Фильтр-контейнер для очистки растворов от радионуклидов

Полезная модель относится к области обращения с радиоактивными отходами, а именно, к устройствам для очистки водных теплоносителей первых контуров транспортных ядерных энергетических установок (ТЯЭУ) от радионуклидов с дальнейшей транспортировкой и захоронением полученных отходов. Фильтр-контейнер может быть использован для очистки от радионуклидов дезактивирующих растворов в процессе проведения химических обработок (дезактиваций) внутренних поверхностей контуров ТЯЭУ, для доведения качества теплоносителей первых контуров до нормируемых показателей чистоты, а также для очистки от радионуклидов вод бассейнов выдержки отработанных активных зон (AЗ) и жидких радиоактивных отходов (ЖРО).
ых
3
4
-7
-6
ых
8
-2
В процессе эксплуатации ТЯЭУ образуется значительное количество радиоактивных (р/а) отходов (РАО), в том числе жидких. Химический состав, объемная активность ЖРО различаются. Например, дренажи теплоносителей, сопровождающие ремонтные работы на оборудовании первых (I) контуров ЯЭУ, отличаются относительно низким солесодержанием на уровне 1 мг/л, загрязнены радионуклидами нелетучих продуктов деления (НПД) и активированных продуктов коррозии (АПК) с активностью порядка 10-10 Бк/л (10-10 Ки/л). При дезактивациях I контуров дренируемые растворы содержат неорганические, органические и комплексообразующие кислоты, щелочи и т.д., отличаются высокой активностью, достигающей уровней 3.7⋅10 Бк/л (1⋅10 Ки/л) и более, и солесодержанием до 10 г/л и более.
ЖРО подлежат сбору в баках временного хранения и переработке, направленной на уменьшение их объема. Переработанные РАО подлежат кондиционированию - включению концентратов ЖРО в различные матрицы (формы), например, цементные, обеспечивающие снижение поступления радионуклидов в окружающую среду. Кондиционирование может включать помещение форм РАО в контейнеры, операции по изготовлению упаковок р/а отходов. Контейнеры - емкости, используемые для удобства транспортирования, хранения и захоронения РАО. Упаковки - транспортные комплекты с р/а содержимым в представленном для перевозки виде. РАО в упаковках или в контейнерах отправляют в пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) на длительное хранение и/или захоронение. Переработка и кондиционирование ЖРО обеспечивают безопасные условия хранения отходов / P.M. Гатауллин, Н.Н. Давиденко, Н.В. Свиридов и др. Контейнеры из композиционных материалов на основе бетона для радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 2010 г., стр. 7, 8, 12, 16/.
Если объекты использования атомной энергии, например, атомные электрические станции (АЭС), находятся на расстоянии, допускающем прокладку трубопроводов передачи ЖРО от баков хранения до ПЗРО, то переработку и кондиционирование, как правило, проводят там же. В противном случае экономически выгоднее и безопаснее проводить переработку отходов, особенно низко- и среднеактивных, на месте образования с использованием мобильных установок /Карлин Ю.В., Чуйков В.Ю., Адамович Д.В. и др. Переработка жидких радиоактивных отходов с помощью мобильных модульных установок. Атомная энергия, 2001, т. 90, вып. 1, с. 65-69/. Это актуально, например, для Дальнего Востока России, где образование основного количества ЖРО связано с использованием ТЯЭУ. В состав таких установок практически всегда входят устройства с сорбционными материалами, так как при концентрировании радионуклидов на сорбентах коэффициенты сокращения объемов ЖРО достигают наибольших величин (70…90) по сравнению с традиционными методами кондиционирования. Именно сорбционные способы обеспечивают возможность финишной очистки ЖРО от радионуклидов до допустимых норм сброса /A.З. Арустамов, А.В. Зинин. П.В. Красников и др., ЗАО «РАОТЕХ». Метод ионоселективной очистки жидких радиоактивных отходов атомных станций. Журнал «Безопасность жизнедеятельности», №11, 2005 г. /.
