RU207057U1 - Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов - Google Patents

Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов Download PDF

Info

Publication number
RU207057U1
RU207057U1 RU2020136952U RU2020136952U RU207057U1 RU 207057 U1 RU207057 U1 RU 207057U1 RU 2020136952 U RU2020136952 U RU 2020136952U RU 2020136952 U RU2020136952 U RU 2020136952U RU 207057 U1 RU207057 U1 RU 207057U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
filter
radioactive waste
cover
concrete
container
Prior art date
Application number
RU2020136952U
Other languages
English (en)
Inventor
Олег Леонидович Ташлыков
Станислав Николаевич Потеряев
Илья Эдуардович Розаненков
Иван Александрович Сивинских
Original Assignee
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" filed Critical Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина"
Priority to RU2020136952U priority Critical patent/RU207057U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU207057U1 publication Critical patent/RU207057U1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

Полезная модель относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами, а именно к устройствам, предназначенным для их переработки, транспортировки и хранения и/или захоронения.Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов используется для переработки, транспортировки и хранения радиоактивных отходов. Содержит помещенный в бетонную биологическую защиту фильтр, имеющий цилиндрический корпус, крышку, дно, штуцеры подачи и вывода жидкости, герметизирующие пробки, заполненный селективным к радионуклидам сорбентом. Биологическая защита представляет собой смесь бетона и содержащихся в нем равномерно распределенных фрагментированных низкоактивных радиоактивных отходов и очень низкоактивных радиоактивных отходов. Полезная модель позволяет накапливать большую активность в фильтр-контейнере за счёт усовершенствования биологической защиты. 5 з.п.ф-лы, 1 ил.

