N és 13 N RADIOIZOTÓPOK KÖNNYŐVÍZ-HŐTÉSŐ REAKTOROK HŐTİVIZÉBEN. Irodalom: K.H. Neeb: Radiochemistry in Nuclear Power Plants

Átírás

1 RADIOIZOTÓPOK KÖNNYŐVÍZ-HŐTÉSŐ REAKTOROK HŐTİVIZÉBEN Irodalom: K.H. Neeb: Radiochemistry in Nuclear Power Plants CSOPORTOSÍTÁS A hőtıvíz, az adalékok és a szennyezık aktiválási termékei Hasadási termékek és az üzemanyag aktiválási termékei Aktivált korróziós termékek JELENTİSÉG Üzemeltetés Radioaktivitás, radiotoxicitás Dózisteljesítmény Környezeti hatás SPECIÁLIS ALKALMAZÁSOK: Primer és szekunder kör közti szivárgás mérése Főtıelem inhermetikusságának vizsgálata Primer köri korróziós és aktivitás képzıdési folyamatok vizsgálata A hőtıvíz, az adalékok és a szennyezık aktiválási termékei Átlagosan a keringési idı 10%-ban van a zónában (neutron térben) 16 N, 13 N 18 F 3 H 14 C 41 Ar 35 S 32 P 42 K, 24 Na 16 N és 13 N 16 N: 7 sec béta, gamma (5, 7 MeV) 13 N: 10 min béta+ Képzıdés: 16 O(n,p) 16 N üzemelés alatt dominál árnyékolás 16 O(p,alfa) 13 N forró N atomok: E kin 0,4 MeV Kémiai formái: gyök reagál radiolízis termékekkel. Pl. PWR hőtıvíz: N 2 NO NO 2 - NO 3 - NH 4 + NH 2 OH (1% 9% 25% 10% 30% 16%) Az arányok valójában a vízkémiától függnek: reduktív közegben nı az NH 4 + aránya, ami illékony NH 3 -ként nagyobb gázkibocsátást jelent a környezetbe. NO x - nem illékony, de az NO az. PWR-ben kb.5x több *N kerül a gızbe, mint BWR-ben. H 2 adagolásra nı a gız *N aktivitása (>80%). Megkötıdés anion ill. kationcserélı gyantán.

2 Primer és szekunder kör közötti szivárgás mérése I. 16 N folyamatos monitorozásával zóna közeli pozícióban: zone t3 t2 tp Steam generator t0 t1 t4 detector 18 F 110 min, béta+ (511 kev gamma) Képzıdés 18 O(p,n) 18 F fi=0,2% n+ 1 H Kémiai formája: F- anion, illékony H 2 O.F BWR-ben kb. 90% a gızbe kerül és 80% kondenzálódik. PWR hőtıvíz: kb Bq/kg Környezeti hatás kicsi. Trícium 12 év, béta-: 18 kev Képzıdése: 2 H(n,γ) 3 H (fi=0,015% 2 H/H, σ=3,6e-28 cm 2 ) BWR: kb. 0,1 MBq/kg HWR: 2 H- 3 H elválasztás ( 1 H(n,γ) 2 H(n,γ) 3 H elhanyagolható) 6 Li(n th,α) 3 H σ=6e-22 cm 2 7 Li(n f,nα) 3 H σ=8,5e-26 cm 2 PWR fi=99,99% 7 Li/Li, hogy a 3 H mennyisége csökkenjen (term. fi=92,5% 7 Li/Li) 10 B(n,2α) 3 H PWR: kb. 10 MBq/kg 10 B(n,α) 7 Li(n,nα) 3 H 11 B(n, 9 Be) 3 H Hasadás, diffúzió FE-bıl + szabályozó rúdból (B) fıleg acélburkolaton át, ill lyukon át Kémiai formája: HTO + kevés szerves anyag Kibocsátás: kicsi a kozmikus eredető 3 H-hoz képest: 14 N(n,t) 12 C a légköri robbantásokhoz képest Hőtıvíz: PWR (VVER) hőtıvíz: MBq/kg BWR hőtıvíz: 0,1 MBq/kg Víztisztítás: HWR: elektrolízis vagy izotópcsere víz/d 2 közt, majd kriogén H 2 /D 2 desztilláció Mérlegen felüli vizek: TBq/GWe BWR: 4, PWR: 20, PWR2: 500, HWR: (D 2 O) 14 C 5730 év, béta- Képzıdés: 17 O(n,α) 14 C fi=0,037% 17 O, σ=2,4e-25 cm 2 90% 14 N(n,p) 14 C (σ=1,8e-24 cm 2, 50ppm oldott N 2 : összemérhetı) 13 C(n,γ) 14 C 0% Kémiai formái: CO 2, CO, CH 4 szerves A CO és a szerves forma az illékonyabb. Hőtıvíz: Bq/kg PWR:CO %, BWR: CO 2 kb. 100% PWR redukáló közegében több a szerves és a CO. A hőtıvízben levı mennyiség csak 0,01-0,06%-a az évente képzıdı 14 C mennyiségnek. Kibocsátás: fıleg a légkörbe (95%) és csak 5% kerül a folyékony és szilárd hulladékba kicsi a kozmogén eredetőhöz és a légköri robbantásból származóhoz képest PWR: szerves 80%, BWR: CO 2 kb. 100% Ioncserélı gyanta: karbonát anionként köti az éves képzıdött mennyiség 1-3% kerül a gyantákra

