CS214007B1 - Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění - Google Patents
Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění Download PDFInfo
- Publication number
- CS214007B1 CS214007B1 CS451980A CS451980A CS214007B1 CS 214007 B1 CS214007 B1 CS 214007B1 CS 451980 A CS451980 A CS 451980A CS 451980 A CS451980 A CS 451980A CS 214007 B1 CS214007 B1 CS 214007B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- sorbent
- radioactive
- solutions
- decontamination
- bed
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Vynález se týká jaderné energetiky a řeěí problém dekontaminace roztoků a vod, obsahujících biotoxické radioaktivní zářiče. Vynález spočívá ve způsobu dekontaminace radioaktivních roztoků a vod sorpcí nebo výměnou iontů za použití sorbentů nebo ionexů tím, že se radioaktivní roztoky nebo vody podrobí působení sorbentu nebo ionexu, uloženého ve tkaninové a kovové vložce, jejich prosáváním za použití vakua. Zařízení je vyřešeno tak, že kontaktor, propojený ae zdrojem vakua, je opatřen kovovou vložkou, v níž je umístěna tkaninová' vložka, obsahující sorbentové nebo ionexová lože.. Obě vložky jsou vytvořeny vyjímatelné. Vynález je využitelný převážně v radiochemické technologii.
Description
Vynález se týká způsobu dekontaminace radioaktivních, roztoků a vod sorpcí nebo výměnou iontů za použití sorbentů nebo ionexů a dále zařízení k provádění způsobu.
Pravidelnost procesů palivového cyklu jaderné energetiky je limitována radioaktivními zplodinami, které generují. Vznikají vodné roztoky různého složení a různé úrovně radioaktivity, obsahující mnohdy biotoxieké radioaktivní zářiče. Tyto roztoky musí být dekontaminovány a vzniklé vysoce radioaktivní zbytky musí být uloženy tak, aby nemohlo dojít k rozptýlení kumulované radioaktivity v biotopu člověka. Tak radioaktivní roztoky bývají dekontaminovány na ionexových kolonách, které po vyaycení bývají regenerovány elucí koncentrovanými roztoky solí nebo kyselin a pak znovu použity. Vzniklé silné radioaktivní a solné aluáty bývají detoxikovány buď odpařením nebo vhodným selektivním procesem, a to koprecitací a nerozpustnou sloučeninou anebo sorpcí na selektivních sorbentech. Pokud jsou takové sorbenty k dispozici, jakož i v případě ionexů nebo sorbentů běžných, musí jejich aplikace být provedena tak, aby při požadované účinnosti byla jednoduchá a snadno proveditelná, aby se vyloučily průsaky radioaktivní složky do okolí, aby vysycený aorbent byl snadno vyměnitelný a radiační dávka obsluze byla proto co nejnižší, aby nebyla ztížena koncová operace, to je zpracování vysyceného sorbentů, aby sorpční nehomogenity lože byly minimalizovány, aby hmota sorbentů byla zcela využita a veškeré funkční povrchy byly snadno dekontaminovatelné a opravitelné.
