CS270340B1 - Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity - Google Patents
Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity 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
- radioactivity
- filter
- meter
- filter unit
- shut
- Prior art date
Links
- 239000007789 gas Substances 0.000 title claims abstract description 12
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title claims description 4
- 230000009467 reduction Effects 0.000 title description 2
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 13
- 239000004744 fabric Substances 0.000 claims abstract description 6
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 6
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 3
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 claims description 3
- 238000013022 venting Methods 0.000 claims description 3
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 2
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims description 2
- 239000010428 baryte Substances 0.000 claims description 2
- 229910052601 baryte Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000000741 silica gel Substances 0.000 claims description 2
- 229910002027 silica gel Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 2
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 claims 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 12
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 abstract description 4
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 abstract description 4
- 239000010795 gaseous waste Substances 0.000 abstract 1
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 1
- 238000010304 firing Methods 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 230000036541 health Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 239000004753 textile Substances 0.000 description 1
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.The proposed facility deals with disposal gas radioactive products and aerosols. The filter unit (1) is provided shield (2) in which the filter (3) is stored formed by a sorption-coated fabric (4) a fabric, wherein the filter (3) is connected to a vent channel (15) extending through the vent fitting (16) into space the filter unit (1) is connected via the inlet shut-off valve (5) a supply connection (8) with inlet (.6) to the filter (3) ‘and at the same time over the shut-off valve fitting (7) and outlet connection (9) with outlet pipe (11) provided a radioactivity meter (10) for the exhaust gases, wherein the shield (2) is provided with a channel (12) in which the meter is located (13) sorbent radioactivity, on the jacket the filter unit (1) is located reference a radioactivity meter (14). Suggested the solution is used wherever it arises radioactive gaseous waste, eg nuclear power plants, military nuclear equipment-submarines.
Description
CS 270340 B1 1EN 270340 B1 1
Vynález se týká zařízení ke snižování radioaktivity plynů a jejich směsí.The invention relates to a device for reducing the radioactivity of gases and mixtures thereof.
Dosud známá zařízení pracující na jederných elektrárnách, ve Výzkumných ústavech a po-dobně používají jako sorpční náplň, granulované aktivní uhlí. Toto aktivní uhlí je umístěnove filtrech, často nádobách velkých objemů ve stíněných kobkách. Po určité době se sorpčníaktivita uvedených sorbentů snižuje a je nutno je vyměnit. Vlastní manipulace s radioaktiv-ním sorbentem, aktivním uhlím nebo i s jinými sorbenty je lidskému zdraví škodlivá a nebez-pečná. Také další manipulace s radioaktivními sorbenty až do konečné likvidace uložením vestíněném obalu zalitém například bitumenem jsou radiačně nebezpečné, přičemž při veškerýchmanipulacích sorbenty a uvolňující se radioaktivní aerosoly zvyšují radioaktivní kontamina-ci okolí.So far known firing power plants at the Research Institutes and similarly used as sorption filler, granular activated carbon. This activated carbon is placed by filters, often large-volume containers in shielded cells. After some time, the sorption activity of the sorbents decreases and it is necessary to replace them. The handling of radioactive sorbent, activated carbon or other sorbents is harmful to human health and dangerous. Further manipulation with radioactive sorbents until final disposal by placing embedded packaging embedded with, for example, bitumen, is radiation hazardous, and in all sorbent manipulations and releasing radioactive aerosols increase the radioactive contamination of the surroundings.
Uvedené nevýhody odstraňuje zařízení podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, žese používá filtračních jednotek opatřených stíněním z barytového betonu, betonu, cementu,olova, ochuzeného uranu, oceli nebo kombinacemi uvedených materiálů. Stíněné filtrační jed-notky obsahují vlastní filtr, jehož filtrační náplní je práškové aktivní uhlí nanesené natextilním nosiči tak, že se s ním tvoři jeden celek, který nelze mechanicky ani chemickyoddělit.The above-mentioned disadvantages are eliminated by the device according to the invention, which is based on the use of filter units provided with barite-concrete, concrete, cement, lead, depleted uranium, steel or combinations thereof. The shielded filter units contain their own filter, the filtering of which is powdered activated carbon coated with a non-textile carrier so that it forms a single unit that cannot be mechanically or chemically separated.