Это определяет актуальность работ по поиску материалов, эффективно сорбирующих радионуклиды из ЖРО, и конструированию устройств для размещения сорбентов, через которые р/а растворы фильтруют. При разработке устройств авторы стремятся к соответствию их конструкции современной концепции обращения с РАО, в которой важную роль играет получение упаковок р/а отходов, а именно, разрабатывают устройства для размещения сорбционных материалов и фильтрации через них ЖРО, которые одновременно, после выделения на сорбентах радионуклидов, служат контейнерами или упаковками отработанных р/а сорбентов вследствие чего их относят к «фильтрам-контейнерам».
Примером такого решения является, например, устройство, предназначенное для реализации способа обработки р/а отходов, описанное в патенте RU 2091874 (опубл. 27.09.1997). Устройство представляет собой контейнер, в котором размещен фильтр, содержащий цилиндрический корпус и крышку с закрепленной на ней коаксиально корпусу кольцевой перегородкой высотой, меньшей высоты корпуса. В фильтре размещена матрица, которую обрабатывают для получения сорбента в виде пористого формованного блока. Кольцевая перегородка образует с дном корпуса фильтра кольцевой зазор, в результате чего в фильтре образуются две последовательно соединенные фильтрующие зоны: центральная и охватывающая ее периферийная зона. Очистка ЖРО от радионуклидов проводится в однократном режиме фильтрации растворов через сорбент. Растворы сначала фильтруют через центральную, а затем через периферийную зону фильтра.
Данное устройство разработано с целью улучшения экологической обстановки на АЭС, что достигается его использованием (после выработки ресурса сорбентов) в качестве упаковки РАО, за счет чего операции отверждения р/а сорбентов перед их передачей в ПЗРО исключаются.
ых
ым
Недостаток данного устройства - ограниченная область его применения: устройство позволяет проводить очистку уже образовавшихся ЖРО, но не предоставляет возможностей снижать количество ЖРО, образующихся в процессе эксплуатации ЯЭУ. В частности, устройство не может быть использовано при дезактивациях I контуров ЯЭУ, когда образуется большое количество высокоактивных и засоленных жидких р/а отходов. Для очистки растворов от радионуклидов можно использовать собственные фильтры контуров. Однако, если их загружать сорбционными материалами, используемыми в аналоге, то в связи с их возможной неполной выгрузкой, осуществляемой гидравлическим способом, не исключено поступление в контур реагентов, которые используют для синтеза сорбентов. Однако, даже малые количества этих реагентов могут инициировать коррозионные повреждения элементов AЗ. Поэтому более безопасно для этих целей использовать сорбционные устройства, подключаемые к контурам на время работ. Соответственно, при их разработке должны быть выполнены требования к составу конструкционных материалов (КМ) устройств, которые допускают их подключение к I контурам, требования по герметичности устройств, по исключению выноса сорбентов в контур и т.д.
Отмеченный недостаток устройства - аналога связан с его конструктивным исполнением: устройство и сорбционные материалы, которые в него загружают, не рассчитаны на подключение к первым контурам ТЯЭУ. При подготовке сорбентов в устройстве последовательно используют целый ряд химических соединений, которые при подключении устройства к первому контуру ЯЭУ могут поступить в теплоноситель и привести к серьезным нарушениям водно-химических режимов контуров.
Известно аналогичное решение - сорбционный блок по патенту RU 2101072 (опубл. 10.01.1998). Блок предназначен для очистки ЖРО, образующихся при эксплуатации атомно-энергетических установок на АЭС и транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС). Задача данного изобретения - разработка устройства (блока), позволяющего повысить радиационную безопасность эксплуатации оборудования персоналом при очистке ЖРО, что обеспечено размещением обечаек с сорбентами в защитном контейнере и упростить режим очистки.