Výše uvedená kritéria existující způsoby a zařízení nesplňují v plném rozsahu. V současné technické praxi se detoxikace radioaktivních roztoků pomocí zrnitých ionexů nebo sorbentů v pevných ložích provádí tak, že pomocí přetlaku vytvořeného čerpadlem se dopravuje roztok určený k detoxikaci přes lože sorbentů, které protéká buď ve směru nebo proti směru tíže, do výstupní nádrže, které se nachází při atmosférickém tlaku. Sorpční lože je uspořádáno jako tlakový filtr. Sorpční nápln se nachází v tlakové nádobě, anebo ve výjimatelné vložce uložené do této tlakové nádoby. Přetlak v této soustavě způsobuje, že právě radioaktivní kapalina před aorpčním ložem může v případě netěsnosti vytékat do okolí mimo systém. Uzavřenost sorpčního lože někde uprostřed soustavy pak způsobuje, že vysycený sarbent se vyměňuje se značnými obtížemi. Dosud se to provádí různými způsoby hydraulického vyprazdňování, přičemž se spotřebuje mnoho vody a musí se překonávat různé technické problémy vyplývající z obtížnosti čerpání vodných radioaktivních suspenzí sorbentů potrubím v horizontálním a vertikálním směru. V případě vložky se musí tlaková nádoba otevřít, vložku s vysyceným sorbentem vyjmout, vložit vložku s novým nebo regenerovaným sorbentem a tlakové nádoba se musí opět uzavřít. Vložka s vysyceným sorbentem se musí odtransportovat, vyprázdnit a propláchnout. Tyto operace v případě silněji radioaktivního vysycení sorbentů nebo ionexů Jsou nesnadné a radiačně riskantní. Proto v některých případech bylo navrženo použití levných nevratných plecho^ch sudů jako kolony pro sorbent nebo ionex s tím, že tyto kolony po vysycení se pak celé transportovaly do úložiště. Konečně byly navrhovány různé způsoby tak zvaného kontinuálního ionexového procesu, kde se využitá vrstva sorbentů kontinuálně odstraňuje a nahrazuje vrstvou čerstvého ionexů. Kontinuální proces je však technicky velmi náročný, aparaturně komplikovaný a tedy drahý. Klade nejvyšší nároky na somatické vlastnosti ionexů. V radiochemieké technologii prakticky nebyl použit. Naproti tomu výše zmíněná nevratná kolona - plechový sud - je řešením velmi nadějným, ale pokud není použita v kaskádě, jejíž členy mají proměnné pořadí, může vést ke
214 007 špatnému využití sorpční náplně a tedy i k plýtváni drahým prostorem pro konečné uskladnění vysyceného aorbentu. Průsaky v důsledku přetlaku v systému, jakož i obtížnost výměny vysyoeného sorbentu a obtížnost proplachu vratné sorpční vložky jsou jedny z hlavních obtíží současné úrovně aplikace sorbentů a ionexů v radiochemické technologii.
Uvedené nedostatky odstraňuje podle vynálezu způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod sorpcí nebo výměnou iontů za použití sorbentů nebo ionexů. Jeho podstata spočívá v tom, že se radioaktivní roztoky nebo vody podrobí působení sorbentu nebo ionexů, uloženého ve tkaninové a kovové vložce, jejich proséváním za použití vakua v rozmezí 0,01 MPa až 0,1 MPa. Podstata zařízení podle vynálezu spočívá v tom, že kontaktor, propojený se zdrojem vakua, je opatřen kovovou vložkou, v níž je umístěna tkaninová vložka, obsahující sorbentové nebo ionexové lože. *
Podle dalšího význaku vynálezu jsou obě vložky vytvořeny vyjímatelné.
Základní výhoda vynálezu spočívá v možnosti dekontaminace a recyklace radioaktivních roztoků, u nichž se dá tato dekontaminace provést propouštěním ložem zrnitého sorbentu nebo ionexu, zejména koncentrovaných roztoků, které je vhodné recyklovat bud z důvodů ekonomie hmot anebo pro zvýšení hygienické nezávadnosti radiochemického provozu.
Vyjímatelnost obou vložek přispívá ke zvýšení bezpečnosti práce a k zlepšení manipulovatelnosti. Jako hnací síly dekontaminovaného roztoku ložem sorbentu je použito tlakového gradien tu mezi okolím a evakuovanou předlohou. Detoxikační systém je tedy podtlakový a to spolehlivě zabraňuje unikání roztoků i exhalací do okolí průsakem a přetlakem. Nevratná tkaninové vložka odstraňuje nutnost proplachu vratné kovové sorpční vložky a veškerá výměna vysyceného sorbentu spočívá v pouhém vyjmutí kovové vložky s vloženou vložkou tkaninovou, odvezení na úložiště, kde se tkaninová vložka s radioaktivním sorbentem vyjme a uloží a kovová vložka se vrátí zpět do provozu. Tím je operační cyklus prakticky zbaven radiochemicky riskantních operací a déle je zjednodušen a jsou minimalizovány prostoje, takže šaržový systém pracuje téměř jako kontinuální. Aparaturně je technologie krajně jednoduchá. Homogenita vakuového lože je vyšší než homogenita srovnatelného lože tlakového, protože zplynění je u vakuového lože zcela odstraněno.
