Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора



Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора
Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2523436:

Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" (RU)

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора и может быть использовано при проектировании водо-водяных реакторов нового поколения, а также для модернизации существующих АЭС. Техническим результатом является обеспечение радиационной безопасности и взрывобезопасности в условиях аварийного срабатывания предохранительных клапанов водо-водяного реактора за счет отведения парогазовой смеси за пределы первичной защитной оболочки реактора. Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора включает защитную оболочку с размещенными в ней предохранительными клапанами, соединенными трубопроводом с последовательно установленными жалюзийным сепаратором и пароструйным эжектором, расположенными вне защитной оболочки. Сепаратор в верхней части соединен с гидроемкостью, а в нижней части соединен с емкостью для сбора отсепарированной жидкости. Эжектор размещен в бассейне, по периметру которого установлены перфорированные трубы. Гидроемкость и перфорированные трубы соединены с ресиверами. Бассейн снабжен воздушным теплообменником и установленным над ним вытяжным зонтом. Вытяжной зонт соединен с трубой выдержки газов, в которой размещены аэрозольные фильтры. Труба выдержки газов соединена сдувочными линиями с сепаратором и трубопроводом. Гидроемкость и бассейн заполнены щелочным раствором. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике, к средствам обеспечения взрывобезопасности и радиационной безопасности и может быть использовано при проектировании водо-водяных реакторов нового поколения, а также для модернизации существующих АЭС.

Для обеспечения радиационной безопасности на водо-водяных реакторах АЭС различных типов (PWR, ВВЭР, BWR, CANDU) при аварийном повышении давления в корпусе реактора и срабатывании предохранительных клапанов предусмотрены защитные герметичные оболочки, позволяющие локализовать объем радиоактивного пара и газов и предотвратить их попадание в окружающую среду. В существующих АЭС с водо-водяными реакторами наибольшее распространение получила конструктивная схема с двумя герметичными оболочками из предварительно напряженного железобетона с проектным давлением до 0,4-0,6 МПа. (Проектирование систем защитной оболочки реактора для атомных электростанций. Серия норм МАГАТЭ по безопасности.

URL: http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1189_web.pdf стр.89-107, № NS-G-1.10. Вена. 2008.). Оболочки формируют внутренний и наружный объемы радиационной защиты реактора. При этом внутренняя «первичная защитная оболочка» (ПЗО) локализует парогазовую смесь после предохранительных клапанов реактора, размещенных во внутреннем объеме ПЗО. Внешняя оболочка защищает корпус реактора от внешних воздействий и служит локализующим объемом для сброса парогазовой смеси при срабатывании предохранительных клапанов ПЗО. Из объема между корпусами оболочек парогазовая смесь отводится в систему очистки - систему выброса отфильтрованного воздуха из кольцевого пространства.

Однако такая конструкция защитных оболочек и расположенных в них систем безопасности не позволяет обеспечивать надежное предотвращение образования взрывоопасных концентраций водорода, что может привести к взрыву и, как следствие, к разрушению оболочек и выходу радионуклидов в окружающую среду. Это объясняется особенностями процессов очистки парогазовой смеси от радионуклидов и утилизации водорода, которые реализуются в известных системах локализации пара после предохранительных клапанов (СЛППК) на АЭС.

Также известны устройства очистки парогазовой смеси от радиоактивности с несколькими ступенями очистки, где на первой ступени удаляется основная масса изотопов, а последующие ступени представляют собой окончательную - «тонкую» очистку. Например, в технологической схеме корпусного кипящего реактора (BWR) сброс радиоактивного пара после предохранительных клапанов производится в бассейн залива активной зоны, который является первой ступенью очистки. В бассейне, расположенном внутри ПЗО, при интенсивной конденсации пара происходит локализация радиоактивных продуктов коррозии, а неконденсированные радиоактивные газы (Xe, Kr) выходят в атмосферу ПЗО. Радиоактивные газы затем локализуются на следующей ступени очистки - в специальных фильтрах.

Как правило, в качестве фильтров применяют углесодержащие сорбенты, которые локализуют радиоактивные газы: изотопы йода, цезия, криптона. Применяют и другие материалы.