Защитный контейнер может быть выполнен в виде стального или железобетонного модуля. В нем расположены отверстия, которые предназначены для размещения одной или нескольких цилиндрических сменных обечаек, предпочтительно в количестве 1-8 штук, с сорбентами для выделения радионуклидов. Обечайки снабжены верхними захватными устройствами для их извлечения и замены. Отверстия в контейнере после установки в них обечаек закрывают сверху съемными крышками, снабженными прижимными болтами. Контейнер имеет подводящие и отводящие патрубки для фильтрации растворов, которые с помощью разъемных уплотнительных узлов, снабженных прокладками, соединены с подводящими и отводящими патрубками обечаек с сорбентами. Обечайки, установленные в отверстия контейнера, находятся в подвешенном состоянии за счет присоединения к патрубкам контейнера, которые одновременно являются точками опоры, с помощью разъемных уплотнительных узлов. Уплотнение всей системы, препятствующее протеканию радиоактивного раствора при его фильтрации через обечайку, обеспечивается под действием собственного веса обечайки после ее установки в отверстия контейнера, а также за счет прижимных болтов на съемной крышке отверстия контейнера. Очищаемый от радионуклидов цезия исходный р/а раствор фильтруется через верхнее распределительное устройство сверху вниз через сорбент в обечайке, после чего фильтрат с помощью нижнего распределительного устройства собирается в центральной трубе обечайки и из нее через выходные патрубки поступает либо на следующую сорбционную обечайку, находящуюся в контейнере, либо в промежуточную емкость, откуда насосами очищенный раствор подают на следующие стадии очистки. Фильтрация исходного раствора через обечайку с сорбентом может производиться и снизу вверх.
Данный сорбционный блок (устройство) также имеет ряд недостатков, в первую очередь связанных с областью его применения, ограниченной очисткой ЖРО, которые уже образовались и находятся в баках временного хранения. Кроме того:
1. при обслуживании блока необходимо использовать целый арсенал специальных дополнительных устройств, без которых замена сорбентов, находящихся в обечайках, нереализуема, и, соответственно, новых обечаек, так как использованные обечайки вместе с отработанными сорбентами размещают в транспортном контейнере для передачи в ПЗРО;
2. несмотря на то, что извлечение обечаек с отработанными р/а сорбентами из защитного контейнера для их последующего перемещения в транспортные упаковки РАО происходит дистанционно, возможно облучение персонала свыше допустимых норм, поскольку операция перемещения проводится без защитного контейнера;
3. уплотнения, предусмотренные конструкцией устройства для исключения протечек р/а растворов, обеспечиваются за счет собственного веса вновь устанавливаемых обечаек. Данные уплотнения гарантируют герметичность, достаточную для проведения фильтрации р/а растворов из баков хранения ЖРО, когда давление растворов на входе в обечайки ограничено гидравлическими характеристиками насосов, подбираемых для фильтрации растворов. Для очистки теплоносителей в первых контурах ТЯЭУ при давлениях порядка 1 МПа, необходимых для пуска циркуляционных насосов контуров, подобные неконтролируемые уплотнения непригодны.
ых
Общим недостатком для приведенных аналогов, является ограниченная область применения фильтрующих устройств - исключительно для очистки ЖРО, которые образовались при эксплуатации ЯЭУ и временно хранятся в сбросных баках, например, теплоносителей, р/а растворов с реагентами, которые дренируют из I контуров ЯЭУ при дезактивациях. Конструкции аналогов, используемые в них сорбционные материалы, ориентированы на частичное устранение отрицательных последствий образования ЖРО. Путем фильтрации растворов из баков через устройства с размещенными в них селективными сорбентами, снижают активность растворов в баках за счет удаления части радионуклидов, а отработанные р/а сорбенты вместе с устройствами, которые в этом случае выполняют роль упаковок для транспортирования РАО (RU 2091874), или после выгрузки сорбентов из устройств в другие упаковки РАО (RU 2101072) отправляют в ПЗРО на длительное хранение и/или захоронение. Устройства принципиально не позволяют уменьшать количество или исключать образование ЖРО при проведении ремонтных работ, дезактивациях контуров ЯЭУ, а позволяют только снижать категорию уже образовавшихся ЖРО.
90
Известно устройство по патенту RU 2118856 (опубл. 10.09.1997), которое предназначено для очистки от долгоживущих изотопов стронция и цезия преимущественно низкоактивных малозаселенных и засоленных ЖРО. Конструкция устройства включает фильтрующие камеры, которые расположены коаксиально относительно друг друга и соединены между собой перфорированным ложным днищем. При этом внутренняя камера заполнена сорбентом, селективно извлекающим радионуклиды цезия-137, а внешняя камера заполнена сорбентом, селективно извлекающим радионуклиды стронция-90, что является отличительным признаком устройства. Конструкция устройства и такое размещение в нем селективных сорбентов обеспечивают снижение мощности дозы гамма-излучения на его поверхности во время очистки растворов за счет того, что гамма-излучающие радионуклиды цезия концентрируются во внутренней камере, а радионуклиды бета-излучающего Sr - во внешней камере, которая окружает внутреннюю и, таким образом, частично экранирует (защищает) персонал от гамма-излучения цезия. После использования устройства, накопления на сорбентах радионуклидов и достижения максимально допускаемой мощности дозы на поверхности фильтра (в соответствии с требованиями норм радиационной безопасности) фильтр передают на захоронение в ПЗРО.
