CS270340B1 - Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí - Google Patents
Zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí Download PDFInfo
- 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
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.
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) |
-
1988
- 1988-06-01 CS CS883768A patent/CS270340B1/cs unknown
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 |