Известно устройство, в котором в качестве второй ступени очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек корпуса реактора, применяется "Термоксид" - неорганические сферогранулированные материалы на основе гидратированных оксидов циркония, титана и олова [патент РФ №2197762, МПК G21F 9/02, G21C 9/004, опубликован 27.01.2003]. «Термоксид», локализуя изотопы йода, не эффективен в очистке от радиоактивных газов (Xe и Kr).

Многоступенчатая схема локализации пара после предохранительных клапанов применяется и для другого типа водо-водяного реактора: реактора с водой под давлением. При повышении давления в первом контуре срабатывает предохранительный клапан, сбрасывающий теплоноситель из парового компенсатора давления в барботер. В барботере происходит локализация радиоактивных продуктов коррозии. Если давление в барботере в свою очередь превышает допустимое, то среда первого контура выбрасывается в помещение ПЗО. Снижение давления внутри ПЗО при выходе теплоносителя производится с помощью распыления в паровоздушной среде охлаждающей воды. Наряду с функцией снижения давления спринклерная система обеспечивает выведение радиоактивных продуктов из атмосферы ПЗО. Для выведения радиоактивных продуктов из атмосферы ПЗО в распыляемую воду добавляются химические вещества. Например, для связывания йода на реакторах типа ВВЭР добавляется специальный раствор с боратом калия. Окончательная очистка газов, заполняющих внутренний объем ПЗО корпуса реактора и кольцевого пространства между оболочками, производится с помощью аэрозольных фильтров и системы выброса отфильтрованных газов в вентиляционную трубу.

Известен способ подавления радиоактивности пара после предохранительных клапанов водо-водяного реактора, который реализован с помощью устройства, находящегося внутри ПЗО и объединяющего в себе несколько ступеней локализации: конденсации пара и очистки парогазовой смеси. В этом устройстве для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления, в качестве первой ступени очистки используется резервуар высокого давления с моющим раствором [патент РФ №2300151, МПК G21C 9/00, G21C 15/16, G21C 15/18, опубликован 27.05.2007]. Внутри резервуара расположены смешивающие устройства струйного типа, устройства для распределения парожидкостной смеси по сечению резервуара, а также каплеотделители из стекловолокна.

В известных конструкциях предусмотрено предотвращение образования взрывоопасных концентраций водорода, который вместе с радиоактивными газами выходит в атмосферу ПЗО после срабатывания предохранительного клапана реактора [патент РФ №1779191, МПК G21C 9/04, опубликован 27.07.1996]. Для сжигания водорода в этой конструкции СЛППК предназначены пассивные каталитические рекомбинаторы водорода на основе платины, родия, осмия, иридия, рутения или палладия, расположенные в верхних точках ПЗО.

Недостатком этой конструкции, предусматривающей сброс пара после предохранительных клапанов в объем под защитную оболочку, является высокая влажность парогазовой смеси, которая является следствием действий систем по снижению давления внутри ПЗО и оказывает существенное влияние на снижение работоспособности каталитических рекомбинаторов и аэрозольных фильтров с углесодержащими сорбентами. Например, адсорбционные свойства широко применяемого в атомной энергетике активированного угля СКТ (сернокислого торфяного) практически полностью исчезают при его увлажнении. Поэтому для снижения относительной влажности парогазовой смеси в установках подавления активности перед угольными адсорберами приходится устанавливать теплообменники, охлаждаемые технической водой, цеолитовые осушители, термоэлектрические холодильники [патент РФ №2168778, МПК G21F 9/02, G21C 9/00, опубликован 10.06.2001]. Пассивные каталитические рекомбинаторы водорода также теряют свою эффективность при увлажнении: насыщенный пар конденсируется в порах катализатора, препятствуя проникновению водорода к активной поверхности оборудования. Поэтому для снижения относительной влажности парогазовой смеси в установках каталитического сжигания водорода перед поступлением в контактный аппарат парогазовую смесь перегревают на 50°С и более или используют низкотемпературный катализатор [патент РФ №2360734, МПК B01J 21/06, B01J 21/04, G21C 9/06, B82B 1/00, опубликовано 10.07.2009]. Таким образом, влажность парогазовой смеси существенно усложняет конструкцию СЛППК, увеличивает вероятность образования «гремучей» смеси в верхней части под защитной оболочкой и вероятность взрывного разрушения защитных оболочек.