Takto upravená filtrační náplň vykazuje vyšší sorpční kapacitu, která má za následekúčinnější snižování radioaktivity plynů, například technologických odvzdušněnl nádrží, apa-rátů a podobných zařízeni v primárním okruhu -jaderné elektrárny, která mohou obsahovat aobsahují plynné radioaktivní nuklidy nebo radioaktivní aerosoly. Dále se prodlužuje dobaprovozu filtru, aniž by musela být měněna náplň. Umístění měřičů radioaktivity na výstupuplynů z filtru umožňuje kontrolovat proces snižování aktivity v plynech procházejících fil-trem a při překročení dovolené nebo stanovené hodnoty lze filtrační jednotku pomocí uzaví-racích armatur na vstupním přívodním potrubí a na výstupním odvodním potrubí odstavit z pro-cesu snižování radioaktivity plynů a pomocí přípojek odpojit a hermeticky uzavřít. Umístěnímměřičů radioaktivity v kanálu ve stínícím materiálu a na povrchu filtrační jednotky lzekontrolovat jednak vysycování sorpční-náplně radioaktivními nuklidy, jednak zaručit, žeaktivita na povrchu filtrační jednotky nepřekročí dovolenou nebo stanovenou hodnotu. S vý-hodou lze užít pro filtrační jednotku takový tvar a konstrukční uspořádání, jaké mají stan-dartizované obaly pro manipulaci a uložení radioaktivních odpadů. Filtrační jednotka je na-víc opatřena uzavlratelným kanálem, který umožňuje zalití vnitřku filtru vhodným fixačnímmateriálem, například bitumenem. Avšak již vlastní fixace sorbentů - aktivního uhlí na texti-lii je výhodná z hlediska omezení možnosti tvorby a uvolňování radioaktivních aerosolů. Za-řízení je mobilní.The filter cartridge thus treated has a higher sorption capacity, which results in a more efficient reduction of the radioactivity of the gases, for example, technological venting of tanks, apparatuses and the like in the primary circuit of a nuclear power plant which may contain and contain radioactive nuclides or radioactive aerosols. Further, the filter run is extended without having to change the cartridge. The location of the radioactivity meters at the outlet of the filter allows the process of reducing the activity of the gases passing through the filter to be controlled and the filter unit can be shut down from the process of reducing the radioactivity by means of shut-off valves at the inlet and outlet ducts. and with the connections disconnect and hermetically close. Placing the radioactivity meters in the channel in the shielding material and on the surface of the filter unit check both the saturation of the sorption-fill with radioactive nuclides, and guarantee that the reactivity on the surface of the filter unit does not exceed a holiday or a specified value. Advantageously, the shape and construction of the filter unit, such as standardized packaging for radioactive waste handling and storage, can be used. The filter unit is further provided with a closable channel which allows the interior of the filter to be embedded with a suitable fixation material, for example bitumen. However, the actual fixation of the sorbents - activated carbon on the fabric 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 shown in the attached drawing.
Zařízení ke snižováni radioaktivity plynů a jejich směsí sestává z nejméně jedné filtrač- ní. jednotky i, opatřené stíněním 2 z barytového betonu a/nebo betonu a/nebo cementu a/neboolova a/nebo ochuzeného uranu a/nebo oosli a/nebo jejich kombinacemi, ve kterém je uložen filtr2 tvořený textilií .4 s nanesenou sorpční látkou, kterou je práškové aktivní uhlí a/nebo práš-kový silikagel a/nebo jejich kombinace, přičemž filtr 2 je napojen na odvzdušňovacl kanál 15ústící přes odvzdušňovací armaturu 16 do prostoru, přitom filtrační jednotka 2 spojena přespřívodrií uzavírací armaturu 2 a přívodní spojku 2 s přívodem £ do filtru 2 a zároveň přesvýstupní uzavírací armaturu 2 a výstupní přípojku 9s .výstupním potrubím 11 opatřeným měřičem10 radioaktivity výstupních plynů, přičemž stínění 2 je opatřeno kanálem 12, ve kterém je u-místěn měřič 13 radioaktivity sorbentů, přitom na plášti filtrační jednotky 2 je umístěn re-ferenční měřič 14 radioaktivity.The apparatus for reducing the radioactivity of gases and mixtures thereof comprises at least one filtration. units i having a screen 2 of barite concrete and / or concrete and / or cement and / or uranium and / or depleted uranium and / or oily and / or combinations thereof in which the filter 2 is deposited with a sorbent-coated fabric. is a powdered activated carbon and / or a powdered silica gel and / or combinations thereof, wherein the filter 2 is connected to the vent channel 15 via a vent valve 16 into the space, while the filter unit 2 is connected via a shut-off valve 2 and a supply coupling 2 to the inlet 8 to filter 2, and at the same time an overflow shut-off valve 2 and an outlet connection 9s with an outlet duct 11 provided with a radioactivity meter 10 of the exhaust gases, the shield 2 being provided with a channel 12 in which a sorbent radioactivity meter 13 is disposed; - Radioactivity meter 14.
