CS269190B1 - Dekontaminační zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioaktivity kapalných roztoků - Google Patents

Abstract

Havrhovaná zařízení řeíí snižování radioaktivity kapalných roztoků. Alespoň Jedna filtrační jednotka je opatřena filtren obsahujícla sorpční náplň sorbentu naneseného na textilní® nosiči, přičemž sorpční náplní js aktivní uhlí anebo perlové celulóza aktivovaná ferokyanidem měčnatým anebo jejich směs, přitom textilní nosič je stíněný stínícím obalem, přičemž filtrační jednotka je přes vtokovou přírubu a vtokovou zavíraoí armaturu spojena a přívodním kolektorem radioaktivního kapalného roztoku, zároveň Je filtrační jednotka propojena přee výtokovou přírubu a výtoko7ou uzavírací armaturu a odvodním kolektorem dekontaminovaného radioaktivního roztoku opatřeným měřičem radioaktivity. Uvedené řešení se využije u JE typu WER v systémech čištění primárních radioaktivních vod, jako mobilní jednotka všude, kde je třeba operativně dekontaminovat radioaktivní kapaliny.

Description

CS 269 190 B1 1

Vynález fle týká dekontaminačniho zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioaktivity kapalných roztoků a na koncentrování radioaktivních látek o vyeokých ak-tivitách, která vysílají velká toky záření gama. Při čištění radioaktivních drenážníoh vod, vod organizovaných a neorganizovanýchdniků, radioaktivních odpadníoh vod a jiných radioaktivních vod v primárních kruzíchjaderných elektráren, stejně jako při likvidaci kapalných radioaktivních odpadů použí-vají se filtry a různými náplněmi, často i ionexovými pryskyřicemi, které iontovouvýměnu zachytávají z vod nositele jejich radioaktivity, radioaktivní kationty zachy-távají katexové pryskyřice a radioaktivní anionty zachytávají anexové pryskyřice.

Po určitě době jsou katexové a anesová pryskyřioe vysyceny a musí se regenerovatroztoky o slabých konoentracíoh kyselin a louhů. Bama regenerace se skládá z několikadílčích technologických procesů jako je praní ionexů ve filtru, vlastní regenerace,vytěsnění regenerantu a vymývání. Pro umožněni řádná funkce filtraoe a dalěích tech-nologických procesů filtrů, jako je regenerace zavážení náplní ionexových pryskyřica jejich pneuhydraulická vyvážení, jsou filtry opatřeny přlsluěnými technickými zaří-zeními jako je zvětšený prostor ve filtru pro expansi ionexu při praní, přívod vzdu-chu, přívod vody vlastní spotřeby, regeneračních chemikálií a měření tlaková ztrátyve filtru a podobně. Vzhledem k tomu, že vychytávaná ionexy a sloučeniny jsou radio-aktivní a konoentrují se hmotě filtrační náplně může dosáhnout absorbovaná dávka zá-ření gama takovéhoto filtru řádově 10^ J na 1 kg náplně filtru. Z tohoto důvodu bylaaž dosud velkým problémem manipulace a vůbec manipulovatelnoat s takovým filtrem vpřípadě, že se jednalo o malá mobilní zařízení. V případ# velkých technologických fil-trů pomocných systémů primárního okruhu jademýoh elektráren a vodněvodními energe-tickými reaktory jsou tyto filtry během provozu uzavřeny v železobetonových stínícíchkobkách, která jsou prostorami bez přístupu obsluhy a veškeré manipulace s filtry ajejich náplněmi ee děje pomocí dálkového ovládání. Samotná náplně ztrácejí díky ra-diolýze postupně a relativně rychle své fyzikálněchemická vlastnosti včetně schopnos-ti regenerace a hlavně sorpce radioaktivních látek. Proto jsou po určité době pneu-hydraulioky vyplavovány z filtrů na úložiště radioaktivních odpadů do nádrží kapal-ných radioaktivních odpadů, kde zvyěují objem radioaktivních kapalných odpadů. Koneč-ná likvidace těchto odpadů je komplikovaným technologickým procesem, který v sobě za-hrnuje zkoncentrování kapalnýoh radioaktivních odpadů, zpravidla na odparkách a jejichfixaci do inertního nosiče, který musí zajiílovat nemožnoet extrakce radioaktivníchlátek mimo nosič, musí být přiměřeně tepelně a radiolyticky odolný a chemicky inertní.Vzhledem k vysokým radioaktivitám radioaktivních odpadů je vedená činnost opět reali-zována bez bezprostředního kontaktu člověka s radioaktivními látkami, je řízena dálko-vě a je automatizována. Je náročná na energii, prostor a dalěí investiční i provoznínáklady. Dalěí nevýhodou Je složitá, pracná a zdlouhavá manipulace s náplněmi při re-generacích. Při regeneracích, kdy jsou filtrační náplně prány v protisměru technolo-gického směru, Často dochází k ucpárání odběrových impulsních měřicích trubek ionexo-vými náplněmi i k ucpáváni odvzduěňovacioh potrubí, k zanáěení ionexových pryskyřicdo Jiných než žádoucích potrubních větví. To má za následek to, -že ionexové pryskyři-ce Jeou neplánovaně vyplaveny z filtru na úložiště radioaktivních odpadů, nebo do Ji-ných potrubních systémů.