3 32 P és 35 S Béta- 32 P: 14 nap 35 S: 14 nap 31 P(n,γ) 32 P 35 Cl(n,p) 35 S P szennyezés B-ban Cl szennyezés Hőtıvíz: kbq/kg PO 3-4 SO 2-4 Anioncserélı Nem illékony 42 K és 24 Na Béta-, gamma 15 óra 41 K(n,γ) 42 K 23 Na(n,γ) 24 Na PWR-VVER: 0-20 mg/kg KOH KOH szennyezıje (v.ö. 0-2 ppm LiOH) Hőtıvíz:MBq/kg Nem illékony, nincs kibocsátás. Primer és szekunder kör közötti szivárgás mérése II. Szekunder köri hőtıvízben 42 K gammaspektrometriás elemzése Szakaszos mintavétellel Folyamatos telepített berendezéssel Hasadási termékek és az üzemanyag aktiválási termékei Nemesgáz izotópok Jód izotópok Cézium izotópok Nem illékony hasadási termékek Urán aktiválási termékei transzurán izotópok

4 Nemesgáz izotópok 133 Xe, 135 Xe, 85m Kr, 87 Kr, 88 Kr Rövid felezési idı Béta-, gamma FE meghibásodás Késleltetett kibocsátás- aktívszén 85 Kr Hosszú felezési idı Béta- Tárolás gáz tartályban Jód izotópok 131 I, 133 I, 135 I, 132 I ( 132 Te), 134 I 8 nap 78 óra 1 óra Béta-, gamma FE állapot 129 I 10 5 év Béta- (gamma) 127 I: késı neutron Kémiai forma: PWR: Jodid, jód, jodát/perjodát, szerves jód >96% Tranziens alatt több I 2 Primerköri gyanta: 100% jodid megkötés Jód kibocsátás alacsony Cs izotópok és aktinidák Cs izotópok 137 Cs hasadási termék: 30 év 134 Cs: 133 Cs(n,γ) 134 Cs stabil ill. 2 év hasadási termék 135 Cs(n,γ) 136 Cs 2E5 év ill. 13 nap Kiégés 138 Xe 138 Cs 33 perc Kémiai forma: Cs + kation Nincs a lerakódásokban Kationcserélı rossz hatásfokú Egyéb hasadási termékek és aktinidák 95 Zr/ 95 Nb, 99 Mo/ 99 Tc, Sr izotópok, Ru és Ce izotópok Pu, Am, Cm izotópok Nem illékonyak, nem mobilisak Erózió vagy kioldódás az UO 2 -ból Lerakódások korróziós termékekkel együtt Részecske forma a primer vízben FŐTİELEMEK HERMETIKUSSÁGA Inhermetikusság: hasadási és FE aktiválási termékek szivárgása a hőtıvízbe Mikrohiba: illékony hasadási termék szivárgása Makrohiba: üzemanyag-hőtıvíz kontaktus Meghatározás nehézségei: - Urán szennyezés/felületi szennyezés - Nincs éles határ a 2 hibatípus között - Kis hiba hatása is jelentıs: ponthiba: <mg U 5-10 mm lyuk 1 g U mm repedés 10 g U FE törés >50g U - Több FE van a zónában, együttes hatás On-line elemzés: 1 vízmintában mérhetı néhány izotóp alapján: nemesgáz-izotópok - BWR, jód izotópok - PWR.

