Вода очистка, ядерные реактор

Схема байпасной очистки воды I контура экспериментального энергетического ядерного реактора с помощью органических ионообменных смол приведена на рис. 58. В связи с тем, что большинство органических ионообменных смол неустойчиво при высоких температурах и давлениях, перед ионообменными фильтрами ставятся два теплообменника, в которых вода 1 контура охлаждается до 40—50° С, а затем с помощью редукционного клапана понижается давление. После очистки вода подогревается в регенерационном теплообменнике до температуры воды I контура, в случае необходимости дегазируется и насосом высокого давления возвращается в контур. Вместо ионообменных фильтров обычной конструкции могут быть установлены намывные фильтры с порошкообразными ионитами со смешанным слоем. [c.190]

В книге рассмотрены вопросы очистки радиоактивно-за-грязненных вод, получающихся при эксплуатации радиохимических лабораторий и исследовательских ядерных реакторов, описаны методы обезвреживания жидких отходов низкого и среднего уровня активности, а также необходимая для этой цели аппаратура и технологические схемы установок, действующих в Советском Союзе и за рубежом. [c.2]

Специальная часть химии включает в себя химию конструкционных и электротехнических материалов, химию воды и топлива и специальные разделы электрохимии. Рассмотрены свойства металлов, особое внимание уделено -элементам и материалам ядерных реакторов. Освещено получение и свойства полимерных материалов. Приведены химические свойства воды, описаны методы очистки природных и сточных вод. Рассмотрено строение и химические свойства топлива, проблемы водородной энергетики. Описаны химические источники тока и электрохимические генераторы, электрохимические методы обработки и осаждения металлов. Особое внимание в учебнике уделяется проблеме охраны окружающей среды. [c.3]

Важным сооружением этой установки является бассейн, в который выгружаются из реактора и выдерживаются для снижения уровня ионизирующих излучений отработавшие твэлы. На рис. 15 приведен общий вид бассейна для выдержки твэлов радиохимической лаборатории при английской атомной станции в Беркли. Этот сравнительно небольшой бассейн имеет объем 400 м , снабжен электрическим краном грузоподъем,-ностью 60 т. Стенки бассейна бетонные, гладкие, покрытые краской на основе эпоксидных смол. Бассейн заполнен деминерализованной водой (конденсатом), pH воды равно 10,5 каждые сутки на байпасную очистку выводится из бассейна 40 воды. Бассейны аналогичной конструкции сооружаются при большинстве экспериментальных ядерных реакторов. [c.47]

Сущность этого способа заключается в том, что микроорганизмы планктона и водоросли, поглотившие радиоактивные частицы, постепенно погибают и падают на дно водоема. В результате этого процесса образуется ил, в котором и концентрируются радиоактивные загрязнения. Наиболее энергично поглощают такие частицы зеленая хлорелла, диатомитовые и другие водоросли. Наряду с этим аэробные бактерии окисляют вещества, загрязняющие воду, и продукты окисления, содержащие радиоактивные элементы, также выпадают в осадок. Примерная схема такого способа очистки показана на рис. 19. Загрязненные воды радиохимической лаборатории или экспериментального ядерного реактора сбрасываются в первый пруд, из пего перетекают во второй и т. д. Вода из последнего пруда может направляться на повторное использование или, если содержание в ней радиоактивных элементов не превышает СДК, сбрасываться в реку или открытый водоем. [c.74]

Кроме того, как было указано, не все радиоактивные загрязнения находятся в воде в ионном состоянии. Имеют место и другие формы истинные коллоиды, радиоколлоиды, тонкие взвеси и пр. Они не вступают в обменные реакции с ионитами, но сорбируются на них и мешают нормальному протеканию процессов ионного обмена и регенерации смол. Поэтому при выборе оптимальной технологической схемы очистки сбросных вод радиохимических лабораторий и экспериментальных ядерных реакторов ограничиться применением ионного обмена можно только в единичных случаях. Все сказанное выше делает необходимым продолжить разработку новых, более экономичных и простых методов очистки сбросных вод. [c.90]

Вопросы влияния состава сбросных вод на эффективность и выбор оптимальных схем их очистки очень сложны и, несмотря на значительное число работ в этой области, до настоящего времени недостаточно решены. Исследователям предстоит создать универсальные и экономичные технологические схемы очистки жидких отходов радиохимических лабораторий и экспериментальных ядерных реакторов. До настоящего времени большинство технологических схем, применяемых на установках для очистки радиоактивно-загрязненных вод, громоздки и дороги, поэтому особое внимание должно быть уделено вопросам снижения капитальных затрат и эксплуатационных расходов (см. гл. VII). [c.107]