Tyto nedostatky řeěí dekontasinační zařízení radioaktivních kapalin podle vyná-lezu, jehož podstata spočívá v tom, že Je použito zařízení, které tvoří nejméně Jedenfiltr obalený stinioím obalem, obsahující sorpční náplň ve formě polymerní textilnítkaniny, které slouží Jako nosič aktivního eorhentu. Aktivním sorbentem může být ak-tivní uhlí, perlové oeluloza aktivovaná ferokyonidem míSňatým, katexové, anexové prys-kyřice, nebo směsi uvedených látek fixovaných v textilii tak, že tvoří s nosnou tex-tilií mechanický a fyzikální neoddělitelný celek. Podle konkrétního účelu použití,chemického a radiochemického složení radioaktivní kapaliny určená k dekontaminaci, CS 269 190 B1 respektive dezaktivaoi lze volit určitý sorbent a odpovídajíoí teohnologil dekontami-nace. Podstatou vynálezu Je také to, že filtrační Jednotka, sestávající ze stíněného i filtru proti gnma zařízení a obeahujíoí filtr naplněný filtrační textilií, která méfixovanou sorpční aktivní aloíku, Je konstrukčně provedena shodně s transportními, i skladovými a úložnými hoboky solidiflkovaných, vitriíikováných anebo bitumenovaných t radioaktivních odpadů, určenýoh k dlouhodobému uložení. Tato Jednotka má na svém vstupním potrubí uxavíraoí armaturu a oddělovací přípojku umožňující připojit jednot-ku na čištěný okruh JB a WBH, nebo na zdroj radioaktivní kapaliny. Výstupní potrubís filtrační jednotky je analogicky opatřeno uxavíraoí armaturou a oddělovací přípoj- | kou, která Je při dekontaminačnía technologickém procesu připojena na kolektor dekon-taminované kapaliny. Výstupní potrubí má kromě toho také měřič aktivity alfa, beta, i gama radioaktivního záření. Kromě toho může být jak plášl filtrační jednotky, tak ta- · ké stínící obal opatřen detektorem toku záření gama. Toto uspořádání dovoluje při de- i kontaminačním, respektive dexaktivačním procesu jednak kontrolu tohoto procesu včetněkontroly toků záření na povrchu filtru, které mohou být už jen povolené, kontrolu ak-tivity dekontaminované, respektive dexaktivované kapaliny, která opět může být jenpředepsána.

Zařízení podle vynálezu je výhodné předevíím tím, že díky použití filtračníchnáplní jako sorbentů fixovaných na chemicky a radiačně odolných textiliích umožňuje ί

jednoduchou konstrukci filtru bez zvětěených nároků na obestavěný prostor z důvodů βχ- I panze ionexových nebo Jiných sorpčnioh náplní až dosud užívaných filtrů. Odpadají ta-ké zvýáené nároky na konstrukci drenážních a scezovaoích orgánů filtrů, které z důvodůjaderné bezpečnosti nesmějí propustit do primárních okruhů částice aorbentů větší než0,2 mm, protože absorpční textilie neumožňuje uvolňování takových částic. Kvůli říze-né radioaktivitě na površích filtračníoh jednotek není třeba budovat náročné železo- betonové kobky filtrů přimárních okruhů JB s WEB, z čehož plynou zmeněené nároky na obestavěný prostor. Heobslužný prostor je vynechán. Je použit filtr, obalený stíní- cím obalem a obsahujíol sorpční náplň nanesenou na textilním nosiči. Filtr má zvýše- nou sorpční schopnost. Použití sorbentů naneseného na textilním nosiči spolu se stí- náním filtru je výhodné z těchto důvodů; jestliže je sorbentem ionexová pryskyřice, tj. kotex a anex, odpadají velké objemy málo a středně radioaktivních odpadů, které

