ES2349668T3 - Procedimiento para la descontaminación de componentes de centrales nucleares. - Google Patents

Abstract

PROCESO PARA ELIMINAR MATERIAL NO DESEABLE TAL COMO UN CONTAMINANTE RADIACTIVO DE UN MATERIAL SUBYACENTE. UNA SOLUCION QUE CONTIENE ACIDO FLUOROBORICO Y UN MATERIAL QUE AFECTA AL POTENCIAL DE OXIDACION DE LA SOLUCION DE ACIDO BORICO (EH) SE PONE EN CONTACTO CON EL MATERIAL CONTAMINANTE PARA PRODUCIR SU ELIMINACION. EL MATERIAL CONTAMINANTE ES ELIMINADO DE LA SOLUCION DE ACIDO FLUOROBORICO PONIENDO EN CONTACTO LA SOLUCION DE ACIDO FLUOROBORICO QUE HA ESTADO EN CONTACTO CON EL MATERIAL CONTAMINANTE CON UNA RESINA DE INTERCAMBIO CATIONICO.

Description

CAMPO DE LA INVENCIÓN

La presente invención se refiere al campo de los procedimientos de descontaminación. Más específicamente, la presente invención se refiere al campo de los procedimientos de descontaminación para eliminar contaminación radioactiva en las centrales nucleares.

ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN

La descontaminación de los subsistemas de las centrales con reactor de agua ligera (LWR) ha resultado relativamente habitual en los Estados Unidos y resulta importante como contribución útil a la reducción de la exposición a la radiación de los trabajadores de dichas centrales. La descontaminación de subsistemas implica exponer una parte del circuito del reactor a soluciones de descontaminación química que disuelven los depósitos radioactivos que se han acumulado en los equipos de procedimiento, incluyendo las canalizaciones. A continuación, las soluciones de descontaminación usadas se pueden tratar por intercambio iónico a efectos de retener la carga química y radioactiva de la solución de descontaminación sobre la resina, mientras que el agua limpia regresa al sistema. Un ejemplo de un procedimiento de este tipo es el procedimiento LOMI, descrito en la patente US nº 4.705.573.

Uno de los objetivos de la descontaminación consiste en eliminar los depósitos radioactivos que pueden representar un peligro para los trabajadores de la central. La descontaminación de los componentes de la central que se pretende reutilizar debe evitar cualquier daño a los materiales expuestos al procedimiento. Dichos daños se pueden producir debido a la corrosión resultante del procedimiento o de las condiciones normales de funcionamiento de la central nuclear después de la descontaminación. Algunos procedimientos que intentan evitar estos daños no atacan el metal de base y funcionan disolviendo la capa superior de óxidos metálicos de corrosión.

Aunque resultan eficaces para disminuir o reducir la cantidad de radiación a la que se ven expuestos los trabajadores, dichos procedimientos no eliminan toda la radioactividad de las superficies tratadas y, en consecuencia, no permiten que los elementos de la central sean tratados como residuos no radioactivos. A efectos de descontaminar suficientemente los elementos radiactivos para poder clasificarlos como no radiactivos, es necesario eliminar una fina capa del metal de base subyacente a efectos de liberar la radioactividad atrapada en las fisuras de dicho metal (que se producen, por ejemplo, como resultado de un ataque intergranular suave de la superficie metálica). Para desmantelar un reactor, las restricciones referentes a los daños en la central no son tan severas, dado que no se pretende continuar utilizando los elementos de la central. El único requisito con respecto a los daños es que los elementos de la central mantengan su integridad frente a pérdidas durante el funcionamiento del procedimiento a la vez que se mantienen estructuralmente intactos. Aunque la eliminación de una fina capa de metal de base es coherente con estos requisitos, la eliminación de demasiado metal puede provocar un problema por la cantidad de residuo radioactivo generada.

Se han descrito diversos procedimientos para la eliminación de metal de base. Por ejemplo, la patente US nº 4.828.759 se refiere a un procedimiento para utilizar ácido fluorobórico como reactivo descontaminante. Dicho reactivo puede disolver una amplia variedad de metales y óxidos metálicos. Dicha patente detalla diversos métodos para utilizar el ácido para minimizar los residuos radiactivos, por ejemplo, recuperando el ácido por destilación. El procedimiento descrito puede resultar conveniente para tratar componentes que se sumergen o se pulverizan en un baño para su descontaminación. La concentración de ácido indicada (de 0,05 a 50 moles por litro) es suficientemente alta para evitar las complicaciones de la ineficacia a la que se hace referencia a continuación.