Несмотря на эффективность, подтвержденную примером опытной проверки, данное устройство имеет ряд недостатков. Так, согласно описанию «скорость пропускания растворов определяется кинетическими характеристиками используемых сорбентов», а «размеры... камер определяются сорбционной емкостью … сорбентов, исходной активностью растворов и соотношением активностей цезий - стронций» в них. Отсюда следует, что, исходя из состава ЖРО, необходимо каждый раз выбирать размеры камер, соответственно, изменять габариты устройства, его защиту, т.е. разрабатывать новую конструкторскую документацию на изготовление практически «эксклюзивного» изделия. Применение устройства ограничено очисткой ЖРО преимущественно низко-активных, образовавшихся в процессе обслуживания объектов использования атомной энергии и временно хранящихся в баках. К недостаткам устройства также относится конструкционное исполнение камер: камеры имеют разные площади фильтрации. Следовательно, линейная скорость фильтрации через камеры будет отличаться. Соответственно, скорость, обоснованная для одного из сорбентов, может быть не оптимальна для другого. Существенным недостатком является отсутствие требований к форме сорбентов. Авторы только перечисляют некоторые из известных селективных сорбентов, которые могут быть использованы. В то время как в зависимости от форм сорбентов перфорация ложного днища, соединяющего камеры, должна различаться. Как следствие, конструкционные неопределенности в размерах камер и перфорации днища, неопределенности форм сорбентов не позволяют определить гидравлические характеристики как самого устройства, включающие значения допустимого и предельного давления растворов на входе фильтра и гидравлическое сопротивление самого фильтра, так и насосов, необходимых для обеспечения требуемых расходов фильтрации растворов.
Подобным вышеуказанному является устройство по патенту RU 168418 (опубл. 02.02.2017), которое тоже включает две коаксиально расположенные относительно друг друга фильтрующие камеры, из которых внутренняя камера заполнена сорбентом, селективно извлекающим гамма-излучающие радионуклиды, а внешняя камера - сорбентом, селективно извлекающим радионуклиды, не имеющие гамма-излучения. Конструкция устройства обеспечивает более высокий уровень эксплуатационной технологичности, повышение простоты и безопасности технического обслуживания. Однако, как и все предыдущие аналоги, устройство не может быть использовано для очистки теплоносителей непосредственно в первых контурах ТЯЭУ прежде всего потому, что не обеспечивает герметичность при давлениях, создаваемых в контурах для обеспечения пуска циркуляционных насосов. Кроме того, здесь используют селективные неорганические сорбенты, неприменимые для очистки теплоносителей в первых контурах ТЯЭУ в байпасном режиме фильтрации растворов. Помимо этого, замена сорбентов после накопления на них радиоактивных элементов требует от персонала разборки устройства, проведения операций выгрузки р/а сорбентов и перемещения сорбентов в транспортные промежуточные упаковки РАО без радиационной защиты, что связано с возможным переоблучением персонала при проведении работ.
Наиболее близким к предлагаемой модели является фильтр-контейнер (ФК) для очистки от радионуклидов низкоактивных ЖРО, разработанный в МосНПО «Радон» /Рябчиков Б.Е. Очистка жидких радиоактивных растворов - М: ДеЛи принт, 2008. С. 291-292/. Фильтр, в который загружают селективный сорбент, изготовлен из нержавеющей стали и снабжен патрубками подвода и отвода р/а растворов. В нижнем и верхнем торцах фильтра размещены средства для равномерного распределения потока ЖРО и предотвращения уноса сорбента из фильтра. Корпус фильтра с селективным сорбентом размещен в стандартной бочке объемом 200 л. Внутреннее пространство между стенками бочки и корпусом фильтра залито бетоном марки не ниже 500 для обеспечения требований радиационной безопасности при накоплении на сорбенте активности радионуклидов. Вместе с бочкой, в которой размещен фильтр, изделие представляет собой фильтр-контейнер. После окончания цикла очистки ЖРО от радионуклидов фильтр ФК передается в ПЗРО, где его размещают в защитных невозвратных контейнерах для радиоактивных отходов типа НЗК-150-1,5П на длительное хранение.