Jsou běžné při praní, vytěsňování nebo vymývání ionexových náplní, protože fyzikální a fyzikálně-chemická vlastnosti ionexu naneseného na textilním nosiči umožňují prát filtr po několika praoovních cyklech, zpravidla po 20 až 27. Vytěsňování a vymývání regeneračních chemikálií se v porovnání s klasicky použitými ionexovými filtry pri- márních okruhů JB s WEB zmenší při použiti ionexů nanesených na textilním nosiči 6 až 9x. Další nezanedbatelnou výhodou použití sorbentů nanesených na textiliích je možnost Jednoduché konstrukce filtru bez výrobně náročných prvků drenážních orgánů, které musí zajistit zachycení srn sorbentů do velikosti menší než 0,2 mm. Při pou- žití textilie Je sorbentem celá textilie. Jednoduohá a laciná konstrukce umožňuje neskladovat obrovské objemy radioaktivního odpadu, ale rovnou koncentrovat nebezpeč- né vysoce aktivní koncentráty radioaktivního odpadu a zalít je bitumenem. Mezi dal- ší výhody patří snížené nebezpečí průniku částio absorbentu do primárního okruhu, snížení nebezpečí havárie reaktoru, zjednodušení výroby filtrů, technologická nená- ročnost, snížení nákladů, zvýšení Jaderné bezpečnosti, možnost kontinuálního provo- zu i možnost jednorázového vysycení. Volba závisí na konkrétních podmínkách. Odpadá manipulace a ionexy, sorbenty, ucpávání vyvážeoíoh tras a tras měřicích impulsních potrubí.

Dekontaminační zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioaktivity kapal-ných roztoků Je znázorněno na připojeném schematickém výkrese.

Dekontaminační zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioaktivity kapal-ných roztoků, sestávající z filtračních Jednotek i, stíněných barytovým betonem anebo

Claims (7)

1. CS 269 190 B1 3 botonom nnebo xtuhlou cementovou miltou anebo hydratováným cementem anebo ochuzenýmuroněn: nnebo olovem «nebo jejich i .->mblnnaeml. 1’fitom alespoň Jedno fil tročril Jednotkoi Je opatřena filtrem 2., obsahujícím sorpční náplň eorbentu naneseného na textilnímnosiči J, stíněném stínícím obalem 3. přičemž filtrační jednotka i je přes vtokovouzavírací armaturu 6 spojena s přívodním kolektorem í radioaktivního kapalného roztoku,zároveň je filtrační jednotka 1 propojena přes výtokovou přírubu IQ a výtokovou uzaví-rací armaturu 2 a odvodním kolekttrem £ dekontaminovaného radioaktivního roztoku, opa-třeným měřičem 11 radioaktivity. Přívodní kolektor £ radioaktivního kapalného roztokuje opatřen odvodem 13 regeneračních oheaikálií a odvodní kolektor & dekontaminovanéhoradioaktivního roztoku přívodem 12 regeneračních chemikálií, Filtrační jednotka l mů-že mít velikost, tvar a vnějíí konstrukční řeěení shodné a manipulačním hobokem aoli-difikováných anebo vitrifikováných anebo bitumenovanýoh radioaktivních odpadů, urče-ných k dlouhodobému uložení. Jako sorpční náplň na textilním nosiči 3 lze použít ion-toméničové pryskyřice, regenerované roztoky kyselin anebo hydroxidů, aktivní uhlí,perlová celulóza aktivovaná kyanidem míňnatým anebo směsi uvedenýoh látek. Filtračníjednotka i je na svém pláěti opatřena čidlem 34 přístroje na měření toku gama zářenia ve stínícím obalu ± zapuštěnou měřicí Šachtou 15 opatřenou čidlem 16 detektoru pří-stroje měření toku záření gama. Zařízení lze zdvojit a odvodní kolektor 8 dekontamino-vaného kapalného roztoku prvé části zařízení připojit na přívodní kolektor 2 druhéčásti zařízení, přičemž sorpční náplň eorbentu naneseného na textilním nosiči i prvéčásti zařízení je katexová pryskyřice a sorpční náplň eorbentu naneseného na textil-ním nosiči 3. druhé části zařízení je anexová pryskyřice. Před zdvojené zařízení je mož-né připojit dalSí dekontaminační zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioak-tivity kapalných roztoků, jehož filtr 2 obsahuje jako sorpční náplň eorbentu nanesené-ho na textilním nosiči 3 aktivní uhlí. . Přívodním kolektorem i protéká radioaktivní kapalina. Přes vtokovou přírubu 2 avtokovou zavíraoí armaturu £ Je vedena do filtrační jednotky 1, kde dochází k Její de-kontaminaci a dekontaminovaná kapalina odohásí odvodním kolektorem 8. Její aktivita jesoučasně měřena měřičem 11. V případě, že měřič 11 zjistí, Se aktivita kapaliny přestoupí povolenou hodnotu, přívodem 12 proudí regenerační roztok, který regeneruje textilnínosič 3. Je-li užit katex, potom jako regenerační roztok slouží vodný roztok organickénebo anorganioké kyseliny, který regeneruje textilní nosič 3 a je odváděn odvodem 13na úložiště radioaktivních odpadů. Při použití anexu, jako regenerační roztok sloužíroztok hydroxidu nebo báze. Dojde-li po regeneraci k ustavení toku gama záření měřené-ho mšřieí Šachtou 15 na původní nebo stanovenou hodnotu, je možno provádět dekontamina-ci bez regenerace tak, aby tok záření gama měřený čidlem 14 nepřesáhl dovolenou nebostanovenou hodnotu. Při dosažení této hodnoty se pomocí vtoková zavírací armatury 6filtrační jednotka i odpojí od přívodního kolektoru radioaktivní kapaliny, pomocí výto-kové zavíraoí armatury 2 a vtokové zavíraoí armatury 2 ae zavzduění a zdrenážuje. Potomse uzavře výtokové zavíraoí armatura 2» filtrační jednotka i se na vtokové přírubě 2 ®výtokové přírubě 10 odpojí a zaslepí protipřírubcu. V této formě je možno filtračníjednotku 1 a její radioaktivní obsah fixovat běžnými technologickými postupy, napří-klad bitumenaoe a podobně. Tato fixace spočívá v odtšanšní vtokové příruby 2 otevřeníodvzduěňovaoího ventilu 17 a vyplnění textilního nosiče 3 vhodnou používanou fixačnínáplní, například bitumen. Po fixaci radioaktivníoh kontaminantů v textilním nosiči 3se vtoková příruba 2 a vtoková zavíraoí armatura 2 uzavírají a filtrační Jednotka 1se ukládá do úložiětě fixovaných radioaktivníoh odpadů. pfi 1 : i í i vtnálbzu