Filtrační jednotka 2 je provedena shodně s přepravním, skladovacím a manipulačním obalempro ukládání a skladování radioaktivních odpadů. .The filter unit 2 is made in accordance with the transport, storage and handling container for the storage and storage of radioactive waste. .
Radioaktivní plyny, například z technologického odvzdušnění zařízení primárního okruhujaderné elektrárny, nebo ze skladovacích nádrži středně radioaktivních odpadů vstupují přívo-dem 6 přes uzavírací armaturu 2 a přípojku 2 do filtrační jednotky 2 na filtr 2 a procházítextilií 2, na které je zakotven sorbent například aktivní uhlí. Sorbent zadrží radioaktivníRadioactive gases, for example from technological venting of primary circuit nuclear power plant equipment, or from medium-level radioactive waste storage tanks, enter via filter 6 through the shut-off valve 2 and connection 2 to the filter unit 2 on filter 2 and pass through the fabric 2 on which the sorbent is anchored, for example activated carbon . Sorbent retains radioactive
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS883768A CS270340B1 (en) | 1988-06-01 | 1988-06-01 | Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS883768A CS270340B1 (en) | 1988-06-01 | 1988-06-01 | Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS376888A1 CS376888A1 (en) | 1989-11-14 |
| CS270340B1 true CS270340B1 (en) | 1990-06-13 |
Family
ID=5378720
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS883768A CS270340B1 (en) | 1988-06-01 | 1988-06-01 | Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS270340B1 (en) |
-
1988
- 1988-06-01 CS CS883768A patent/CS270340B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS376888A1 (en) | 1989-11-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| GB2037058A (en) | Process and apparatus for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates | |
| CN102326209B (en) | Handling of radioactive materials | |
| KR101774801B1 (en) | A drying method and it's control method of drying equipment for spent nuclear fuel transportation and storage | |
| CS270340B1 (en) | Device for reduction of gases and their mixtures radioactivity | |
| US10192648B2 (en) | Tank closure cesium removal | |
| JP6218357B2 (en) | Method and apparatus for separating and removing radioactive cesium contained in waste water | |
| RU194177U9 (en) | Filter container for cleaning solutions from radionuclides | |
| WO1995026556A1 (en) | Drying wet radioactive, toxic or other hazardous waste | |
| RU207057U1 (en) | Filter container for radioactive waste | |
| WO2024155176A1 (en) | Radioactive liquid waste removal system | |
| CODES | TRUPACT-II CONTENT CODES (TRUCON) | |
| Prasad et al. | Radioactive waste management at Narora atomic power station In India | |
| Maraman et al. | Confinement facilities for handling plutonium | |
| Emelity et al. | OPERATIONAL PRACTICES IN THE TREATMENT OF LOW AND INTERMEDIATE LEVEL RADIOACTIVE WASTES-ARGONNE AND LOS ALAMOS LABORATORIES, USA | |
| Rule et al. | Portable tritium processing using a drum bubbler | |
| KR810001514B1 (en) | Nuclear fuel element leak detection system | |
| Kamberg | Radioactive air emissions notice of construction for phase 2 Spent Nuclear Fuel Canister Storage Building--Project W-379 | |
| McMurtray et al. | PECO NUCLEAR | |
| Mannone | Basis criteria and current procedures for routine management of tritiated wastes at the JRC-Ispra | |
| HU202999B (en) | Method and adsorptive tank for reducing dosage of the radioactive sewages particularly sewages of high dosage intensity | |
| Hong et al. | Transuranic waste inventory, characteristics, generation, and facility assessment for treatment, storage, and disposal alternatives considered in the US Department of Energy Waste Management Programmatic Environmental Impact Statement | |
| Ambros et al. | Experience with systems for collection, transportation and storage of radioactive wastes | |
| Brown et al. | Solid Secondary Waste Form Testing Activities for the Integrated Disposal Facility Performance Assessment Support-17567 | |
| Porter | Experience in Operating Mobile Solidification Plant for BNFL Environmental Services | |
| Willis | Feasibility study for an additional HEPA filter leaching system in NWCF |