Způsob a zařízení podle vynálezu jsou dále blíže popsány na příkladu provedení podle připojených výkresů, na nichž značí obr. 1 schematický nárys kontaktorem se spodním výstupem, obr. 2 kontaktor s horním výstupem a obr. 3 kontaktor se středovým výstupem.
Příklad
Byla prováděna detoxikace koncentrovaného roztoku chloridu vápenatého kontaminovaného biotoxickým radiem - 226 prosáváním vakuovým ložem granulovaného radium-selektivního sorbentu.
Sorbent, granulovaný koloidním roztokem SiO2 na průměrnou velikost částic d - 0,15 mm, se za odsávání naplavil do laboratorního modelu vakuového kontaktoru tak, aby výška vrstvy sorbentu činila 4,,,0 cm a objem vakuového lože sorbentu činil pak 20 cm . Toto lože bylo pak vnořen® do nádoby se vstupním radiem kontaminovaným roztokem objemu 50 dm 0.50 M CbCIq. Za použití vakua byl tento kontaminovaný roztok prosáván vrstvou sorbentu tak, aby doba styku sorbentu a roztoku činila 21 s, což je reálná doba styku rovnající se polovině zdánlivé.
Bylo zjištěno, že vakuové lože sorbentu velmi účinně detoxikovalo vstupní roztok, neboť koncentrace radia ve výstupu dosáhla 1 % vstupní hodnoty teprve po průtoku objemu roztoku rov3
214 007 ného 2000 objemu lože tj. 40 dnP. Před tím byla radioaktivita výstupního roztoku podstatné nižší.
Jak patrno z obr. 1 je kontaktor 1 se spodním vstupem kontaminové kapaliny tvořen válcovou nádobou, v níž je centrálně umístěna kovová vložka 3, v níž je vložena tkaninová vložka 2 jejíž horní okraj je vyveden přes přírubu kontaktoru 1. Ve tkaninové vložce 2 Je umístěno sorpční lože 4. Kontaminované kapalina ae prosává přes sorpční lože 4 za použití neznézorněného zdroje vakua kovem a dekontaminované kapalina je odváděna do spodního výstupu. V horní části kontaktoru_1 je upraven přepad pro udržování stálé výěky hladiny kontaminované kapaliny
Na obr. 2 je nakresleno jiné provedení kontaktoru_1_s horním výstupem. Válcové nádoba kontaktoru 1' je opatřena kovovou vložkou 3 a vloženou tkaninovou vložkou 2, v níž je opět umístěno sorpční nebo ionexové lože 4· Vstup kontaminované kapaliny je upraven ze spodu a výstup dekontaminované kapaliny je proveden víkem 5 kontaktoru 1. Sorpční lože je chráněno pro vyplavení děrovaným krytem 6.
Ha obr. 3 je nakresleno další výhodné provedení kontaktoru ae středovým výstupem. Ve válcové nádobě kontaktoru 1 je umístěna kovová vložka 3, která je na rozdíl od provedení na obr. 1 a 2 na obvodu děrovaná, aby konteminovaná kapalina, vstupující spodním vstupem mohla procházet touto kovovou vložkou 3 a potom tkaninovou vložkou 2 do aorpčního lože 4_a potom mohla být odváděna středovým výstupem, tvořeným děrovanou trubkou 7.
Je pochopitelné, že u provedení podle obr. 2 a 3 je kontaktor 1 vždy propojen s neznázorněným zdrojem vakua.
