프레임 각각에 연결되며, 상기 적어도 하나의 거치 프레임 각각을 지지하는 적어도 하나의 지지 프레임을 포함하는 것을 특징으로 한다. 따라서, 본 발명의 실시예들에 따른 제염용 보트에 따르면, 베이스 프레임의 상부면으로부터 이격되어 배치되고 지지 프레임에 의해 지지된 거치 프레임에 피제염물을 안착시켜 제염 공정을 수행함으로써, 다양한 형상의 피제염물에 적용할 수 있을 뿐 아니라, 피제염물의 전체 표면을 균일하게 제염 처리할 수 있다.
Abstract:
The present invention relates to methods of decontaminating irradiated nuclear graphite. The method comprises immersing the irradiated nuclear graphite in a molten salt electrolyte, and subjecting the irradiated nuclear graphite to an electrochemical treatment.