La patente US nº 5.340.505 describe un método según el preámbulo de la reivindicación 1.

En algunos casos, utilizar un sistema químico diluido puede resultar ventajoso cuando se descontaminan componentes grandes de las centrales nucleares, tales como los generadores de vapor. La adquisición y el manejo de las sustancias químicas resultan complejos y caros si se utilizan soluciones químicas concentradas, y resulta difícil manejar los residuos en un volumen mínimo. Aunque el procedimiento descrito en la patente US nº

4.828.759 supera muchas de estas dificultades, el tipo de equipo propuesto no se utiliza habitualmente de un modo temporal en la descontaminación de una central nuclear, y el procedimiento no ofrece fácilmente los beneficios de exponer los elementos que se tienen que descontaminar a una solución de descontaminación cada vez más limpia. La utilización de soluciones de descontaminación cada vez más limpias resulta útil para obtener una elevada eficacia de descontaminación en un sistema complejo de elementos de la central contaminados en superficies interiores inaccesibles.

Otra solución de descontaminación capaz disolver metal de base incluye sales de cerio en una solución ácida (por ejemplo, véase patente alemana DE-PS 2.714.245). La acción oxidante del cerio (IV) en combinación con un ácido mineral tal como el ácido nítrico provoca que los metales se disuelvan. El cerio (III) resultante de la oxidación del metal se puede reoxidar a cerio (IV) mediante la acción de una sustancia química oxidante, tal como el ozono. El problema con los sistemas basados en el cerio como oxidante es que dicho elemento es catiónico y se elimina y acumula junto con los metales y la radioactividad mediante intercambio iónico. En consecuencia, resulta difícil proporcionar un sistema que permita la eliminación continua de metales radioactivos catiónicos sin la consiguiente eliminación del cerio. En consecuencia, el objetivo deseado de tratar el sistema con una solución de descontaminación cada vez más limpia no se puede alcanzar de forma conveniente.

SUMARIO DE LA INVENCIÓN

La presente invención da a conocer un procedimiento para descontaminar un material contaminado, que incluye proporcionar una solución que contiene de 1 a no más de 10 milimoles de ácido fluorobórico por litro, poner en contacto la solución con un material que provoca que el potencial de oxidación (Eh) de la solución de ácido fluorobórico esté comprendido entre aproximadamente 500 y aproximadamente 1.200 mV con respecto a un electrodo estándar de calomelanos, y poner en contacto la solución de ácido fluorobórico con el material contaminado y eliminar un contaminante poniendo en contacto la solución de ácido fluorobórico con una resina de intercambio catiónico, según la reivindicación 1.

Una forma de realización de la presente invención también da a conocer un procedimiento para eliminar metal de un sustrato, que incluye proporcionar una solución que contiene de 1 a no más de 10 milimoles de ácido fluorobórico por litro, poner en contacto la solución con un material que provoca que el potencial de oxidación (Eh) de la solución de ácido fluorobórico esté comprendido entre aproximadamente 500 y aproximadamente 1.200 mV.

1.200 mV con respecto a un electrodo estándar de calomelanos, y poner en contacto la solución de ácido fluorobórico con el sustrato y eliminar metal del sustrato. El metal se elimina o se recupera de la solución de ácido fluorobórico poniendo la misma en contacto con una resina de intercambio catiónico.

En un aspecto, un objetivo de la presente invención consiste en proporcionar descontaminación mediante la eliminación progresiva de depósitos y/o una capa de metal de base de una superficie de un modo homogéneo y controlado, liberándose de este modo contaminación radioactiva. En otro aspecto, es un objeto de la presente invención permitir el tratamiento de la superficie con una solución de descontaminación cada vez más limpia a medida que avanza el procedimiento. En otro aspecto, es un objeto de la presente invención la generación de un volumen mínimo de residuo radiactivo a partir del proceso.

BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS

La figura 1 representa un diagrama de bloques del procedimiento con los componentes principales del sistema de descontaminación de la presente invención;

las figuras 2a y 2b representan una serie de análisis EDAX de superficies de ensayo de muestras.

DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LA INVENCIÓN

La presente invención se desarrolló con el propósito de descontaminar elementos de centrales nucleares que ya no se pretende mantener en funcionamiento. Dichos elementos pueden aparecer porque se haya desmantelado toda la instalación o porque se está sustituyendo un elemento individual (tal como un generador de vapor de una central de reactor de agua a presión (PWR)). De acuerdo con la presente invención, se da a conocer un sistema de descontaminación que utiliza un reactivo diluido que proporciona un manejo sencillo y económico. El sistema de descontaminación disuelve uniformemente metales de base y depósitos corrosivos, y es especialmente adecuado para la descontaminación de componentes desmantelados de centrales nucleares. Además, el sistema también utiliza determinados reactivos que se pueden eliminar en la fase gaseosa

o se pueden convertir en especies que se pueden eliminar en fase gaseosa, no dejando de este modo ningún residuo. Debe apreciarse que la presente invención se puede aplicar no sólo a la eliminación de depósitos radioactivos de un sustrato, sino a la eliminación de depósitos no radioactivos, metales, derivados de metales y otros materiales en un sustrato subyacente.

Los reactivos químicos deben ser diluidos (no más de 10 milimoles por litro), ya que la cantidad de residuos de intercambio iónico radioactivos generada depende fuertemente de la cantidad de reactivos utilizada. Existen razones adicionales para preferir una concentración de sustancia química diluida, por ejemplo, la simplificación del manejo de dicha sustancia química a escala de una gran central nuclear. En consecuencia, resultaba deseable desarrollar un sistema químico que fuera diluido y pudiera disolver de forma uniforme metal de base, siendo al mismo tiempo adecuado para un lavado recirculante por intercambio iónico.

La presente invención evita la utilización de reactivos químicos catiónicos en la solución de descontaminación por la siguiente razón. Con el fin de alcanzar un grado elevado de eficacia de descontaminación en una central de geometría compleja, resulta necesario que el sistema sea tratado con una solución con un contenido en radiactividad progresivamente inferior, preferentemente al mismo tiempo que el metal de base se disuelve. De este modo, es posible evitar la posibilidad de contaminación de las superficies de acero limpias expuestas. En una central nuclear que no ha estado en funcionamiento durante un periodo superior a un año, la mayor parte de la radiactividad típicamente presente en los circuitos del reactor se encuentra en forma de elementos catiónicos. Siempre que el reactivo químico no contenga un catión (distinto del ión hidrógeno), es posible eliminar los elementos radiactivos disueltos en una resina de intercambio catiónico sin eliminar el reactivo químico. Este principio se ha utilizado ventajosamente en otros procedimientos según la técnica anterior que no disuelven metal de base. (Por ejemplo, el procedimiento CANDECON, véase P.J. Petit, J. E. LeSurf, W. B. Stewart y S. B. Vaughan, Corrosion ’78, Houston, Texas, 1978).

Con anterioridad anteriormente a la presente invención, se creía que la utilización de ácido fluorobórico como reactivo de descontaminación era ineficaz cuando la concentración del ácido se reducía hasta un nivel suficiente para que su uso resultara práctico en un gran sistema de central nuclear. El motivo de esta ineficacia es la naturaleza de los óxidos metálicos depositados o acumulados sobre las superficies metálicas a elevadas temperaturas durante el funcionamiento del reactor. Dichos óxidos son solubles solo lentamente en ácido fluorobórico diluido. El ácido penetra en las grietas de la estructura de óxido, dejando islas de óxido adherente, mientras que el metal de la base de dichas grietas se disuelve. Este comportamiento ha sido confirmado por microscopia electrónica de muestras de metales preoxidados expuestos a ácido fluorobórico diluido. Se han llevado a cabo ensayos de la eficacia del ácido fluorobórico en condiciones controladas de potencial de oxidación, Eh. En estos experimentos, el Eh se ha monitorizado o controlado mediante adiciones de hidrazina, peróxido de hidrógeno u ozono. En dichos experimentos, se ha descubierto que el óxido se disuelve mucho más uniformemente en particular sobre acero inoxidable, ya que el Eh del sistema aumenta. Además, la velocidad de eliminación de óxido sobre acero inoxidable resulta mucho más afectada por el Eh que sobre Inconel. El resultado es que, para valores elevados de Eh, la velocidad de eliminación sobre los dos tipos de metal resulta aproximadamente equivalente, lo cual resulta conveniente a la hora de descontaminar un sistema mixto de acero inoxidable/Inconel.