5 FE sérülések fajtái A Zr hidridizációja üzemanyag nedvességtartalma miatt, PCI pellet/cladding interaction teljesítmény változtatáskor Zr bélés a Zr ötvözetben, CILC crud induced local corrosion, Gyártási hibák (hegesztés) fretting corrosion - mechanikai hatásra bekövetkezı lokális korrózió, (debris fretting, buffle jetting). Meghibásodási statisztika Paks: 0,006% Legkorszerőbb erımővek/üzemanyagok/üzemeltetési technológiák: 0,001% FE vizsgálati módszerek On-line vizsgálatok primervíz elemzésével - stabil reaktorüzemben - tranziensek alatt Következtetések: - sérülés bekövetkezése - hiba típusa (sérülés mérete) - hibás elemek száma - felületi szennyezettség - lokalizálás Off-line vizsgálatok kazetták egyedi azonosítása sipping berendezések ON-LINE VIZSGÁLATOK A SZIVÁRGÁS MECHANIZMUSA Burkolat sérülése He töltıgáz szökése Vízgız beáramlása UO 2 oxidálása UO 2+x Hıvezetés romlása, hımérséklet emelkedés a pasztillában Nemesgázok diffúziós együtthatója nı (1000x), jódok diffúziója nı (10x) I- oxidációja illékony I 2 -dá (O 2 a vízgız radiolízisébıl) Migráció a burkolat alatti résbe (I: 2-5%) Szivárgás a hőtıvízbe Aktivitás koncentráció [Bq/l] A primerköri aktivitáskoncentrációk mérése 2. ábra: I-134 koncentráció a 3. reaktor primer vizében nov aug máj jan okt júl ápr jan.. Dátum

6 1. ábra: I-131 koncentráció a 3. reaktor primer vizében 1. ábra: I-131 koncentráció a 3. reaktor 16. kampányában Aktivitás koncentráció [Bq/l] Aktivitáskoncentráció [Bq/l] nov aug máj jan okt júl ápr jan júl nov febr máj szept dec.. Dátum Dátum A szivárgási folyamat modellezése Release to birth ratio R/B Hasadási termékek relatív kibocsátási sebessége az üzemanyagból a hıhordozóba (Ri) Hasadási termékek keletkezési sebessége az üzemanyagban (B) i) Hasadási termékek keletkezési sebessége az üzemanyagban (B) F = 3.12*10 10 *Pth Bi = 3.12*10 10 *Pth*λi*Yi F hasadási sebesség (atom/s), Pth termikus teljesítmény (W), Bi aktivitás keletkezési sebessége (Bq/s), λi bomlási állandó Yi hasadási hozam ii) Hasadási termékek kibocsátási sebessége az üzemanyagból(r) a hıhordozóba Anyagmérleg a hıhordozóra: dni dt λ β Ri = aiv( λi + β) = ri ini Ni R/B (λ) függvény-vizsgálatok Visszalökıdési modell Feltételezik, hogy a hasadási termékek az üzemanyagból közvetlenül -visszalökıdés révén- a hőtıközegbe kerülnek: R/B nem függ λ-tól Inventár és egyensúlyi modell (egyensúly az üzemanyagban) A modellben az i-dik nuklid kibocsátási sebessége arányos a nuklid mindenkori mennyiségével (az inventárral) a főtıelemben: ri=νini Ri lg = lg ν lg( λi + ν) Bi Diffúziós modell (diffúzió az üzemanyagban)