Задачей изобретения является создание устройства для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора, в котором в максимальной степени учтены недостатки каталитического способа утилизации водорода, а также особенности поведения радиоактивных изотопов в различных средах и особенности фазового (вода-пар) переноса радиоактивности.

Поставленная задача достигается при использовании предлагаемого изобретения, технический результат которого состоит в обеспечении радиационной безопасности и взрывобезопасности в условиях аварийного срабатывания предохранительных клапанов водо-водяного реактора за счет отведения парогазовой смеси за пределы ПЗО реактора.

Указанный технический результат достигается тем, что устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора включает защитную оболочку с размещенными в ней предохранительными клапанами, соединенными трубопроводом с последовательно установленными жалюзийным сепаратором и пароструйным эжектором, расположенными вне защитной оболочки, причем сепаратор в верхней части соединен с гидроемкостью, снабженной ресиверами, а в нижней части соединен с емкостью для сбора отсепарированной жидкости, эжектор размещен в бассейне, по периметру которого установлены перфорированные трубы, соединенные с ресиверами, бассейн снабжен воздушным теплообменником и установленным над ним вытяжным зонтом, соединенным с трубой выдержки газов, в которой размещены аэрозольные фильтры, при этом труба выдержки газов соединена сдувочными линиями с сепаратором и трубопроводом, а гидроемкость и бассейн заполнены щелочным раствором.

В частном варианте реализации устройства гидроемкость заполнена 1% щелочным раствором.

В частном варианте реализации устройства бассейн заполнен щелочным раствором рН>8.

В частном варианте реализации устройства аэрозольные фильтры выполнены из углесодержащей ткани.

Сущность изобретения поясняется графическими иллюстрациями.

На фиг.1 представлено устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора.

На фиг.2 представлено подключение устройства для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора к трубопроводам после предохранительных клапанов к действующему водо-водяному энергетическому реактору.

На фиг.1, 2 позициями обозначены:

1 - реактор;

2 - защитные оболочки;

3 - предохранительные клапана;

4 - трубопровод;

5 - гидроемкость;

6 - ресиверы;

7 - сепаратор;

8 - герметичная емкость;

9 - пароструйный эжектор;

10 - бассейн;

11 - перфорированные трубы;

12 - вытяжной зонт;

13 - труба выдержки;

14 - аэрозольные фильтры;

15 - воздушный теплообменник;

16 - сдувочные линии;

17 - барботер;

18 - спринклерная система;

19 - система выброса отфильтрованного воздуха из кольцевого пространства;

20 - система отвода тепла;

21 -бак с водой;

22 - система каталитического сжигания водорода в верхних точках ПЗО.

Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора работает следующим образом.

Парогазовую смесь через предохранительные клапана 3 реактора 1 подают по трубопроводу 4, расположенному за пределами защитных оболочек 2 сначала на сепаратор 7 жалюзийного типа. В трубопроводе 4, через который подают парогазовую смесь на сепаратор 7, организован подвод воды для увлажнения пара (на фиг. не показан), поскольку парогазовая смесь после предохранительного клапана 3 становится перегретой. Необходимость установки жалюзийного сепаратора 7 обусловлена наличием волнообразных пластин, парогазовая смесь резко поворачивается несколько раз, в результате чего капельки влаги под действием инерционных сил попадают на стенки и стекают вниз, таким образом, парогазовая смесь отделяется от воды.

В сепараторе 7 радиоактивные продукты коррозии локализуются в воде. Эти радиоактивные вещества преимущественно находятся во взвешенных частицах, которые выносятся только с капельной влагой. Также в конденсате задерживаются изотопы 24Na, 18F, трития.

Далее производится увлажнение пара для абсорбции радиоактивного 131I. Для этого из гидроемкости 5 выдавливается 1% щелочной раствор (NaOH или КОН) сжатым воздухом, подаваемым от ресиверов 6. Щелочной раствор подается в разбрызгивающее устройство входного патрубка сепаратора 7.