Al llevar a cabo el presente procedimiento de descontaminación, a menudo se da el caso de que el potencial electroquímico en la superficie del metal que se está descontaminando no es el mismo que el Eh de la solución de carga. En este caso, es posible que, aunque el Eh de la solución de carga esté comprendido dentro del intervalo especificado, el procedimiento no resulte exitoso debido a que el potencial electroquímico sobre la superficie de acero es menor que dicho intervalo especificado. Se ha descubierto que este hecho se puede dar particularmente cuando las muestras presentan una gran proporción de su superficie en forma de metal limpio, presentando una película contaminada sólo una pequeña proporción de la misma. En dichos casos, la cinética de la reacción de oxidación que mantiene el Eh es particularmente importante. Se puede utilizar permanganato de potasio como oxidante en lugar de ozono a efectos de mantener el Eh dentro del intervalo deseado, y se ha puesto de manifiesto que dicho oxidante es muy eficaz. El permanganato de potasio ha sido utilizado frecuentemente en soluciones de descontaminación como oxidante para la lixiviación de cromo en depósitos radioactivos (por ejemplo, Pick, M.E., “The Nature of PWR Stainless Steel and Inconel Oxides in Relation to Decontamination in Permanganate Based (NP and AP) Processes”, Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 3, British Nuclear Energy Society, Londres, Reino Unido, p. 61-69, 1983). Sin embargo, en el presente procedimiento el permanganato de potasio desempeña una función diferente, tal como se ha descrito anteriormente. En apoyo de ello, se puso de manifiesto que se produce una descontaminación significativa de Co-60 mientras está presente el permanganato de potasio (lo que no es el caso en los procedimientos anteriores, en los que la función del permanganato de potasio consiste en oxidar y lixiviar el cromo), y el permanganato de potasio se utiliza en el presente procedimiento en una concentración mucho menor de la habitual. Sólo es necesaria una cantidad de permanganato de potasio de 10-100 ppm para mantener el Eh dentro del intervalo deseado y, en consecuencia, mantener la eficacia de proceso en el presente procedimiento, a diferencia de las 1.000 ppm habitualmente utilizadas en los procedimientos anteriores.

Tal como se ha descrito perfectamente en la bibliografía química, la utilización de permanganato de potasio como oxidante provoca la formación de dióxido de manganeso sólido, el cual puede terminar recubriendo la superficie de la muestra e impedir la subsiguiente descontaminación. Para superar esta dificultad, el procedimiento se puede llevar a cabo hasta que el recubrimiento superficial con dióxido de manganeso impide progresar más allá, y a continuación se elimina un pequeño exceso de oxidación de ácido oxálico a la fase gaseosa. Cuando se ha eliminado todo el dióxido de manganeso, el exceso de ácido oxálico se puede descomponer añadiendo permanganato de potasio en una equivalencia estequiométrica exacta a efectos de formar iones manganoso. Esta etapa es importante porque, de otro modo, el ácido oxálico residual presente descompondría el permanganato de potasio añadido a dióxido de manganeso durante la continuación del procedimiento. Los iones de potasio y manganoso resultantes se eliminan nuevamente mediante el intercambiador catiónico. A continuación, el procedimiento continúa llevando a cabo otra adición de permanganato de potasio para devolver el valor de Eh al intervalo especificado.

En cuanto a la figura 1, los elementos de una planta se disponen en un diagrama de flujo típicamente con un soporte de proceso 10. Dicho soporte de proceso 10 consiste en un equipo que puede ser transportado fácilmente de uno a otro lugar, y conectarse a los elementos de la central nuclear mediante el sistema de conducciones 12 temporal. Los componentes del soporte de proceso son típicamente una bomba, un calentador en línea, un generador de ozono 14, dos recipientes de intercambio iónico 16 y 18, un depósito de sobretensión, y equipación 20 adecuada para la inyección química.