7 R/B λ függvény a paksi 3. reaktor 15. kampányában Modellezés eredménye: Egyszerősített szakértıi rendszer: Jód izotópok R/B aránya 1E-4 1E /01/08 A megfelelı szivárgási modell kiválasztása a mérési adatok alapján Szivárgási állandók (ν) számítása az adott modell szerint Hiba típusának megadása (hiba mérete) Standard hibához tartozó szivárgás alapján a hibás elemek számának becslése Mikro és makrohiba megkülönböztetése 131 I/ 133 I arány alapján Hibaszám becslése korrigált 131 I koncentrációból standard hibához tartozó 131 I szivárgás alapján 1E-6 1E-6 1E-5 1E-4 Bomlási állandó [1/s] Felületi szennyezettség megadása Felületi szennyezettség becslése 134 I aktivitás alapján Egyéb izotópok a FE állapot értékelésében Spiking TRANZIENSEK 239 Np Aktinidák Nem illékony izotópok, csak makrohibákat jeleznek Lerakódásokban halmozódnak föl Power plant calculations calculated and measured 131 I activity increase during shutdown

8 Lokalizálás kiégési szint meghatározásával - flux tilting A főtıelemek állapota a paksi reaktorokban Cycle 3.blokk Type of failure by expert system Number of failed fuel elements by expert system Number of failed fuel elements by steady state model Cs/ 134 Cs arány tranziens alatt Pu/ 239,240 Pu arány 1. cycle cycle Macro cycle Micro cycle Macro 1 1 Number of macro failures (conservative estimation) Number of micro failures (conservative estimation) Fuel failure rate (conservative estimation) 1#reactor (18cycles) % 2#reactor (18cycles) % 3#reactor (16cycles) % 4#reactor (14cycles) % VVER reaktorok FE-einek átlagos meghibásodási gyakorisága: 0.007% SIPPING VIZSGÁLATOK Egyedi vagy csoportos kazetta vizsgálat Álló reaktorban Mesterséges tranziens: hımérséklet, nyomás 131 I és 137 Cs ill. nemesgáz elemzés Statisztikai értékelés Fajtái: Nedves, száraz Egyedi, csoportos AKTIVÁLT KORRÓZIÓS TERMÉKEK A primerköri felületeken kontaminált oxid réteg alakul ki dolgozók kollektív dózisa CRUD=felületeken lerakódott oxid réteg LWR: Felületi oxid réteg tartalmazza a lerakódott radioizotópokat. FBR: Radioizotópok bediffundálhatnak az alapfémbe. ERİMŐVI TAPASZTALATOK PWR (Siemens KWU): BWR (Siemens KWU): <1978.: 3-6 mansv/év/blokk külsı keringtetés: 0,3-0,7 mansv/év/blokk >1978.: 1 mansv/év/bl belsı keringtetés: 0,1-0,5 mansv/év/bl >1985., ötvözetek cseréje: 0,2 mansv/év/bl A kontamináció nagy eltéréseket mutat reaktoronként. Idıbeli alakulás: 2-4 év (EFPY) után telítés a PWR-ben ( msv/óra gızfejlesztı), nincs telítés a BWR-ben (alacsonyabbak a dózisteljesítmények: 1-2 msv/óra). Rövidtávú és hosszútávú viselkedés egy reaktorban azonos.