Отсепарированная жидкость из сепаратора 7 отводится в герметичную емкость 8. Предварительное увлажнение пара и отвод отсепарированной жидкости позволяют обеспечить снижение активности пара.

Очищенная от радиоактивных продуктов коррозии и частично от 131I, 137Cs парогазовая смесь от сепаратора 7 по трубопроводу 4 поступает на вторую ступень очистки. Этой ступенью является бассейн 10, который играет роль пассивного конденсатора парогазовой смеси и окончательной очистки от радиоактивных продуктов коррозии. В бассейне 10 поддерживается щелочная среда (вода) с pH≥8. За счет этого через зеркало испарения бассейна 10 не выносится 131I и могут выйти только не растворенные в воде газообразные продукты деления (Xe, Kr) и водород. Внутри бассейна 10 находится пароструйный эжектор 9 для конденсации подводимой парогазовой смеси, соединенный с трубопроводом 4.

Система пассивного типа обеспечивает полную конденсацию парогазовой смеси за счет применения пароструйного эжектора 9 и исключает ее выброс через зеркало испарения бассейна 10.

Для локализации радиоактивных газов и отведения водорода над бассейном 10 установлен вытяжной зонт 12. Вытяжной зонт 12 соединен с вертикальной проточной трубой для выдержки газов - трубой выдержки 13.

За счет задержки газов происходят:

- распад гамма-активных короткоживущих изотопов, включая 16N;

- образование долгоживущих негазообразных продуктов деления из газообразных предшественников.

Образовавшиеся изотопы в виде крупнодисперсных аэрозолей могут находиться в воздухе непродолжительное время и оседают на трубе выдержки 13.

Размеры (сечение и высота) трубы выдержки 13 выбирают с таким расчетом, чтобы время выдержки газов было не менее 20 минут - времени практически полного распада наиболее долгоживущего газа 137Xe и превращения его в дочерний изотоп биологически опасного 137Cs.

На конце трубы выдержки 13 устанавливаются аэрозольные фильтры 14 из углесодержащей ткани для гарантированного исключения проскоков в атмосферу радиоактивных веществ. В бассейне 10 происходит полная конденсация парогазовой смеси, как за счет объема воды, так и за счет работы пассивной системы охлаждения воздушным теплообменником 15. Поэтому работоспособность аэрозольных фильтров 14 обеспечивается даже при длительном открытии предохранительного клапана 3.

Водород, выходящий с поверхности бассейна 10, разбавляется воздухом для исключения образования взрывоопасной концентрации в трубе выдержки 13. Для этого над поверхностью воды по периметру бассейна 10 расположены перфорированные трубы 11, к которым подключены ресиверы 6 для подачи воздуха. Для исключения скопления водорода в устройстве после закрытия предохранительных клапанов 3 реактора 1 из верхних («тупиковых») точек сепаратора 7 и трубопровода 4 предусмотрены сдувочные линии 16 в трубу выдержки 13.

Данное устройство может быть применено при модернизации действующих АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами различного типа (фиг.2). К трубопроводу после предохранительных клапанов 3, сбрасывающих парогазовую смесь во внутренний «воздушный» объем ПЗО (в реакторах типа BWR - в бассейн залива активной зоны), подключается трубопровод 4, который прокладывается через проходки в защитных (локализующих) оболочках и подключается к устройству для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора. В данной технологической схеме будет производится двухступенчатая очистка от радиоактивных продуктов коррозии: в бассейне 10 и в сепараторе 7.

Таким образом, при срабатывании предохранительных клапанов 3 первого контура исключаются из работы:

- спринклерная система 18, подключенная к системе отвода тепла 20 из ПЗО и к баку с водой 21;

- система каталитического сжигания водорода 22 в верхних точках ПЗО;

- система выброса отфильтрованного воздуха из кольцевого пространства 19, расположенная между корпусами защитных оболочек 2.

Эти системы остаются в составе ядерной установки и используются в режимах нормальной эксплуатации и при аварии с выбросом теплоносителя во внутренний объем ПЗО.