Весьма целесообразно применение метода противоточного катионирования (а также анионирования) и на установках для очистки сбросных вод радиохимических лабораторий и экспериментальных ядерных реакторов. [c.149]

Некоторые ученые считают, что, вероятно, возможно хранение битумных блоков с удельной активностью до 15 кюри/л. При этом следует иметь в виду, что верхний предел удельной активности блока зависит не только от радиационной, но и от термической устойчивости. За счет тепловой энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде, блок может нагреться до температуры плавления битума и расплавиться. Применительно к включению в битум пульп и концентратов с установок для очистки сбросных вод радиохимических лабораторий и экспериментальных ядерных реакторов радиационная и термическая устойчивость битумных блоков не играет существенной роли, так как их удельная активность не превышает 1 кюри/л [172, 176]. [c.236]

Установку для очистки сбросных вод желательно располагать в одном здании с радиохимической лабораторией или экспериментальным ядерным реактором. Такие решения имеют место на экспериментальном реакторе ВК-50 (Димитровград), Нововоронежской АЭС, Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова и др. В этом случае уменьшаются затраты на коммуникации сбросных и деионизованных вод и сокращается количество обслуживающего персонала. Располагать на значительном расстоянии от самой установки емкости для приема пульп не следует во избежание зарастания и забивания труб. [c.244]

ОЧИСТКА РАДИОАКТИВНО-ЗАГРЯЗНЕННЫХ ВОД лабораторий и исследовательских ядерных реакторов [c.312]

Широкое применение находят ионообменные материалы в процессах получения ядерного горючего, топливного сырья, в производстве радиоактивных металлов [265]. В связи с этим возникла необходимость в получении ионитов, обладающих достаточной радиационной стойкостью. Такие иониты применяют для выделения и очистки радиоактивных изотопов, для очистки радиоактивных сточных вод и водоподготовки в ядерных реакторах. [c.115]

Применение смешанных ионообменных фильтров для очистки воды, применяемой в ядерных реакторах [2841]. [c.241]

Производство ряда пищевых продуктов, водоподготовка на тепловых электростанциях, очистка вод ядерных реакторов — таков диапазон использования ионообменных процессов в промышленности. [c.385]

Радиоактивные изотопы находят все большее применение в разнообразных отраслях народного хозяйства. Эти изотопы подвергают сложной химической очистке, при которой также образуются высокоактивные сточные воды. Наибольщей активностью обладает вода, содержащая осколки деления урана, использованного в ядерном реакторе. [c.521]

Для работы энергетических ядерных реакторов требуется ряд материалов, которые только недавно приобрели промышленное значение, это главным образом уран, торий, бериллий, цирконий и тяжелая вода. Получение и переработка этих и других материалов потребовали использования ряда новых химико-технологических процессов, включая разделение изотопов, разделение металлов путем экстракции растворителями, разделение и очистку в больших масштабах высокорадиоактивных материалов. [c.5]

Характеристики различных носителей для радиационных контуров [2] показывают, что но удельной мощности наилучшие показатели имеет индий и его сплавы, а по эффективности использования нейтронов — натрий. Первый дает у-кванты с энергией 2,12 Жэе и имеет период полураспада 54 мин, а второй дает у-кванты с энергией 2,75 Мэе, период полураспада —14,9 мин. Теория радиационных контуров разработана довольно подробно [2] и проверена экспериментально. По американским данным реактор на 240 Мет тепловой мощности может дать в контуре с натриевым носителем 900 кет мощности у-излучения. В работе [3] рассматривают его как наиболее дешевый источник излучения. Принципиальным недостатком этого источника является то, что он привязан к ядерному реактору и поэтому его использование для целей очистки воды не всегда может быть удобным. [c.118]

Очистка радиоактивных сточных вод, образующихся при разработке урановых руд, при работе ядерных реакторов (в атомных и урановых горелках), в больницах, где нуклиды применяются в лечебных целях для облучения, а также в научно-иссле-довательских лабораториях, представляет совершенно новую проблему. Обычная шкала оценки сточных вод здесь неприемлема, так как в данном случае решающее значение приобретают единственно состав и интенсивность излучения. Последнее должно быть уменьшено до концентрации, неопасной для человека и окружающего его мира, во избежание огромного ущерба, который может быть нанесен. Для этой цели применяют ряд уже известных очистных сооружений, используемых для очистки питьевых и сточных вод, но в несколько иных комбинациях и с некоторыми изменениями. [c.245]