9 Radioaktív korróziós termékek Keletkezés Forrás (LWR) Megjegyzés 59 Co(n,γ) 60 Co SS, Co ötvözetek 58 Ni(n,p) 58 Co Inconel, Incoloy 54 Fe(n,p) 54 Mn acélok, Incoloy 58 Fe(n,γ) 59 Fe acélok 50 Cr(n,γ) 51 Cr krómacélok 94 Zr(n,γ) 95 Zr( 95 Nb) Zircaloy, Zr-Nb 109 Ag(n,γ) 110m Ag tömítések, KOH szennyezıje (PWR/VVER) 63 Cu(n,γ) 64 Cu bronz kondenzcsı (BWR) 64 Zn(n,γ) 65 Zn bronz kondenzcsı (BWR) 121 Sb(n,γ) 122 Sb tömítések, ammónia szennyezıje (PWR/VVER) 123 Sb(n,γ) 124 Sb tömítések, ammónia szennyezıje (PWR/VVER) 55 Mn(n,γ) 56 Mn rövid T 1/2 58 Ni(n,np) 57 Co, 58 Ni(n,d) 57 Co kevés 54 Fe(n,γ) 55 Fe béta 58 Ni(n,γ) 59 Ni EC 62 Ni(n,γ) 63 Ni béta 60 Co: gamma 1,17MeV és 1,33 MeV (fγ=100%), T 1/2 =5 év Radionuklidok forrása PWR-ben ( 60 Co forrása) Zónán kívüli anyagok átmenetileg lerakódnak a zónában és aktiválódnak gızfejlesztı csövek:inconel, Incoloy ill. SS(VVER) szelepek, szivattyúk: Stellite (Co) Zóna szerkezeti anyagai nagy fajlagos aktivitású anyagok korrodeálódnak (Zircaloy vagy Zr/Nb nem korrodeál) Stellite bevonatok SS szabályozórúd burkolata Inconel távtartó rács (lecserélték Zirkaloyra) SS főtıelem végdarabok SS tartályburkolat PWR zónára átlagolt n fluxus: Фth=5E13 ill. Ф>1Mev=7E13 n/cm 2 /s A kontaminációt befolyásoló paraméterek A target-elem mennyisége, elhelyezkedése a zónához képest (szerkezeti anyagok), Az elemek kibocsátási sebessége a zónán belüli és kívüli forrásokból a hőtıvízbe, Vízkémiai paraméterek (ph, redox körülmények, nyomelemek koncentrációja stb.) Pl. ha ph<magnetit oldhat. több lerakódás a zónában A radionuklid koncentrációja, fizikai-kémiai formája és tulajdonságai a hőtıvízben Primerköri felületek minısége, érdessége Felületek elektrokémiai potenciálja Áramlás hidrodinamikája: lamináris-turbulens Hımérsékleteloszlás és oldhatóság Reaktor üzemeltetés módja (stacioner és tranziens állapotok) A kontamináció kialakulásának folyamata: aktiválás-transzport-lerakódás Zóna Primerkör KT lerakódás KT transzport Fémek kibocsátása a zónában a hőtıvízben primerköri Neutron aktiváció szerkezeti anyagokból RN kibocsátás a hőtıvízbe RN transzport RN kibocsátás a hőtıvízben RN lerakódás a zóna aktivált zónán kívüli anyagaiból felületeken KT=korróziós termék RN= radionuklid A x*10 kg KT-nek (1 éves üzemelés után) csak 0,1%-a kering a primer körben.