Недостатком данного решения является ограниченная область использования: ФК можно использовать только для очистки отходов низкого уровня активности; при очистке растворов среднего уровня активности толщина биологической защиты (менее 150 мм) не обеспечивает соблюдения норм радиационной безопасности, предъявляемых к упаковкам РАО. Кроме этого, конструктивное исполнение ФК и используемые в нем сорбционные материалы не предусматривают возможности его использования для очистки растворов в первых контурах ЯЭУ в процессе проведения дезактиваций контуров, а также с целью очистки самих теплоносителей при проведении ремонтных работ, что позволяет сократить объем ЖРО и снизить их активности уже в процессе эксплуатации ЯЭУ.
Техническая проблема, на решение которой направлена заявляемая полезная модель, состоит в расширении арсенала технических средств определенного назначения и заключается в создании фильтра-контейнера для очистки растворов от радионуклидов.
Технический результат, достигаемый при реализации заявляемой полезной модели, заключается в расширении арсенала средств для очистки растворов от радионуклидов за счет создания фильтра-контейнера для очистки растворов от радионуклидов, обеспечивающего возможность значительно уменьшить количество ЖРО и их активность непосредственно в процессе эксплуатации ТЯЭУ.
Указанный технический результат достигается тем, что фильтр-контейнер для очистки жидких радиоактивных отходов содержит выполненный в виде цельносварной конструкции и помещенный в бетонную биологическую защиту фильтр, имеющий цилиндрический корпус, крышку, дно, патрубок подачи очищаемого раствора, расположенный на крышке фильтра, и патрубок отвода очищенного раствора. В корпусе размещены расположенные коаксиально относительно друг друга и имеющие равные площади сечений внутренняя, промежуточная и внешняя фильтрующие камеры, соединенные верхней частью с крышкой. Камеры соотнесены между собой с возможностью обеспечения движения очищаемого раствора в противотоке. Внутренняя и промежуточная камеры снабжены общим днищем, размещенным таким образом, что между дном фильтра и общим днищем образована полость отвода очищенного раствора. Патрубок подачи очищаемого раствора расположен на крышке фильтра, а патрубок отвода очищенного раствора установлен на дне фильтра. В крышке фильтра закреплены соотнесенные с каждой камерой патрубки для отдельной загрузки сорбционных материалов в каждую камеру.
Выполнение фильтра в виде цельносварной конструкции обеспечивает герметичность и фильтрацию растворов через камеры при рабочем давлении до 1 МПа, что позволяет подключать ФК на байпасе к первым контурам ЯЭУ при обеспечении циркуляции растворов за счет напора собственных циркуляционных насосов. Выполнение камер фильтра с одинаковой площадью горизонтального сечения позволяет выполнять фильтрацию растворов через все камеры с одинаковой линейной скоростью, а наличие трех коаксиально расположенных относительно друг друга фильтрующих камер, загрузка которых сорбентами производится раздельно, позволяет размещать в камерах разные сорбенты (или формы сорбентов) и решать более широкий спектр задач по очистке ЖРО, причем как низкоактивных, так и средне- и высокоактивных сред.
Кроме того, патрубок подачи очищаемого раствора дополнительно снабжен средством равномерного распределения раствора, что исключает возможность обратного заброса сорбционных материалов в контур, к которому подключается ФК.
Кроме того, в полость отвода очищенного раствора помещен механический фильтрующий материал из рубленой проволоки, изготовленной из коррозионно-стойкой стали.
Кроме того, патрубок отвода очищенного раствора дополнительно снабжен фильтрующим элементом с тонкостью фильтрации не более 0,2 мм, что исключает вероятность попадания зерен сорбентов в теплоноситель 1-го контура.
Кроме того, фильтрующие камеры, патрубки загрузки сорбционных материалов, подачи очищаемого и отвода очищенного растворов изготовлены из коррозионно-стойкой стали.