   1. Dekontaminační zařízení radioaktivních kapalin na snižování radioaktivity kapalnýchroztoků, sestávající z filtračních jednotek, stíněných barytovým betonem anebo beto- CS 269 190 B1 nem anebo ztuhlou cementovou maltou anebo hydratovaným cementem anebo ochuzeným ura-nnm niinbo olovem niobu jejich koablnnoemi, vyznnčujíoí ee tlm, in alespoň Jedna fil-trační Jednotka (1) Je opatřena filtrem (2) baahujíoím aorpční néplň sorbentu nano-šeného na textilním nosiči (3), přičemž aorpčnl náplní Je aktivní uhlí anebo perlovácelulóza, aktivovaná ferokyanidem měSnatým anebo jejich směs, přitom textilní nosič (3) Je stíněný stínícím obalem (4), přičemž filtrační Jednotka (1) Je přee vtokovoupřírubu (7) a vtokovou zavírací armaturu (6) spojena a přívodním kolektorem (5) ra-dioaktivního kapalného roztoku, zároveň Je filtrační Jednotka (1) propojena přesvýtokovou přírubu (10) a výtokovou uzavírací armaturu (9) a odvodním kolektorem (8)dekontaminovaného radioaktivního roztoku opatřeným měřičem (11) radioaktivity.
2. 2. Dekontaminační zařízení podle bodu 1, vyznačující se tím, že filtrační Jednotka (1)má velikost, tvar a vněJíí konstrukční řešení shodná s manipulačním hobokem solidi-fikováných anebo vitrifikovanýoh anebo bitumenovaných radioaktivních odpadů, urče-ných k dlouhodobému uložení.
3. 3. Dekontaminační zařízení podle bodů 1 a 2, vyznačující se tím, že sorpční náplní natextilním nosiči (3) Je iontoměničová pryskyřice regenerovaná roztoky kyselin anebohydroxidů.
4. 4. Dekontaminační zařízení podle bodů 1, 2 nebo 3, vyznačující ze tím, že filtračníJednotka (1) Je na svém pláíti opatřena čidlem (14) přístroje na měření toku gamazáření.
5. 5. Dekontaminační zařízení podle bodu 4, vyznačující se tím, že filtrační Jednotka (1)Je opatřena ve stínícím obalu (4) zapuštěnou měřicí šachtou (15), opatřenou čidlem(16) detektoru přístroje měření toku záření gama.
6. 6. Dekontaminační zařízení podle bodu 5, vyznačující ss tím, Že zařízeni Je zdvojenoa odvodní kolektor (8) dekontaminovaného kapalného roztoku prvá čáeti zařízení Jepřipojen na přívodní kolektor (5) druhá části zařízení, přičemž aorpční náplň sor-bentu naneseného na textilním nosiči (3) prvé části zařízení Je katexová pryskyřicea sorpční náplň sorbentu naneseného na textilním nosiči (3) druhé části zařízení Jeamexová pryskyřice.
7. 7. Dekontaminační zařízení podle bodu 6, vyznačujíoí se tím, že před zdvojené zařízeníJe připojeno zařízení podle bodu 1 anebo 2, Jehož filtr (2) obsahuje Jako sorpčnínáplň sorbentu naneseného na textilním nosiči (3) aktivní uhlí. 1 výkres