Možnost využití způsobu detoxikace radioaktivního roztoku a vod podle vynálezu je všude tam, kde je nutno desaktivovat a recyklovat koncentrované radioaktivní roztoky obsahující zářiče, pro které byly nebo budou vyvinuty účinné zrnité aorbenty. V tom případě představuje způsob detoxikace podle vynálezu technicky velmi jednoduchý postup, jehož aplikací tyto vyvinuté aorbenty se mohou velmi výrazně uplatnit v radiochemické technologii a v ochraně životního prostředí.
Claims (3)
- PĚEDMĚT VYNÁLEZU1. Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod sorpcí nebo výměnou iontů za použití sorbentů nebo ionexA vyznačující se tím, že se radioaktivní roztoky nebo vody podrobí působení sorbentů nebo ionexu, uloženého ve tkaninové a kovové vložce, jejich prosávéním za použití vakua v rozmezí 0,01 MPa až 0,1 MPa·
- 2· Zařízení k provádění způsobu podle bodu 1 vyznačené tím, že kontaktor (1), propojený ae zdrojem vakua, je opatřen kovovou vložkou (3), v níž je umístěna tkaninová vložka (2), obsahující sorpční nebo ionexové lože (4)·
- 3· Zařízení podle bodu 2 vyznačené tím, že kovová vložka (3) a tkaninová vložka (2) jaou vytvořeny vyjímatelné·
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS451980A CS214007B1 (cs) | 1980-06-25 | 1980-06-25 | Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS451980A CS214007B1 (cs) | 1980-06-25 | 1980-06-25 | Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS214007B1 true CS214007B1 (cs) | 1982-04-09 |
Family
ID=5388099
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS451980A CS214007B1 (cs) | 1980-06-25 | 1980-06-25 | Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS214007B1 (cs) |
-
1980
- 1980-06-25 CS CS451980A patent/CS214007B1/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR930008876A (ko) | 사용한 이온 카트리지의 상태 조절 또는 재순환 방법 | |
| US9208915B2 (en) | Ion exchange regeneration and nuclide specific selective processes | |
| KR102312752B1 (ko) | 금속 방사성폐기물을 제염하고 남은 제염 폐액을 처리하기 위한 장치 및 방법 | |
| TWI667055B (zh) | 土壤等之除污方法及土壤等之除污系統 | |
| ES2790825T3 (es) | Método de procesamiento de desechos radiactivos líquidos | |
| US4773997A (en) | Filtering apparatus for contaminant removal | |
| RU2118856C1 (ru) | Способ и устройство для очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия | |
| JPH08271692A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
| KR101986094B1 (ko) | 방사성 오염수 제염 시스템 | |
| CS214007B1 (cs) | Způsob dekontaminace radioaktivních roztoků a vod a zařízení k jeho provádění | |
| JP6178116B2 (ja) | 土壌除染装置及び方法 | |
| JP2015025706A (ja) | 土壌除染方法及び装置 | |
| CA3031631C (en) | Tank closure cesium removal | |
| JP2004028903A (ja) | 放射性廃液分離装置、およびそれを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システム | |
| RU2631244C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| KR950004288A (ko) | 방사성 액체의 처리 방법 | |
| JP7128139B2 (ja) | 放射性廃液処理方法および放射性廃液処理システム | |
| JP2012225892A (ja) | 溶液から放射性物質を除去する方法 | |
| US6907891B2 (en) | Radioactive substance decontamination method and apparatus | |
| US7153416B2 (en) | Apparatus for removing radioactive antimony from waste streams | |
| JP2013140116A (ja) | 放射性物質除去方法 | |
| KR102889432B1 (ko) | 저장탱크 내의 폐이온교환수지 혼합물을 처리하는 방법 | |
| JP2005201725A (ja) | 使用済みイオン交換樹脂処理溶離液の無機化処理方法 | |
| GB2535314A (en) | Method for decontaminating a filter | |
| Beck et al. | Technology Basis for Savannah River Tank Closure Cesium Removal Project |