Кроме того, бетонная защита снабжена внешней обечайкой, выполненной из стали перлитного класса, обечайка имеет верхнюю и нижнюю крышки, жестко соединенные с ней посредством, в частности, сварки, при этом входные торцы патрубков для отдельной загрузки сорбционных материалов выполнены заподлицо с верхней крышкой обечайки бетонной защиты.
Конструкция разработанного устройства позволяет выполнять очистку теплоносителей непосредственно в первых контурах ТЯЭУ при физико-химических условиях и во время проведения химических дезактиваций контуров, а также при очистке теплоносителей от химических примесей и радионуклидов для доведения качества теплоносителей до регламентируемых требований. За счет этого значительно сокращается объем и активность ЖРО, существенно снижается количество операций дренажа и объем дренируемых из контура радиоактивных растворов. Одновременно, конструкция устройства позволяет избежать облучения персонала при его обслуживании, что достигается размещением сорбционных материалов в контейнере, выполняющем роль биологической защиты персонала от гамма-излучения радионуклидов, выводимых на сорбентах в процессе очистки растворов. Существенно, что после достижения в процессе очистки нормируемого и допускаемого уровня мощности дозы гамма-излучения на внешней поверхности контейнера, соответствующего нормам радиационной безопасности, конструкция ФК позволяет использовать его в качестве контейнера РАО (р/а сорбентов) для передачи в ПЗРО. При этом проведение радиационно-опасных операций по выгрузке отработанных сорбентов и их размещению в транспортные упаковки РАО, связанных с облучением персонала, полностью исключается.
Преимущества и особенности предлагаемой полезной модели поясняются конкретным примером выполнения со ссылкой на фигуру, которая наглядно демонстрирует возможность решения существующей проблемы и достижения данной совокупностью существенных признаков указанного технического результата.
Конструкция ФК иллюстрируется чертежом общего вида, на котором позициями обозначены:
1 - внутренняя фильтрующая камера;
2 - промежуточная фильтрующая камера;
3 - внешняя фильтрующая камера;
4 - дно фильтра;
5 - крышка фильтра;
6 - патрубок подачи очищаемого раствора;
7 - патрубок отвода очищенного раствора;
8 - общее днище;
9 - полость отвода очищенного раствора;
10 - патрубки для отдельной загрузки сорбционных материалов в каждую камеру;
11 - средство равномерного распределения очищаемого раствора;
12 - фильтрующий элемент;
13 - бетонная защита;
14 - внешняя обечайка.
Для подтверждения работоспособности предложенного устройства был изготовлен его опытный образец.
3
3
3
Фильтр, выполненный в виде цельносварной конструкции, включает три фильтрующие камеры 1, 2 и 3 для загрузки сорбционных материалов, расположенные коаксиально относительно друг друга. Конструкция камер обеспечивает последовательное прохождение фильтруемой среды сверху вниз через камеру 1, далее снизу вверх через камеру 2 и сверху вниз через камеру 3 на выход среды. Площади горизонтального сечения камер соизмеримы, соответственно, линейные скорости фильтрации растворов через камеры одинаковы. Для раздельной загрузки камер сорбентами в верхней части каждой из них предусмотрены специальные патрубки 10, которые после загрузки закрываются и герметизируются резьбовыми пробками, снабженными в верхней части уплотнительными резиновыми прокладками. Геометрический объем каждой камеры составляет около 30 дм, общий объем загружаемых сорбентов - около 90 дм. Общая высота слоя сорбентов при последовательной фильтрации растворов через три камеры составляет не менее 1200 мм, в то время как рекомендуемая минимальная высота загрузки для ионитов ядерного класса составляет 800 мм. Фильтр рассчитан на линейную скорость фильтрации растворов не более 40 м/ч при допустимом объемном расходе через него до 2,0-2,5 м/час.