Безопасность данного технического решения достигается за счет:

- эффективной очистки и использования в пассивных системах свойств фазового переноса радиоактивности: продуктов коррозии, газообразных продуктов, аэрозолей, включая 131I;

- постоянного отведения водорода в атмосферу и исключения из схемы локализации пара установки сжигания водорода.

Обеспечение радиационной безопасности и взрывобезопасности с помощью данного устройства заключается в том, что:

- очистка радиоактивной парогазовой смеси осуществляется в пределах реакторной установки на пассивной системе многоступенчатой локализации с учетом особенностей фазового переноса изотопов,

- отвод очищенной от радиоактивности парогазовой смеси производится в атмосферу,

- утилизация водорода производится отведением его в атмосферу без установки сжигания водорода внутри ПЗО.

1. Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора, включающее защитную оболочку с размещенными в ней предохранительными клапанами, соединенными трубопроводом с последовательно установленными жалюзийным сепаратором и пароструйным эжектором, расположенными вне защитной оболочки, сепаратор в верхней части соединен с гидроемкостью, снабженной ресиверами, а в нижней части соединен с емкостью для сбора отсепарированной жидкости, эжектор размещен в бассейне, по периметру которого установлены перфорированные трубы, соединенные с ресиверами, бассейн снабжен воздушным теплообменником и установленным над ним вытяжным зонтом, соединенным с трубой выдержки газов, в которой размещены аэрозольные фильтры, при этом труба выдержки газов соединена сдувочными линиями с сепаратором и трубопроводом, а гидроемкость и бассейн заполнены щелочным раствором.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что гидроемкость заполнена 1% щелочным раствором.

3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что бассейн заполнен щелочным раствором рН>8.

4. Устройство по п.1, отличающееся тем, что аэрозольные фильтры выполнены из углесодержащей ткани.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области переработки газообразных радиоактивных отходов, а именно к высокотемпературной хемосорбции алюмосиликатным фильтром паров радиоактивных изотопов цезия, образующихся при термической обработке цезийсодержащих радиоактивных материалов.
Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано для утилизации промышленных отходов, содержащих хлороводород. Для этого улавливают радиоактивный хлороводород, барботируя газы или пары, содержащие хлороводород, через раствор реагента, образующего с хлорид-ионами малорастворимое соединение.
Изобретение относится к области волокнистых сорбционно-фильтрующих материалов, используемых для очистки от аэрозолей и радиоактивных форм йода. .

Изобретение относится к криогенной технике и предназначено для концентрирования и утилизации инертных радиоактивных газов (ИРГ), выбрасываемых в окружающую среду при осуществлении режимов постоянной вентиляции (ПВ) и вентиляции при проведении плановых предупредительных ремонтов (ППР) атомных электростанций (АЭС).
Изобретение относится к производству сорбентов для улавливания летучих форм радиоактивного йода и может быть использовано при изготовлении сорбентов для предотвращения радиоактивного выброса в окружающую среду при эксплуатационных режимах работы и при авариях на атомных электростанциях (АЭС), а также для очистки паровоздушных потоков от летучих соединений радиоактивного йода в технологических схемах по переработке отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к композициям, необратимо аккумулирующим газообразный водород, и может быть использована, например, для улавливания водорода, освобождаемого при радиолизе в блоках радиоактивных отходов.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для удаления радионуклидов йода и/или его органических соединений при очистке и контроле газообразных радиоактивных отходов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке отходящих газов от радиоактивного йода. .

Изобретение относится к области ликвидации последствий аварий и может быть использовано, в частности, для оперативной ликвидации последствий аварий на объектах ядерно-топливного комплекса или на опасных химических производствах.
Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива иммобилизации летучих форм радиоактивных и стабильных изотопов из газоаэрозольного потока с узла рубки - растворения перерабатываемого топлива.