Радиоактивные сточные воды образуются также при промывке спецодежды персонала, обслуживающего ядерный реактор. Такие сточные воды обладают высокой радиоактивностью обработку их следует производить, соблюдая те же условия, что и при очистке химически загрязненных сточных вод. [c.247]

Большую роль играют сорбционные процессы в вопросах дезактивации отходов атомной промышленности и очистке контурных вод ядерных реакторов [440, 442]. [c.338]

Смеси для очистки воды, используемой в ядерных реакторах. [c.206]

Очистка воды ядерного реактора [c.499]

Разрабатываются способы подготовки воды, в частности путем деионизации,. для котлов высокого давления [399]. В опубликованной работе Фриша и др. [226] рассматриваются теоретическое и экспериментальное исследование деи01низации воды на фильтрах со смешанным слоем ионитов при производительности от 11,3 до 265 л/мин. Как указывают авторы, полученные данные хорошо согласуются с механизмом массо-передачи, контролируемым жидкостной пленкой. Фильтры со смешанным слоем использованы также для очистки и регулирования охлаждающей воды для ядерных реакторов. [c.189]

Очистка Zr от Hf очень важна, так как, несмотря на большую близость химических свойств, они сильно отличаются друг от друга физическими характеристиками. Уже упоминалось, в частности, что Zr имеет малое, а Н — большое сечение захвата медленных нейтронов. Поскольку металлический Zr удобен для исиользования в качестве оболочек тепловыводящих элементов ядерных реакторов, интерес к развитию методов отделения Zr от твердой примеси Hf очень велик. Обычно используют трубы из А1, но А1 не выдерживает в потоке воды температуры, более высокой, чем 400°С. Zr значительно более инертен и поэтому более термостоек. [c.108]

В связи с тем, что в последнее время большое внимание уделяется экономическим вопросам и при выборе технологической схемы для очистки часто основным критерием является себестоимость переработки 1 сбросов, для третьего издания книги написана гл. VII. В этой главе делается попытка рассмотреть экономические аспекты обезвреживания сбросных вод радьгохи-мических лабораторий и исследовательских ядерных реакторов. [c.6]

Сильнокислотные катиониты позволяют проводить ионный обмен в щелочной, кислой и нейтральной средах, а слабокислотные и смешанного типа — только в щелочных и нейтральных растворах. Это утверждение справедливо для процессов чистого ионообмена, когда же имеют место процессы комплексообразования, то это правило может нарушаться. Так, слабокислотный катионит СГ-1 извлекает ионы урана из слабокислых растворов. К сильнокислотным катионитам относится выпускаемый в Советском Союзе катионит КУ-2, представляющий собой продукт сульфирования сополимеров стирола и дивинил-бензола. Катионит КУ-2 кроме высокой емкости обладает повышенной стойкостью в кислой и щелочной средах даже при температуре около 100° С, поэтому его следует применять на байпасных установках очистки вод I контура ядерных реакторов. Этот катионит выпускается и ядерного класса — КУ-2-8 чс. Кроме того, выпускаются катиониты марок СВС-1, СВС-3, СДВ, СДФ и др. За рубежом выпускаются сильнокислотные катиониты С-50-А, аллассион S (Франция), леватиты PN, KSN (ФРГ), IR-400, амберлит-200, дауэкс-50 (США). [c.141]

Поэтому компоновка узла ионообменных фильтров байпасной очистки воды I контура может быть такой же, как и у аналогичных узлов любого радиохимического предприятия. Эти вопросы, а также другие проблемы радиационной безопасности на ядерных реакторах подробно рассмотрены в монографии Ю. В. Сивинцева [296]. [c.245]

В тех случаях, когда очищенная вода направляется на повторное использование, появляется еще одна система— водопровод химически очищенной воды. Эту систему следует полностью изолировать от других систем водопровода, т. е. снабдить ее отдельными приемными емкостями, насосами, напорными линиями и другими узлами. В цриемных емкостях химически очищенной воды должен быть организован тщательный контроль за качеством воды и в первую очередь за ее удельной активностью. Если удельная активность превышает установленную, то потребителям воду из этой емкости не подают, а направляют на повторную переработку. Такой же контроль за качеством воды необходим и в тех емкостях, из которых осуществляется сброс очищенной воды в хозяйственно-фекальную канализацию или в открытые водоемы. Прокладка всех систем водопроводов по территории, на которой расположены установка для очистки вод, радиохимическая лаборатория или экспериментальный ядерный реактор, может осуществляться либо в земле, либо на эстакадах. [c.262]

