CS270340B1

CS270340B1 - Equipment for reducing radioactivity of gases and their mixtures

Info

Publication number: CS270340B1
Application number: CS883768A
Authority: CS
Inventors: 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: 1988-06-01
Filing date: 1988-06-01
Publication date: 1990-06-13
Also published as: CS376888A1

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.The proposed device solves the disposal of gaseous radioactive products and aerosols. The filter unit (1) is provided with a shield (2), in which a filter (3) consisting of a textile (4) with a sorbent applied thereto is placed, while the filter (3) is connected to a vent channel (15) opening through a vent fitting (16) into the space, while the filter unit (1) is connected via an inlet closing fitting (5) and an inlet connection (8) with an inlet (6) to the filter (3) and at the same time via an outlet closing fitting (7) and an outlet connection (9) with an outlet pipe (11) equipped with a meter (10) of the radioactivity of the outlet gases, while the shield (2) is provided with a channel (12), in which a meter (13) of the radioactivity of the sorbent is located, while a reference meter (14) of radioactivity is located on the casing of the filter unit (1). The proposed solution will be used wherever radioactive gaseous waste is generated, e.g. in nuclear power plants, military nuclear facilities - submarines.

Description

Vynález se týká zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí.The invention relates to a device for reducing the radioactivity of gases and their mixtures.

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. .Previously known devices operating at nuclear power plants, in Research Institutes and the like use granulated activated carbon as a sorption filling. This activated carbon is placed in filters, often large-volume containers in shielded chambers. After a certain period of time, the sorption activity of the mentioned sorbents decreases and they must be replaced. The actual handling of radioactive sorbent, activated carbon or even other sorbents is harmful and dangerous to human health. Further handling of radioactive sorbents up to final disposal by storage in a shielded container filled with, for example, bitumen is also radiation hazardous, and during all manipulations, the sorbents and the released radioactive aerosols increase the radioactive contamination of the surroundings. .

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.The above disadvantages are eliminated by the device according to the invention, the essence of which lies in the use of filter units provided with shielding made of barite concrete, concrete, cement, lead, depleted uranium, steel or combinations of the above materials. The shielded filter units contain their own filter, the filter filling of which is powdered activated carbon applied to a textile carrier in such a way that it forms a single unit with it, which cannot be mechanically or chemically separated.

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.The filter cartridge modified in this way has a higher sorption capacity, which results in a more effective reduction of the radioactivity of gases, for example technological vents of tanks, apparatus and similar devices in the primary circuit of a nuclear power plant, which can and do contain gaseous radioactive nuclides or radioactive aerosols. Furthermore, the operating time of the filter is extended without having to change the cartridge. The placement of radioactivity meters at the gas outlet from the filter allows you to control the process of reducing the activity in the gases passing through the filter, and if the permissible or specified value is exceeded, the filter unit can be shut down from the process of reducing the radioactivity of gases using the shut-off valves on the inlet supply pipe and on the outlet discharge pipe and disconnected and hermetically sealed using the connections. By placing radioactivity meters in a channel in the shielding material and on the surface of the filter unit, it is possible to control both the saturation of the sorption filling with radioactive nuclides and to guarantee that the activity on the surface of the filter unit does not exceed the permitted or specified value. 5 Advantageously, the shape and structural arrangement of the filter unit can be used in the same way as standardized packaging for handling and storing radioactive waste. The filter unit is also equipped with a closable channel that allows the interior of the filter to be filled with a suitable fixing material, for example bitumen. However, the actual fixing of the sorbents - activated carbon on the textile is advantageous in terms of limiting the possibility of the formation and release of radioactive aerosols. The device is mobile.

Zařízení podle vynálezu je schematicky znázorněno na připojeném výkrese.The device according to the invention is schematically illustrated in the attached drawing.

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 i^e 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.The device for reducing the radioactivity of gases and their mixtures consists of at least one filter. unit X, provided with a shield 2 made of barite concrete and/or concrete and/or cement and/or lead and/or depleted uranium and/or steel and/or combinations thereof, in which is placed a filter 2 made of a textile £ with a sorbent applied thereto, which is powdered activated carbon and/or powdered silica gel and/or combinations thereof, wherein the filter 2 ^is connected to a vent channel 15 opening through a vent fitting 16 into the space, wherein the filter unit 2 is connected via an inlet closing fitting 2 ^and an inlet coupling 2 ⁵ with an inlet £ to the filter 2 ^and at the same time via an outlet closing fitting 2 ^and an outlet connection 2 with an outlet pipe 11 provided with a meter 10 of the radioactivity of the outlet gases, wherein the shield 2 is provided with a channel 12 in which a meter 13 of the radioactivity of the sorbents is placed, wherein on the casing of the filter unit 2, a reference radioactivity meter 14 is located.

Filtrační jednotka 2 je provedena shodně s přepravním, skladovacím a manipulačním obalem pro ukládání a skladování radioaktivních odpadů. .Filter unit 2 is designed identically to the transport, storage and handling packaging for the storage and disposal of radioactive waste.

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 radioaktivníRadioactive gases, for example from technological venting of the primary circuit equipment of a nuclear power plant, or from storage tanks of intermediate radioactive waste, enter through inlet 6 via shut-off valve 2 ^and connection 2 into filter unit 2 ^onto filter 2 ^and pass through a textile ^on which a sorbent, for example activated carbon, is anchored. The sorbent retains the radioactive

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.CS 270340 Bi nuclides, during which their radioactive decay occurs. The gas with reduced radioactivity leaves through the outlet connection 9 and the closing fitting £ into the discharge pipe 11, in which the radioactivity meter 10 is located. In the event that this meter 10 records the achievement of the permitted or specified radioactivity level, the filter unit 1. is shut down using the closing fittings 5, 7 and disconnected using the connections £, 2. The connections £, 2 ^are blinded and the package is transported to the fixation line, for example bitumen fixation, radioactive waste, where the vent fitting 16 of the vent channel £5 is opened, the connection £ is unsealed and a fixing substance, for example bitumen, ^is poured into the filter 2. After filling the filter 2, the vent fitting 16 is closed and the connection £ is sealed. The packaging can be stored with other fixed radioactive waste in a radioactive waste repository.

Claims

1. A device for reducing the radioactivity of gases and their mixtures, characterized in that it consists of at least one filter unit (1), provided with a shield (2) made of barite concrete and/or concrete and/or cement and/or lead and/or depleted uranium and/or steel and/or combinations thereof, in which a filter (3) is placed consisting of a textile (4) with a sorbent applied thereto, which is powdered activated carbon and/or powdered silica gel and/or combinations thereof, wherein the filter (3) is connected to a vent channel (15) opening through a vent fitting (16) into the space, wherein the filter unit (1) is connected via an inlet shut-off fitting (5) and an inlet connection (a) to an inlet (6) to the filter (3) and at the same time via an outlet shut-off fitting (7) and an outlet connection (9) to an outlet pipe (11) provided with a meter (10) radioactivity of the outlet gases, the shielding (2) being provided with a channel (12) in which a sorbent radioactivity meter (13) is located, while a reference radioactivity meter (14) is located on the casing of the filter unit (1).