Изобретение относится к атомной энергетике и экологии и может быть использовано при авариях на АЭУ, сопровождающихся нарушением целостности защитной оболочки и самого реактора, когда в окружающее воздушное пространство происходит выброс радионуклидов, продуктов деления ядерного топлива, когда особую опасность представляет йод-129 с периодом полураспада 1,5-107 лет. В заявленном способе радиоактивный йод улавливают на сорбенте - техническом углероде, который образуется путем сжигания органических материалов (шин, гудрона, мазута и т.д.) и появления в очаге аварии коптящего пламени. Затем технический углерод, сорбировавший радиоактивный йод из газообразных выбросов, орошают мелко распыленной водой. Технический углерод осаждается на территории, прилегающей к очагу аварии. Техническим результатом является повышение эффективности локализации летучих форм радиоактивного иода из газообразных выбросов. 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области радиохимической технологии, в частности к способам переработки облученного ядерного топлива с целью выделения и локализации газообразных изотопов криптона на головных операциях переработки облученного ядерного топлива, и может быть использовано в атомной промышленности при переработке облученного ядерного топлива ядерных реакторов. Способ включает растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов и реэкстракцию, при этом в процессе растворения облученного ядерного топлива проводят отбор газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, которые направляют на поглощение с помощью активированного угля или цеолита, а затем проводят десорбцию газообразных изотопов криптона из активированного угля или цеолита и компримирование изотопов криптона. Изобретение обеспечивает повышение удержания криптона и снижение выброса газообразных радионуклидов в окружающую среду. 8 з.п. ф - лы, 1 ил., 1 табл.

Заявленное изобретение относится к способу удаления трития из загрязненных тритием материалов с использованием реактора детритирования. Указанные материалы очищают за счет реакции, обеспечивающей удаление трития из отходов с использованием потока влажного инертного газа с очень низким процентом влажности. При нагревании отходов получают поток насыщенных тритием газов, удаляемый из реактора посредством влажного газа, который переносит его в мембранный реактор для осуществления очистки. Мембранный реактор выполнен с возможностью избирательного удаления трития, присутствующего в газовой смеси. Техническим результатом является повышение эффективности очистки газовой смеси при восстановлении содержащегося в ней трития. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 6 ил.
Изобретение относится к области сорбционной техники и может быть использовано в процессах очистки отходящих газов, в частности на атомных станциях, а также в средствах индивидуальной защиты органов дыхания. Способ включает пропитку активированного нетканого материала раствором, содержащим азотнокислое серебро и триэтилендиамин, термообработку и охлаждение. Пропитку ведут до содержания каталитических добавок в сорбенте в количестве (мас.%) серебро - 1-1,5, триэтилендиамин - 1-1,4. Полученный импрегнированный эластичный сорбент имеет защитные характеристики по радионуклидам йода-131 и йодистого-131 метила в 1,6-1,9 раза выше, чем у известных импрегнированных эластичных сорбентов. 1 з.п. ф-лы, 3 пр.
Предлагаемое изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом и предназначено для улавливания радиоактивного йода и его соединений из газовой фазы в системах вентиляции и в системах йодной очистки атомных электростанций. Керамический высокопористый блочно-ячеистый сорбент представляет собой пористую основу из корундового блочного высокопористого ячеистого материала с размером ячейки 0,5-1,2 мм, с открытой пористостью от 85 до 90% и с активной подложкой из γ-оксида алюминия, нанесенного в количестве до 6,5 мас.%, пропитанную сорбционно-активным компонентом - азотнокислым серебром - до суммарного содержания AgNO3, равного 8-18 мас.%. Технический результат изобретения - повышение механической прочности в процессах эксплуатации и регенерации сорбента, его химической и коррозионной стойкости в агрессивных средах, увеличение пористости и объемной поверхности. Полученные керамические сорбенты обеспечивают в исследованном интервале температур (170-210оС) и расходов воздушного потока (12-600 л/час) эффективность очистки от CH3 131I с концентрацией в воздухе 3,6-290 мг/м3 в интервале 99,92-99,97%, что соответствует требованиям, предъявляемым к йодным сорбентам по коэффициенту очистки от радиойода, - не менее 103. Приведенные характеристики керамических высокопористых блочно-ячеистых сорбентов позволяют повысить производительность и уменьшить в несколько раз размеры аппаратов газоочистки, продлить срок эксплуатации сорбентов, повысить эффективность использования дорогостоящего серебра. 4 пр.
Наверх