El sistema se llena con agua (preferentemente desionizada) y la misma se hace circular a través del sistema mientras se calienta a la temperatura del procedimiento. La temperatura a la cual funciona el procedimiento puede estar comprendida desde aproximadamente la temperatura ambiente a aproximadamente 100°C, pero el intervalo más preferido es de aproximadamente 65°C a aproximadamente 100°C. La selección de la temperatura se basa en la velocidad deseada de disolución del metal. El metal se debe disolver de forma suficientemente lenta para que la solución tenga un pH constante en todas las partes de la ruta de flujo, pero de forma suficientemente rápida para que el tiempo de aplicación del procedimiento sea conveniente. Típicamente, un periodo conveniente de aplicación se define entre aproximadamente dos y aproximadamente cuarenta y ocho horas. A continuación, se inyecta ácido fluorobórico al sistema en solución concentrada, típicamente al 48% (p) en agua, a efectos de alcanzar una concentración comprendida dentro del intervalo deseado. Dicho intervalo está comprendido entre aproximadamente 1 y aproximadamente 50 milimoles por litro, pero más preferentemente es de aproximadamente 10 milimoles por litro. Periódicamente, durante el desarrollo del procedimiento, se puede inyectar ácido fluorobórico adicional a efectos de mantener la concentración deseada. Es importante que el pH deseado y el Eh se mantengan a lo largo de todo el procedimiento de descontaminación.

El ozono se inyecta desde el generador de ozono. El generador de ozono puede ser cualquier dispositivo comercialmente disponible para este propósito, por ejemplo, que funcione sobre el principio de descarga eléctrica en aire u oxígeno. (Corona Discharge Ozone Generator, Peak Scientific, Reino Unido.) Opcionalmente, el ozono presente en los gases de salida se puede reciclar a través de la solución. La velocidad de inyección de ozono se controla a lo largo del procedimiento para alcanzar el valor deseado de potencial de oxidación (Eh) que se debe mantener dentro del intervalo comprendido entre aproximadamente 500 y aproximadamente 1.200 mV con respecto al electrodo estándar de calomelanos. Los gases de salida del sistema se deben evacuar a través de un filtro de ozono del tipo comercialmente disponible a efectos de impedir que el ozono se expulse a la atmósfera. Desde este punto, los gases de salida se deben evacuar al sistema de extracción de la central.

La columna de intercambio catiónico se conecta al sistema mediante válvulas. La velocidad de flujo de la solución a través de la columna de intercambio catiónico se controla a efectos de mantener el pH de la solución de circulación en el intervalo correcto. Dicho intervalo de pH está comprendido entre aproximadamente 2 y aproximadamente 3, pero de la forma más preferente es aproximadamente de 2,5. Las resinas de intercambio catiónico y aniónico utilizadas para el procedimiento pueden ser cualquier resina de intercambio iónico típicamente utilizada para purificación de agua en la industria nuclear, preferentemente intercambiadores catiónicos ácidos fuertes, tal como IR-120 e intercambiadores de iones aniónicos básicos fuertes, tal como IRA 400.

Durante el procedimiento, el progreso de la descontaminación se puede controlar midiendo la radioactividad que circula en la solución de proceso (mediante toma de muestra y análisis), y, si resulta conveniente, mediante un equipo directo de monitorización gamma adyacente a los elementos que se pretende descontaminar. La mayor parte de la reactividad se elimina mediante la resina de intercambio catiónico, de tal modo que la solución de circulación presenta progresivamente menores niveles de radioactividad circulante. El procedimiento se completa cuando ya no se elimina más radioactividad del sistema. Durante la etapa final de lavado, la solución de procedimiento se hace circular a través de la ruta de flujo y a través de columnas de intercambio catiónico y aniónico hasta que se alcanza la pureza deseada del agua de proceso (por ejemplo, una conductividad de aproximadamente 10 microsiemens). El ácido fluorobórico se elimina del sistema mediante las columnas de intercambio aniónico, dejando el sistema con agua limpia.

Tras la compleción del proceso, el agua se puede eliminar del sistema y la resina de intercambio iónico se puede desechar como residuo radioactivo de cualquier modo convencional, por ejemplo, se puede transferir hidráulicamente a una camisa de cilindro para desaguado u otro tratamiento antes de su transporte y eliminación como residuo.