В верхней части камеры 1 на входном патрубке смонтировано средство 11 равномерного распределения очищаемого раствора, исключающее возможность обратного заброса сорбционных материалов в контур, к которому подключается ФК. Для исключения выноса сорбционных материалов из ФК на выходе организована полость 9, загруженная подслоем из рубленной нержавеющей проволоки (на фиг. не показана), в которой на патрубке 7 отвода очищенного раствора установлен фильтрующий элемент 12 - колпачок щелевой ФЭЛ-0,2-17-2-Н с размером щелевого зазора 0,2 мм, позволяющий загружать в камеры сорбционные материалы, физической формой которых являются гранулы с размером 0,3±0,1 мм. Это могут быть ионообменные смолы, либо неорганические гранулированные сорбенты, селективные к тем или иным радионуклидам. Возможность отдельной загрузки трех камер различными сорбентами значительно расширяет функциональные возможности устройства, позволяет, выбирая оптимальные сочетания загрузки сорбентов, очищать не только теплоносители в первых контурах ТЯЭУ, но и различные ЖРО от радионуклидов. Фильтр размещен в бетонной биологической защите 13, которая снабжена внешней обечайкой 14, выполненной из стали перлитного класса. Обечайка имеет верхнюю и нижнюю крышки, которые жестко соединены с ней с помощью сварки.
Использование заявляемого устройства, например, при очистке растворов от радионуклидов в первом контуре ЯЭУ выполняют следующим образом.
Камеры ФК загружают ионитами ядерного класса в необходимой форме через патрубки загрузки с использованием воронки из любого инертного материала (сталь, пластик и др.), загрузочные устройства герметизируют штатными пробками. ФК устанавливают по месту подключения к первому контуру ЯЭУ и подсоединяют к контуру на байпасе. Заполняют камеры водой высокой чистоты, при необходимости проводят из них удаление воздуха с использованием воздушника (на фиг. не показан), устанавливаемого на трубопроводе выхода раствора, и проводят отдельно от контура гидравлические испытания ФК на допускаемое давление, обеспечивающее создание необходимого расхода растворов через камеры с напора насосов первого контура. ФК готов к использованию, подсоединен, но не подключен к первому контуру ЯЭУ. Далее выполняют циркуляцию и разогрев теплоносителя до необходимой температуры собственными насосами первого контура ТЯЭУ и вводят в первый контур водные концентраты реагентов для растворения с внутренних поверхностей радиоактивных загрязнений (продуктов коррозии и ассоциированных с ними НПД и АПК). Проводят циркуляционную химическую дезактивацию внутренних поверхностей, контролируя процессы растворения р/а загрязнений и одновременно путем подачи дезактивирующих растворов, циркулирующих по контуру, с напора насосов обеспечивают их байпасную циркуляцию через фильтр - контейнер и очистку растворов от радионуклидов и ионов металлов. При достижении предельной мощности дозы на внешней поверхности ФК или в случае достижения стабильных значений мощности дозы на его поверхности завершают процесс очистки дезактивирующих растворов. Отключают и отсоединяют ФК от контура и проводят осушение внутренних фильтрующих камер от остатков растворов. При необходимости заливают полости раствором жидкого цемента. Герметизируют камеры штатными пробками, проверяют р/а загрязнение внешних поверхностей ФК и при необходимости проводят их дезактивацию до допустимых уровней. Затем фильтр - контейнер транспортируют в ПЗРО на длительное хранение и/или захоронение.
В том случае, если при использовании устройства пределы допускаемой мощности эквивалентной дозы на его поверхности не были достигнуты и сорбенты не исчерпали полностью свою емкость, допускается использование фильтр - контейнера для очистки растворов в следующем контуре.
Таким образом, расширение арсенала средств подобного назначения приведет к возможности использовать предлагаемый фильтр-контейнер для проведения байпасной циркуляции и очистки радиоактивных растворов в первых контурах ЯЭУ в процессе дезактивации поверхностей оборудования и предоставит возможность фильтрации и очистки растворов при рабочих давлениях до 1 МПа. Кроме того, предлагаемое устройство может быть использовано и для решения других задач по очистке от радионуклидов растворов низкого, среднего и высокого уровня активности с использованием сочетаний отдельных загрузок гранулированных сорбционных материалов в трех фильтрующих камерах, что позволит повысить эффективность дезактивации - полноту удаления с поверхностей оборудования радиоактивных загрязнений и снизить количество и объемную активность ЖРО при дезактивациях первых контуров ЯЭУ. Также фильтр-контейнер может быть использован для очистки ЖРО, например, в баках временного хранения р/а вод, в бассейнах выдержки отработанных активных зон, для чего организуют байпасную фильтрацию ЖРО, при которой раствор из бака фильтруют через фильтр-контейнер с возвратом фильтрата обратно в бак.