Description

Полезная модель относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами, а именно к устройствам, предназначенным для их переработки, транспортировки и хранения и/или захоронения.
Существует полезная модель «Сорбционный блок для очистки жидких радиоактивных отходов», авторов Пензин Р. А., Борисов А. С. и др. по патенту РФ № 2101072, 5 МПК B01D 27/02, B01D 35/32, B01D 15/00, B01J 47/02, G21F
9/12, содержащий внешний защитный контейнер, имеющий съемные крышки, верхнее и нижнее распределительные устройства, расположенную в контейнере цилиндрическую обечайку, загруженную сорбентом, имеющую центральную трубу для ввода, вывода раствора, и верхнее захватное устройство для смены обечайки [1].
Недостатками данного устройства являются ограниченная область применения, необходимость дополнительного оборудования для обслуживания и риск облучения персонала при извлечении обечаек из защитного контейнера.
Известно устройство аналогичного назначения, схожее по применению, фильтр-контейнер, который представляет собой стандартную 200 л бочку, в которой размещен фильтр с сорбентом, объемом 30 л. Внутренняя полость залита бетоном. Фильтрация осуществляется снизу-вверх. По достижении выработки сорбента трубопроводы отсоединяют, на водоподводящий и водоотводящий штуцеры устанавливают заглушки и заливают цементным раствором [2].
Данный фильтр-контейнер не обеспечивает достаточной радиационной безопасности при накоплении активности более 5 Ки из-за малой толщины (менее 150 мм) биологической защиты.
Ближайшим прототипом предлагаемой полезной модели является
«Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов», автора Ремез В. П., по патенту на полезную модель РФ № 157627, МПК G21F 9/00, G21F 5/00, представляющий собой помещенный в бетонную биологическую защиту фильтр, имеющий цилиндрический корпус, крышку, дно, штуцеры подачи и вывода жидкости, заполненный селективным к радионуклидам сорбентом [3].
Недостатками выбранного прототипа являются ограниченная область применения и неполное использование накопляющей способности фильтра.
Задачей предлагаемой полезной модели является устранение вышеперечисленных недостатков и создание фильтр-контейнера для радиоактивных отходов.
Технический результат предлагаемого решения заключается в следующем:
- накопление большей активности в фильтр-контейнере за счёт усовершенствования биологической защиты с целью его последующего захоронения.
Технический результат достигается за счет того, что фильтр-контейнер для радиоактивных отходов содержит помещенный в биологическую защиту фильтр, имеющий цилиндрический корпус, крышку, дно, штуцеры подачи и вывода жидкости, герметизирующие пробки, заполненный селективным к радионуклидам сорбентом, при этом в биологическую защиту, состоящую из бетона, дополнительно введены фрагментированные низкоактивные отходы (НАО) и очень низкоактивные отходы (ОНАО) с объемной концентрацией в бетоне не более 40 процентов. Толщина слоя биологической защиты в радиальном направлении и над штуцерами подачи и вывода жидкости составляет не менее 500 мм, дно крышка фильтра изготовлены в виде металлических окружностей толщиной предпочтительно 50 мм, при этом дно выполнено из металлических ОНАО. Диаметр дна и крышки фильтра должен быть не менее чем в два раза больше диаметра цилиндрического корпуса фильтра.
На фиг. 1 изображён «Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов», содержащий фильтр 1, расположенный внутри железобетонного контейнера 2 [4], закрываемого железобетонной крышкой 3. Фильтр содержит цилиндрический корпус 4, дно 5, крышку 6, селективный сорбент 7, штуцер подачи жидкости 8, штуцер вывода жидкости 9 и герметизирующие пробки 10. Крышка 6 и дно 5 выполнены в форме окружности с диаметром не менее чем в два раза превышающим диаметр цилиндрического корпуса 4. Дно 5 изготовлено из металлических ОНАО. Железобетонный контейнер 2 содержит корпус 11, и биологическую защиту, которая состоит из бетона 12 и включений металлических НАО и ОНАО 13. Расположение металлических включений 13 исключает возможность эффекта «прострела» [5] (А.П. Пустовгар, А.О. Адамцевич, Л.А. Шилова. Проблемы обеспечения радиационной безопасности термоядерных реакторов. М.: НИУ МГСУ, 2015. с. 49).
Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов работает следующим образом. При сборке фильтр 1 располагают в центре железобетонного корпуса. Затем на крышку фильтра 6 устанавливают пластиковый цилиндр, имеющий минимальную адгезию к бетону, пространство между корпусом контейнера и фильтра с пластиковым цилиндром послойно заполняют металлическими включениями 13 и заливают бетоном 12. Бетон заливают до уровня фиксации железобетонной крышки 3. После отверждения бетона, пластиковый цилиндр убирают. Подачу очищаемого от радионуклидов раствора осуществляют сверху через штуцер подачи жидкости 8. После завершения работы фильтра, штуцер подачи жидкости 8 и штуцер вывода жидкости 9 отсоединяют, отверстия под штуцеры закупориваются герметизирующими пробками 10. После этого в полость на крышку фильтра 6 насыпают слой из фрагментированных металлических НАО и ОНАО 13, толщиной не более 50 мм. Затем полость заполняется бетоном 12.
После накопления на сорбенте за время работы фильтра уровня активности не более 10 кюри, герметизация фильтр-контейнера осуществляется бетоном, который содержит фрагментированные НАО и ОНАО, располагаемые насыпью на крышке фильтра толщиной слоя предпочтительно 50 мм.
После герметизации фильтр-контейнера толщина слоя биологической защиты в радиальном направлении и над штуцерами подачи и вывода жидкости составляет не менее 500 мм. Поскольку очищаемый раствор подают сверху, то в нижней части фильтра активность ниже, чем в верхней, поэтому дно фильтра, толщиной предпочтительно 50 мм может быть выполнено из металлических ОНАО, обеспечивая необходимую биологическую защиту для соблюдения норм радиационной безопасности.
При необходимости сорбент в фильтре может быть замоноличен, при этом в штуцер подачи жидкости 8 подают высокопроникающий связующий раствор.
Таким образом, фильтр-контейнер для радиоактивных отходов имеет расширенную область применения, позволяя утилизировать металлические НАО и ОНАО, высокую накопительную способность и может использоваться в ядерной технике, а именно в системах переработки и захоронения радиоактивных отходов.
Источники информации
1. Патент № 2101072 РФ, МПК B01D 27/02, B01D 35/32, B01D 15/00, B01J
47/02, G21F 9/12. Сорбционный блок для очистки жидких радиоактивных отходов. Пензин Р.А., Борисов А.С., Пантюхин А.Н., Тарасов В.П.
№ 97104385/25; заявл. 27.03.1997; опубл. 10.01.1998 (аналог).
2. Рябчиков Б.Е. Очистка жидких радиоактивных растворов - М.: ДеЛи принт, 2008. С. 291-292 (аналог).
3. Патент № 157627 РФ, МПК G21F 9/00, G21F 5/00. Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов. Ремез В.П. – № 2015112052/07; заявл. 02.04.2015; опубл. 10.12.2015 (прототип).
4. ГОСТ 51824-2001. Контейнеры защитные невозвратные для радиоактивных отходов из конструкционных материалов на основе бетона. Общие технические требования. – Введ. 01.07.2002 – М.: ИПК Издательство стандартов, 2001. – 7 с.
5. А.П. Пустовгар, А.О.Адамцевич, Л.А. Шилова Проблемы обеспечения радиационной безопасности термоядерных реакторов. М.: НИУ МГСУ, 2015. 112 с.

Claims (6)

1. Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов, содержащий помещенный в биологическую защиту фильтр, имеющий цилиндрический корпус, крышку, дно, штуцеры подачи и вывода жидкости, расположенные на уровне крышки фильтра, заполненный селективным к радионуклидам сорбентом, отличающийся тем, что биологическая защита выполнена в виде компаунда, состоящего из матричного материала – бетона и включений фрагментированных металлических НАО и ОНАО, причем дно и крышка фильтра имеют толщину предпочтительно 50 мм, а отверстия под штуцеры выполнены с герметизирующими пробками.
2. Фильтр-контейнер по п. 1, отличающийся тем, что дно и крышка фильтра изготовлены в виде окружностей.
3. Фильтр-контейнер по п. 1, отличающийся тем, что дно и крышка фильтра изготовлены в виде прямоугольников.
4. Фильтр-контейнер по п. 1, отличающийся тем, что включения НАО и ОНАО имеют размер фракции, исключающий эффект «прострела».
5. Фильтр-контейнер по п. 1, отличающийся тем, что диаметр крышки и дна фильтра не менее чем в два раза больше диаметра корпуса фильтра.
6. Фильтр-контейнер по п. 1, отличающийся тем, что дно фильтра изготовлено из металлических ОНАО.
RU2020136952U 2020-11-11 2020-11-11 Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов RU207057U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020136952U RU207057U1 (ru) 2020-11-11 2020-11-11 Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020136952U RU207057U1 (ru) 2020-11-11 2020-11-11 Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU207057U1 true RU207057U1 (ru) 2021-10-11

Family

ID=78286701

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020136952U RU207057U1 (ru) 2020-11-11 2020-11-11 Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU207057U1 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU241394A1 (ru) * 1968-01-22 1975-09-25 Фильтр с зернистым фильтрующим материалом
US4439318A (en) * 1979-12-28 1984-03-27 Kobe Steel, Ltd. System for treating radioactive waste
RU157627U1 (ru) * 2015-04-02 2015-12-10 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов
RU168417U1 (ru) * 2016-07-25 2017-02-02 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Устройство для переработки жидких радиоактивных отходов

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU241394A1 (ru) * 1968-01-22 1975-09-25 Фильтр с зернистым фильтрующим материалом
US4439318A (en) * 1979-12-28 1984-03-27 Kobe Steel, Ltd. System for treating radioactive waste
RU157627U1 (ru) * 2015-04-02 2015-12-10 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов
RU168417U1 (ru) * 2016-07-25 2017-02-02 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Устройство для переработки жидких радиоактивных отходов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100783583B1 (ko) 원전수거물 처리장치와 그 제조방법 및 그에 따른 설치방법
EP3242298B1 (en) Method for processing liquid radioactive waste
RU207057U1 (ru) Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов
RU157627U1 (ru) Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов
US10192648B2 (en) Tank closure cesium removal
RU168417U1 (ru) Устройство для переработки жидких радиоактивных отходов
Mershad et al. Packaging of tritium-contaminated liquid waste
RU2410779C1 (ru) Способ цементирования отработанных радиоактивных селективных сорбентов в контейнере в полевых условиях
Matausek et al. Current activities on improving storage conditions of the research reactor RA spent fuel-Part II
DE3028040C2 (de) Anordnung zur Lagerung von radioaktiven Abfallflüssigkeiten
CN208315213U (zh) 一种核电厂用离子交换装置以及暂存设备
Prasad et al. Radioactive waste management at Narora atomic power station In India
Platfoot Safety analysis report for the gunite and associated tanks project remediation of the South Tank Farm, facility 3507, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee
RU119511U1 (ru) Контейнер для долговременного хранения и захоронения отвержденных радиоактивных отходов
Kumar et al. Integrated radioactive waste management from NPP, research reactor and back end of nuclear fuel cycle-an Indian experience
KR200408259Y1 (ko) 삼중 구조의 폐 이온교환수지 수집, 탈수 및 보관용기
RU149811U1 (ru) Сооружение из строительных блоков и/или строительных плит, строительный блок (варианты) и строительная плита
JP6369727B2 (ja) 建築用ブロック及び/又はプレートを材料とした建造物建設法
Mynatt et al. An Analysis of the South Tank Farm and the Potential Hazards Associated with Continued Use of the Tanks as Part of the Intermediate-Level Liquid Waste Disposal System
Plecas et al. Practical experience for liquid radioactive waste treatment from spent fuel storage pool on RA reactor in Vinca Institute
Erne et al. ca~~ rnos
Vicente Waste management experience at IPEN-Brazil
Kosenko Radioactive waste handling: Management and remediation of the facilities of the branch no. 2 of federal state unitary enterprise''DalRAO''. Agenda item 4.2 (Paper in English)
Pavlovic et al. Immobilization of radioactive waste sludge from spent fuel storage pool
KR20190090453A (ko) 이동형 방사능 오염수 처리장치 전용 이온교환기 세트