CS270340B1 - Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí - Google Patents

Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí Download PDF

Info

Publication number
CS270340B1
CS270340B1 CS883768A CS376888A CS270340B1 CS 270340 B1 CS270340 B1 CS 270340B1 CS 883768 A CS883768 A CS 883768A CS 376888 A CS376888 A CS 376888A CS 270340 B1 CS270340 B1 CS 270340B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
filter
radioactivity
outlet
meter
filter unit
Prior art date
Application number
CS883768A
Other languages
English (en)
Other versions
CS376888A1 (en
Inventor
Libor Rndr Urbancik
Pavel Ing Buchnicek
Petr Ing Tomanek
Jaromir Doc Ing Csc Bar
Original Assignee
Urbancik Libor
Pavel Ing Buchnicek
Tomanek Petr
Bar Jaromir
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Urbancik Libor, Pavel Ing Buchnicek, Tomanek Petr, Bar Jaromir filed Critical Urbancik Libor
Priority to CS883768A priority Critical patent/CS270340B1/cs
Publication of CS376888A1 publication Critical patent/CS376888A1/cs
Publication of CS270340B1 publication Critical patent/CS270340B1/cs

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Treating Waste Gases (AREA)

Abstract

Navrhované zařízení řeší likvidaci plynových radioaktivních produktů a aerosolů. Filtrační jednotka (1) je opatřena stíněním (2), v němž je uložen filtr (3) tvořený textilií (4) s nanesenou sorpční látkou,vpřičemž filtr (3) je napojen na odvzdušňovací kanál (15) ústící přes odvzdušňovací armaturu (16) do prostoru, přitom filtrační jednotka (1) je spojena přes přívodní uzavírací armaturu (5) a přívodní přípojku (8) s přívodem (.6) do filtru (3)‘a zároveň přes výstupní uzavírací armaturu (7) a výstupní přípojku (9) s výstupním potrubím (11) opatřeným měřičem (10) radioaktivity výstupních plynů, přičemž stínění (2) je opatřeno kanálem (12), v němž je umístěn měřič (13) radioaktivity sorbentu, přitom na plášti filtrační jednotky (1) je umístěn referenční měřič (14) radioaktivity. Navrhované řešení se využije všude, kde vzniká radioaktivní plynný odpad, např. v jaderných elektrárnách, vojenských jaderných zářízeních-ponorky.

Description

Vynález se týká zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí.
Dosud známá zařízení pracující na jederných elektrárnách, ve Výzkumných ústavech a podobně používají jako sorpční náplň, granulované aktivní uhlí. Toto aktivní uhlí je umístěno ve filtrech, často nádobách velkých objemů ve stíněných kobkách. Po určité době se sorpční aktivita uvedených sorbentů snižuje a je nutno je vyměnit. Vlastní manipulace s radioaktivním sorbentem, aktivním uhlím nebo -i s jinými sorbenty je lidskému zdraví škodlivá a nebezpečná. Také další manipulace s radioaktivními sorbenty až do konečné likvidace uložením ve stíněném obalu zalitém například bitumenem jsou radiačně nebezpečné, přičemž při veškerých manipulacích sorbenty a uvolňující se radioaktivní aerosoly zvyšují radioaktivní kontaminaci okolí. .
Uvedené nevýhody odstraňuje zařízení podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že se používá filtračních jednotek opatřených stíněním z barytového betonu, betonu, cementu, olova, ochuzeného uranu, oceli nebo kombinacemi uvedených materiálů. Stíněné filtrační jednotky obsahují vlastní filtr, jehož filtrační náplní je práškové aktivní uhlí nanesené na textilním nosiči tak, že se s ním tvoři jeden celek, který nelze mechanicky ani chemicky oddělit.
Takto upravená filtrační náplň vykazuje vyšší sorpční kapacitu, která má za následek účinnější snižování radioaktivity plynů, například technologických odvzdušnění nádrží, aparátů a podobných zařízení v primárním okruhu -jaderné elektrárny, která mohou obsahovat a obsahují plynné radioaktivní nuklidy nebo radioaktivní aerosoly. Dále se prodlužuje doba provozu filtru, aniž by musela být měněna náplň. Umístění měřičů radioaktivity na výstupu plynů z filtru umožňuje kontrolovat proces snižování aktivity v plynech procházejících filtrem a při překročení dovolené nebo stanovené hodnoty lze filtrační jednotku pomocí uzavíracích armatur na vstupním přívodním potrubí a na výstupním odvodním potrubí odstavit z procesu snižování radioaktivity plynů a pomocí přípojek odpojit a hermeticky uzavřít. Umístěním měřičů radioaktivity v kanálu ve stínícím materiálu a na povrchu filtrační jednotky lze kontrolovat jednak vysycování sorpční-náplně radioaktivními nuklidy, jednak zaručit, že aktivita na povrchu filtrační jednotky nepřekročí dovolenou nebo stanovenou hodnotu. 5 výhodou lze užít pro filtrační jednotku takový tvar a konstrukční uspořádání, jaké mají standartizované obaly pro manipulaci a uložení radioaktivních odpadů. Filtrační jednotka je navíc opatřena uzavíratelným kanálem, který umožňuje zalití vnitřku filtru vhodným fixačním materiálem, například bitumenem. Avšak již vlastní fixace sorbentů - aktivního uhlí na textilii je výhodná z hlediska omezení možnosti tvorby a uvolňování radioaktivních aerosolů. Zařízení je mobilní.
Zařízení podle vynálezu je schematicky znázorněno na připojeném výkrese.
Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí sestává z nejméně jedné filtrační. jednotky X, opatřené stíněním 2 z barytového betonu a/nebo betonu a/nebo cementu a/nebo olova a/nebo ochuzeného uranu a/nebo oceli a/nebo jejich kombinacemi, ve kterém je uložen filtr 2 tvořený textilií £ s nanesenou sorpční látkou, kterou je práškové aktivní uhlí a/nebo práškový silikagel a/nebo jejich kombinace, přičemž filtr 2 ie napojen na odvzdušňovací kanál 15 ústící přes odvzdušňovací armaturu 16 do prostoru, přitom filtrační jednotka 2 je spojena přes přívodní uzavírací armaturu 2 a přívodní spojku 2 5 přívodem £ do filtru 2 a zároveň přes výstupní uzavírací armaturu 2 a výstupní přípojku 2 s .výstupním potrubím 11 opatřeným měřičem 10 radioaktivity výstupních plynů, přičemž stínění 2 je opatřeno kanálem 12, ve kterém je umístěn měřič 13 radioaktivity sorbentů, přitom na plášti filtrační jednotky 2 je umístěn referenční měřič 14 radioaktivitý.
Filtrační jednotka 2 je provedena shodně s přepravním, skladovacím a manipulačním obalem pro ukládání a skladování radioaktivních odpadů. .
Radioaktivní plyny, například z technologického odvzdušnění zařízení primárního okruhu jaderné elektrárny, nebo ze skladovacích nádrží středně radioaktivních odpadů vstupují přívodem 6 přes uzavírací armaturu 2 a přípojku 2 do filtrační jednotky 2 na filtr 2 a prochází textilií na které je zakotven sorbent například aktivní uhlí. Sorbent zadrží radioaktivní
CS 270340 Bi nuklidy, přičemž dochází k jejich radioaktivnímu rozpadu. Plyn se sníženou radioaktivitou odchází přes výstupní přípojku 9 a uzavírací armaturu £ do odvodního potrubí 11, ve kterém je umístěn měřič 10 radioaktivity. V případě, že tento měřič 10 zaznamená dosažení úrovně radioaktivity dovolené, nebo stanovené, filtrační jednotka 1. je odstavena z provozu pomocí uzavíracích armatur 5, 7 a odpojí se pomocí přípojek £, 2· Přípojky £, 2 se zaslepí a obal se dopraví k fixační lince, například bitumenační, fixace radioaktivních odpadů, kde se otevře odvzdušňovací armatura 16 odvzdušňovacího kanálu £5, odtěsní se přípojka £ a do filtru 2 se napustí fixační látka, například bitumen. Po naplnění filtru 2 se ovzdušňovací armatura 16 uzavře a zatěsní se přípojka £. Obal je možno skladovat s ostatními fixovanými radioaktivními odpady na úložiště radioaktivních odpadů.

Claims (1)

1. Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí, vyznačující se tím, že sestává z nejméně jedné filtrační jednotky (1), opatřené stíněním (2) z barytového betonu a/nebo betonu a/nebo cementu a/nebo olova a/nebo ochuzeného uranu a/nebo oceli a/nebo jejich kombinacemi, ve kterém je uložen filtr (3) tvořený textilií (4) s nanesenou sorpční látkou, kterou je práškové aktivní uhlí a/nebo práškový silikagel a/nebo jejich kombinace, přičemž filtr (3) je napojen na odvzdušňovací kanál (15) ústící přes odvzdušňovací armaturu (16) do prostoru, přitom filtrační jednotka (1) je spojena přes přívodní uzavírací armaturu (5) a přívodní přípojku (a) s přívodem (6) do filtru (3) a zároveň přes výstupní uzavírací armaturu (7) a výstupní přípojku (9) s výstupním potrubím (11) opatřeným měřičem (10) radioaktivity výstupních plynů, přičemž stínění (2) je opatřeno kanálem (12), ve kterém je umístěn měřič (13) radioaktivity sorbentu, přitom na plášti filtrační jednotky (1) je umístěn referenční měřič (14) radioaktivity.
CS883768A 1988-06-01 1988-06-01 Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí CS270340B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS883768A CS270340B1 (cs) 1988-06-01 1988-06-01 Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS883768A CS270340B1 (cs) 1988-06-01 1988-06-01 Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS376888A1 CS376888A1 (en) 1989-11-14
CS270340B1 true CS270340B1 (cs) 1990-06-13

Family

ID=5378720

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS883768A CS270340B1 (cs) 1988-06-01 1988-06-01 Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS270340B1 (cs)

Also Published As

Publication number Publication date
CS376888A1 (en) 1989-11-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6123900A (en) Method of sterilization
KR101000883B1 (ko) 이슬점 온도 측정에 기초하여 하이레벨 폐기물을건조시키는 방법 및 장치
US4436655A (en) Process for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates
JPS5915841B2 (ja) キケンナコケイブツシツオホカンスルタメノホウソソウタイ オヨビ ソノホウソウタイオケイセイスルホウホウ
CS270340B1 (cs) Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí
KR101774801B1 (ko) 사용후핵연료 운반 및 저장을 위한 건조장치의 건조방법 및 그 제어방법
RU2362224C2 (ru) Система транспортировки и хранения и способ хранения и транспортировки радиоактивных отходов
EP0028222B1 (de) Verfahren zum transport und zur lagerung von radioaktiven materialien
US10192648B2 (en) Tank closure cesium removal
WO2008124305A1 (en) Waste stabilization and packaging system for fissile isotope-laden wastes
US6058154A (en) Leaktight closure apparatus for multi-use containment unit for irradiated nuclear fuel assemblies or high-activity waste
WO1995026556A1 (en) Drying wet radioactive, toxic or other hazardous waste
Maraman et al. Confinement facilities for handling plutonium
Mannone et al. The routine handling, processing and storage of liquid and solid waste at the European Tritium Handling Experimental Laboratory
Ambros et al. Experience with systems for collection, transportation and storage of radioactive wastes
Mannone Basis criteria and current procedures for routine management of tritiated wastes at the JRC-Ispra
Tobie et al. The VEK Process Control System–A Tool to Support HLW-Glass Quality
Gestermann GNS transport system and handling practices for the transport of low and intermediate level wastes
Kaufmann The Disposal of Radioactive Waste Materials at the University of California Radiation Laboratory
Suyatno et al. Handling and transportation of low level waste in Indonesia
Benitez-Navarro et al. Current approaches on the management of disused sealed sources in Bulgaria
Hauser Optimization of activity loading of low and medium level waste packages. Description of the PROMAX program packet and calculations for practical application.
HUT53240A (en) Method and device for rendering radioactive materials harmless
JPH0198999A (ja) ヨウ素除去装置
Morris Design and operation of the Sandia Pilot Plant