EJEMPLO 1

Se obtuvieron muestras de acero inoxidable 304 e Inconel 600 a través de Metal Samples Inc., Alabama. Dichas muestras eran comprobables mediante certificado de fábrica y se oxidaron mediante el siguiente procedimiento para obtener un recubrimiento de óxido del que se puso de manifiesto que simula la exposición de los materiales a las condiciones del reactor PWR. Las muestras se desgrasaron en metanol y se sometieron a baño químico durante 2 minutos en ácido nítrico al 30% (para las muestras de acero inoxidable) o ácido sulfúrico al 30% para las muestras de Inconel. Las muestras se lavaron en agua desmineralizada, se enjuagaron con metanol y se secaron en un desecador hasta peso constante. Las muestras se calentaron en aire a 800°C durante un período de 15 minutos. Se calcularon los grosores promedio de película de óxido (0,85 micrones para el acero inoxidable y 0,58 micrones para Inconel) a partir de los incrementos de peso asumiendo que dicho incremento era debido a la incorporación de oxígeno y que la densidad del óxido era de 1,5 g·cm-3. Una micrografía electrónica de barrido y un análisis EDAX de las superficies de las muestras pusieron de manifiesto un enriquecimiento en oxígeno y cromo en comparación con el metal de base, tanto en el caso de las muestras de acero inoxidable como en el de las muestras de Inconel (figura 2). La figura 2a ilustra un análisis que incorpora el espectro de superficie de acero inoxidable 304L con superficie oxidada y análisis a 10 keV. La figura 2b ilustra el espectro de superficie de acero inoxidable 304L tratado con HBF4/O3 y análisis a 10 keV.

Se construyó un equipo de descontaminación de recirculación con una cámara de muestras de PTFE, generalmente según el diagrama de la figura 1, aunque en este caso particular no se utilizó ninguna columna de intercambio aniónico. El volumen del sistema fue de 10 dm3 y la velocidad lineal de flujo sobre las muestras fue de 0,07 m s-1 . Se dispuso una columna de intercambio catiónico de 0,5 dm3 de capacidad (IR-120) en la forma de hidrógeno. El diseño permitió el control de las velocidades de flujo, la temperatura y las concentraciones químicas. La temperatura, el pH, el Eh y la velocidad de flujo se registraron en un sistema de alimentación de datos. Se tomaron muestras de solución de la solución de carga de recirculación y a la salida de la columna de intercambio catiónico en diversos instantes, y las mismas se mandaron a analizar (hierro, cromo, níquel y pH). Dichas muestras se colocaron en la cámara de muestras y el sistema se llenó con agua desmineralizada. La solución se calentó a 65°C. Se añadió ácido fluorobórico (13,5 ml, 48% en peso en agua) y se conectó el generador de ozono. Inicialmente, la columna de intercambio catiónico se aisló, pero tras cuatro horas, la columna de intercambio iónico se ajustó a una velocidad de flujo de 10 dm3·h-1. El análisis de la solución de carga y de las muestras “tras el intercambio catiónico” se indican en la tabla 1. El Eh se mantuvo entre +600 y +1.000 mV con respecto al electrodo estándar de calomelanos. La descontaminación se prosiguió durante 24 horas. A continuación, se extrajeron las muestras, se enjuagaron en agua desmineralizada, se secaron en aire y se examinó su pérdida de peso y el aspecto de su superficie mediante micrografía electrónica de barrido y EDAX.

Tras la exposición, las muestras, que habían tenido un recubrimiento de óxido oscuro, presentaban un aspecto metálico brillante similar al que tenían antes del procedimiento de oxidación. La ausencia de óxido se confirmó mediante análisis EDAX y la composición de la superficie fue equivalente al metal de base (es decir, sin ningún enriquecimiento de cromo). El cálculo de la pérdida de peso indicó que las muestras

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habían perdido aproximadamente 5,44 mg cmen Inconel y 0,90 mg cmen el acero inoxidable.

5 La resina de intercambio iónico se examinó visualmente y no se observaron signos de daños. No se produjo ninguna reducción de la velocidad de flujo ni ningún incremento de la caída de presión durante el experimento, y no se apreció ninguna pérdida de capacidad de intercambio iónico (conversión entre las formas de hidrógeno y sodio). A partir de los resultados analíticos, se puede observar que la columna de intercambio iónico

10 había funcionado exactamente tal como estaba previsto, disminuyendo el pH y eliminando los metales.

Tabla 1

imagen1

* Inicio de tratamiento de intercambio catiónico ND = No Detectado = inferior a 50 ppb

EJEMPLO 2

Se obtuvieron muestras del circuito primario de un PWR operativo. Dichas muestras eran una muestra de tubo de generador de vapor de Inconel 600 y una muestra de acero inoxidable (tipo 304L) de una cubierta de acceso humano. El análisis de radionucleidos en las dos muestras indicaron 126 kBq cm -2 de Co-60 en el acero

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inoxidable y 103 kBq cmde Co-58, 0,18 kBq cmde Co-57 y 1,23 kBq cmde Mn-54 en el tubo de Inconel. Las superficies no radioactivas de las muestras se anularon con un recubrimiento de silicona para evitar su exposición a la solución de descontaminación.

Las muestras se trataron en el equipo de descontaminación tal como en el ejemplo 1, excepto porque la resina de intercambio iónico utilizada fue un lecho mixto 1:1 de resina catiónica IR-120 y resina aniónica IRA-400 previamente regeneradas con ácido fluorobórico (es decir, la resina aniónica se encontraba en forma de fluoroborato). Se midió la radioactividad de las muestras por espectrometría de rayos gamma.

El procedimiento se llevó a cabo durante un periodo de 31 (treinta y una) horas utilizando las mismas condiciones que en el ejemplo 1. Se controló el aumento y la disminución de la radioactividad en el soporte de muestras y la columna de intercambio iónico (respectivamente). Tras la descontaminación, las muestras se volvieron a medir utilizando espectrometría de rayos gamma. Los factores de descontaminación (Co-60 en las muestras antes de la descontaminación dividido por Co-60 en las muestras tras el tratamiento) fueron de 28 (veintiocho) para Inconel y 4 (cuatro) para el acero inoxidable. El procedimiento se detuvo a las 31 (treinta y una) horas, pero se estimó que un periodo adicional de aproximadamente 12 (doce) horas completaría la eliminación de óxido y de radioactividad.

Las formas de realización y los ejemplos descritos anteriormente se proporcionan a título ilustrativo y no limitativo de la presente invención. En consecuencia, los expertos en la materia pueden introducir modificaciones comprendidas por las reivindicaciones siguientes.

Claims (7)

1. Reivindicaciones

   1. Procedimiento para descontaminar un material contaminado que comprende: proporcionar una solución que contiene ácido fluorobórico; poner en contacto la solución de ácido fluorobórico con el material contaminado; y eliminar un contaminante de la solución de ácido fluorobórico que se ha puesto en

   contacto con el material contaminado poniendo en contacto la solución de ácido fluorobórico con una resina de intercambio catiónico para eliminar los contaminantes de la solución de ácido fluorobórico,

   caracterizado porque la solución de ácido fluorobórico contiene de 1 a no más de 10 milimoles de ácido fluorobórico por litro, y por poner en contacto la solución de ácido fluorobórico con un material que provoca que el potencial de oxidación de la solución esté comprendido entre aproximadamente 500 y aproximadamente 1.200 mV con respecto a un electrodo estándar de calomelanos.

2. 2.

   Procedimiento según la reivindicación 1, en el que el pH de la solución de ácido fluorobórico está comprendido entre aproximadamente 2 y aproximadamente 3.

3. 3.

   Procedimiento según la reivindicación 1, en el que el material que provoca que el potencial de oxidación de la solución esté comprendido entre aproximadamente 500 y

   1.200 mV se selecciona de entre el grupo constituido por hidrazina, peróxido de hidrógeno, ozono, permanganato de potasio y combinaciones de los mismos.
4. 4. Procedimiento según la reivindicación 1, en el que el material que provoca que el potencial de oxidación de la solución esté comprendido entre aproximadamente 500 y

   1.200 mV es el ozono.

5. 5.

   Procedimiento según la reivindicación 1, que comprende además mantener la temperatura de la solución de ácido fluorobórico de aproximadamente 15°C a aproximadamente 100°C.

6. 6.

   Procedimiento según la reivindicación 1, en el que el contaminante se selecciona de entre el grupo constituido por metal radioactivo y derivado de metal

   radioactivo.

7. 7.

   Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, que comprende eliminar metal de un sustrato.