10 Acélok korróziója, CRUD képzıdés, kontamináció mechanizmusa Védı oxidréteg acél felületen PWR Hőtıvíz BWR reduktív közeg oxidatív közeg ionok, kolloidok, szemcsék magnetit hematit Fe3O4 Durva szemcsés külsı réteg Fe2O3 vegyes spinel, Cr spinel Ni ferritek fém Ni és Co Finom szemcsés belsı réteg Fém felület spinel Oldott ionok diffúziója a korróziós rétegben csatornákon át?! Felületi adszorpció?! KT transzport minimalizálása: megfelelı ph, melyen az oldhatóság nem függ a hımérséklettıl Mechanizmus nem tisztázott! A modellek (PACTOLE, CORA, CRUDSIM, ACTRANF stb) pontatlanok. Acél korróziósebessége ( fémion szivárgási sebesség) Függ ph-tól: lúgosan nı a Me n+ vakancia az oxidban nı a Me n+ diffúzója savasan nı a Me n+ intersticiális mennyisége oxidban nı a Me n+ diffúzója Független áramlási sebességtıl, mert az Me n+ diffúziósebességétıl függ az oxidban Sugárzástól PWR-ben nem függ (pedig diszlokáció n hatására, víz radiolízis termékei) Co szivárgás, ekv.penetráció µm/30 év 304SS Inconel 600 Inconel 690 Stellite 6 LiOH ph=7,8 4,7 7,2 5,3 0,44 PWR vízkémia LiOH+B ph=6,6 0,86 4,0 Koordinált LiOH/B ph=7,5-5,7 34,8 0,41 Problémák a korrózió értelmezésében: ellentmondó adatok acélok korróziósebességre fém ionok relatív oldódási sebességére Cr<Ni<Co<Fe<Mn vagy Me<Co? korrózió idıfüggésre (lineáris exponenciális) vízkémia hatására Co és 60 Co fı forrása: Inconel a GF-ben? stellit és más zónán belüli komponens elhanyagolható? Lister et al. Modellkísérletek hurokban

11 Depozíció a PWR felületeken Szuszpendált anyag (oxidok) lerakódása kis szemcsék Brown mozgása, diffúziója nagyobb szemcsék? konvekciója majd kémiai kölcsönhatás Oldott anyag kicsapódása függ oldhatóság hım. függésétıl (negatív hım.függés depozíció a zónában: o C magnetitre, pozitív hım.függés depozíció a GF-ben: <100 o C alatt magnetitre) Pl. magnetit Fe 3 O 4 oldhatósága hım. és ph függı Transzport minimalizálásához az oldhatóság ne függjön a hım-tıl: ph=6,8-nál, t= o C, Fe 3 O 4 oldhat. állandó,<1µmol/kg Pl. Ni-ferritre min. oldhat. lenne ph=7.4-nél Ez már rossz a Zr ötvözetnek! Optimum kell! Tipikus PWR lerakódás összetétele: Fe 3 O %, Cr 2 O 3 2-5%, NiO 3-9%, MnO 1-5%, CuO 0,2-1%, CoO <0,05% (Siemens) magnetit oldhatóság 3.0E E E E E E E E E E E-07 A magnetit oldhatóság változása a ph(epri,300) függvényében különbözı hımérsékleteken ph(epri,300) Problémák a lerakódások értelmezésében Ellentmondó adatok Lerakódás és vízkémia kapcsolatára modellek hurkokban erımővi tapasztalatok Koordinált Li/B kémia lett általános. Leállási KT spiking hatása (KT kb. 25%-a) Hidrazin hatása VVER-ben: kisebb depozíció vízkémiai átálláskor rétegek leválása átmenetileg ( peeling off ) Co formája a lerakódásokban? Co-ferrit, Co beépülve Ni-ferritbe, Co a ZrO 2 -on (fekete ZrO 2 -on kevesebb mint fehér ZrO 2 -on), mely Co 2+ ionból válik le ph függetlenül Mi a 60 Co fı forrása? GF vagy zóna Intézkedések a kontamináció csökkentésére 1. Nagy Co tartalmú ötvözetek kiküszöbölése különösen a zónából (amennyiben a zóna anyagai felelısek a 60 Co-ért) 2. Korróziós termékek eltávolítása a melegindítás során 3. Primerköri felületek elıkezelése 4. Optimális vízkémia 5. Primerkör dekontaminálása fajlagos aktivitások mérése és egybevetése a számítottal Fe/Co arányok mérése és egybevetése az anyagok jellemzıivel

12 1. A./ Zónán belüli anyagok cseréje Stellite eltávolítása a primerköri szelepekbıl Inconel távtartók cseréje 1. B./ Zónán kívüli anyagok cseréje gızfejlesztı csövek, szelepek, tartály bélés 2. Melegindításkor primerkör tisztítása 3. Felületek elıkezelése polírozás, elktropolírozás, kémiai kezelés 4. Optimális vízkémia PWR: ph koordinált Li/B kémia ph 6,9 ph 7,1-7,4 ph 7,2-7,4 BWR: semleges Zn adalék, mely a Co-ot kiszorítja az oxidrétegbıl Víztisztítás gyantával nem hatékony, elektromágneses szőrıkkel lehet megfelelı áramot biztosítani (nagy a spontán kirakódás). 5. Dekontaminálás - mechanikus - bórsavas kezelés - elektrokémiai - komplexképzı alkalmazása: pl. nitrilo-tri-ecetsav - redox-ciklus alkalmazása: H 2 O 2 Ismert dekontamináló eljárások acélfelületekre Decontamination method Closed system Oxidation processes Cerium/Sulfuric acid Cerium/Nitric acid MEDOC x x Open system Oxidation-reduction processes APACE x x APOX AP-CITROX AP-NHN x CAN-DECON, CAN-DEREM x x LOMI x CORD x x x x x x Short description These methods are applicable for cleaning the cooling system and the steam generators of the nuclear reactor. The process is based on the use of a strong oxidizing agent (Ce 4+ ) dissolved in low ph nitric acid or sulfuric acid. MEDOC (Metal Decontamination by Oxidation with Cerium) is based on the use of Ce 4+ as strong oxidant in sulfuric acid with continuous regeneration with ozone. It is primarily applied for decommissioning. It is a two-step process consisting of an oxidizing pre-treatment using alkali permanganate followed by a treatment with ammonium citrate to remove the oxide layer, and EDTA for chelating iron oxide in solution. (APOX: Alkaline permanganate and oxalic acid; AP-CITROX: Alkaline permanganate, citric acid and oxalic acid) These methods are used for removing crud/oxides from metal (mostly from austenitic stainless steel, low alloyed steel and carbon steel) surfaces. In case of carbon steel, oxalic acid reacts with steel to form a highly insoluble ferrous oxalate film, which requires treatment with nitric acid and sulfuric acid to remove. Formation of the undesired structure of oxide-layer may occur on treated surfaces of stainless steels, too. (AP-NHN: Alkaline permanganate and a mixture of an acid, complexing and reduction agents). The procedure is developed for decontamination of VVER type nuclear reactors in order to eliminate a potentially hazardous reagent (oxalic acid). They were developed for use in CANDU reactors in order to remove the crud and oxide from the surfaces, involving application of dilute reagents (citric acid, oxalic acid) and EDTA for chelating iron oxide in solution to prevent redeposition onto the cleaned surface. The CAN-DEREM method does not use oxalic acid. (LOMI: Low Oxidation-states Metal Ions) This method uses vanadium picolinate ion to reduce steel corrosion layers (Fe 3+ ) to soluble state (Fe 2+ ) with V 2+ which is oxidized to V 3+. Usable mainly for full-system decontamination of BWRs and PWRs. The first step is the surface pre-oxidation with permanganic acid, it follows reduction and decontamination steps with oxalic acid. Az AP-CITROX eljárás hosszútávú hatása a gızfejlesztıcsövek védı oxid rétegére TREATMENT by AP-CITROX After 1-3 years under normal operation conditions hybrid structure After 4 7 years under normal operation conditions SEM felvételek Varga Kálmántól