Характеристики жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростаиций (АЭС), и технология их очистки и захороиеиия. При протекании ядерной реакции в реакторе АЭС образуется значительное количество тепла и оно должно постоянно отводиться теплоносителями. В качестве теплоносителя наиболее экономически выгодно использовать воду. Легководные корпусные реакторы — наиболее распространенный тип реактора в мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида сла-бообогащенного урана (2—4 % уран-235) в оболочке из циркониевого сплава — циркалоя. Эти таблетки называются тепловыделяющими элементами. Замедлитель нейтронов и теплоноситель в этих реакторах— обычная (легкая) вода. [c.331]

Sjiij 29,16 Дж/(моль -К). Степень окисл. +1. Быстро тускнеет на воздухе из-за образования пленки LiN и LijO, энергично реаг. с водой, разбавл. минер, к-тами, галогенами. Получ. электролиз расплавл. смеси Li l и КС1 (или ВаСЬ) с послед, очисткой от примесей вакуумной дистилляцией, ректификацией или зонной плавкой. Примев. катализатор полимеризации анод в хим. источниках тока компонент сплавов на основе Mg и А1 жидкий Л.— рабочая среда тепловых трубок , теплоноситель в ядерных реакторах Li — в произ-ве трития. Попадая в организм, вызывает слабость, потерю аппетита, головокружение, сонливость. [c.303]

Радиоактивный Сз является одним из продуктов деления ядерного горючего. Он может быть выделен в виде хлорида цезия с активностью 25 кюри г из отработанных и выдержанных в течение нескольких месяцев тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов. Содержание Сй в продуктах деления равно 4,5%, т. е. довольно высокое [5]. Этот изотоп является у-излучателем, энергия квантов которого составляет 0,67 Мэе и период полураспада 33 года [1]. Благодаря более низкой энергии проникающая способность излучения Сз меньше, чем у °Со, но тем не менее вполне достаточна для использования в целях очистки воды. Зато защита от излучения Сз значительно проще, чем от изд чения °Со. Длительный период полураспада таюке является одной из положительных колтеств этого источника. [c.116]

В ядерном реакторе вода применяется в качестве замедлителя или как охлаждающая жидкость. Может быть использована тяжелая (Д2О) и обычная вода [14, 47]. В любом случае вода не должна содержать ионов металлов, которые абсорбируют нейтроны [77]. Мак-Коркл [47] указал, что если воздух приходит в соприкосновение с этой водой в условиях высокого облучения, то из азота воздуха образуется азотная кислота. Чтобы количество воздуха было минимальным, применяется замкнутая система рециркуляции воды. Вследствие такой непрерывной рециркуляции воды в ней могут присутствовать малые количества продуктов коррозии, главным образом алюминия, если в реакторе находятся стержни горючего, покрытые алюминием. Установлено, что для очистки воды иониты должны быть дейте-ризованы [90] и использованы для удаления продуктов корро зии. Для того чтобы сохранить чистоту воды, часть ее непрерывно пропускается через ионообменные колонны со смешанным слоем. Количество возвращаемой в цикл воды зависит от реактора в одних случаях оно не превышает 0,2%, в других случаях может достигать 2,5%-32 [c.499]

Экстракция растворителями. Эта категория обработок характеризуется тем, что пе смешиваемая с водой органическая жидкость приводится в соприкосновение с водным раствором, содержапщм уран при этом последний переходит в органическую фазу в большей степени. Экстракция растворителями широко используется при переработке облученных урановых стержней из ядерных реакторов, а также при очистке урана, однако в широком масштабе для обработки руды она стала применяться совсем недавно. Вплоть до настоящего времени экстракция растворителями использовалась только для работ с кислыми растворами. Такие растворители, как этиловый эфир или гексон (метилизобутилкетон), экстрагируют уран из растворов уранилнитрата, при этом раствор должен содержать большие концентрации нитрат-иона. С другой стороны, такие растворители, как ТБФ, экстрагируют уран из водных малосолевых сред, а также из растворов, где уран образует очень устойчивые комплексы. Додецилфосфор-ная кислота или три-н-октиламин, растворенный в керосине, полностью извлекают уран из водных растворов. Затем уран вымывается из органической фазы обратно в воду (эта опера- [c.135]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология