автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Разработка методов контроля и прогнозирования работоспособности иодных фильтров для АЭС

Обручиков Александр Валерьевич

Разработка методов контроля и прогнозирования работоспособности йодных фильтров для АЭС

05.17.02 - Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва -2011

005010409

Работа выполнена в Российском химико-технологическом университете им. Д.И. Менделеева

кандидат химических наук, доцент

Магомедбеков Эльдар Парпачевич

Советник генерального директора по

научно-аналитической работе ГУП МосНПО «Радон»,

доктор химических наук, профессор Стефановский Сергей Владимирович

Главный специалист кафедры ОХТ РХТУ им. Д.И. Менделеева, кандидат технических наук Гаспарян Микаэл Давидович

Федеральное государственное унитарное предприятие «Ордена Трудового

Красного Знамени научно-

исследовательский физико-химический институт им. Л .Я. Карпова»

Защита состоится 22 декабря 2011 года в 13:00 на заседании диссертационного совета Д 212.204.09 при РХТУ им. Д.И. Менделеева (123480 г. Москва, ул. Героев Панфиловцев, 20, корп. 1) в аудитории 116.

С диссертацией можно ознакомиться в Информационно-библиотечном центре РХТУ им. Д.И. Менделеева.

Автореферат диссертации разослан «16» ноября 2011 г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.204.09

Научный руководитель: Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. К системам, важным для безопасности атомных электростанций (АЭС), относят системы вентиляции и газоочистки, в состав которых входят йодные фильтры. Эффективность их работы определяется многими факторами, главным из которых является качество сорбентов, используемых в этих фильтрах.

Прежде всего, для контроля качества, а также для сравнения разных сорбентов необходима стандартная общепринятая методика проведения их испытаний. Для этого необходимо найти такой критерий, с помощью которого можно для неблагоприятных условий строго устанавливать сорбционную способность и пригодность сорбента для применения его на АЭС.

С другой стороны, при проектировании систем йодной очистки важно иметь возможность оценивать минимально необходимый объем сорбента с тем, чтобы обеспечить требуемую степень очистки и тем самым надежно и эффективно защитить атмосферу и окружающую среду. Это также важно и с позиции энергосбережения, поскольку энергозатраты, приходящиеся на эксплуатацию йодных фильтров, напрямую зависят от их гидравлического сопротивления, т. е. от высоты слоя сорбента в них.

При проектировании аппаратов нужно уметь оценивать потенциальную работоспособность йодных фильтров при заданных условиях, чтобы обоснованно выбрать для их снаряжения йодный сорбент и с учетом его свойств разработать соответствующую конструкцию аппарата. Одним из самых существенных факторов для такой оценки является способность сорбента улавливать радиоактивный метилиодид - наиболее проникающую форму радиоиода, присутствующую в ГРО АЭС.

До настоящего времени в России не существует единого подхода к определению качества йодного сорбента. Кроме того, в отличие от зарубежных стран, нет и стандартного метода их испытания.

Очевидно, что для обеспечения эффективной очистки газообразных радиоактивных отходов (ГРО) АЭС от радиоиода и его соединений необходим надежный контроль работоспособности изготавливаемых йодных сорбентов перед их поставкой на АЭС.

Цель работы заключается в разработке метода контроля соответствия йодных сорбентов требованиям, позволяющим их применение в системах очистки газообразных радиоактивных отходов АЭС от трудноулавливаемой формы радиоиода

- радиоактивного метилиодида, а также метод определения минимально необходимого объема сорбента в йодном фильтре.

В работе были поставлены следующие задачи:

1. разработать контрольно-исследовательский йодный стенд для проведения испытаний сорбентов с помощью радиоактивного иодистого метила;

2. определить долю свободного объема в объеме гранулированных активированных углей различного фракционного состава;

3. обосновать параметры испытания импрегнированных активированных углей и разработать на их основе методику испытания сорбентов;

4. обосновать критерий для контроля йодных сорбентов и возможности

применения их в системах вентиляции АЭС.

Научная новизна работы заключается в следующих положениях, выносимых на защиту:

1. впервые в России создана сертифицированная установка для изучения сорбционных свойств йодных сорбентов с помощью радиоактивного метилиодида.

2. выбран и обоснован критерий для оценки качества импрегнированного сорбента по радиоактивному иодистому метилу - индекс сорбционной способности а;

3. установлены минимальные значения индекса сорбционной способности,

определяющие допустимость применения йодных сорбентов на АЭС;

4. разработан метод определения доли свободного объема в гранулированных сорбентах на основании их фракционного состава;

5. разработан метод испытания йодных сорбентов;

6. установлено, что значения индекса сорбционной способности позволяют

составить рекомендации по применению йодного сорбента, а также проектировать аппарат йодной очистки по заданному времени контакта объема газового потока с объемом сорбента.

Практическая значимость. Испытание сорбентов по разработанной методике позволяет строго устанавливать возможность их применения для очистки ГРО АЭС

от радиоиода. По рассчитанным значениям индекса сорбционной способности а можно определять минимально необходимый объем сорбента и, следовательно, разработать конструкцию газоочистного аппарата с требуемыми параметрами очистки.

Апробация работы. Материалы диссертационной работы доложены на:

Шестых петряновских чтениях (к 100-летию со дня рождения) (Москва - 2007), I отраслевой конференции «Вентиляция, газоочистка и аэрозольный контроль на предприятиях атомной отрасли» (Санкт-Петербург - 2008), Международной конференции молодых ученых по химической технологии «МКХТ-2008», «МКХТ-2010» (Москва - 2008, 2010), XIII, XIV Международной научной конференции «Физико-химические процессы при селекции атомов и молекул» (Звенигород - 2009, 2010), VI Международной конференции «Воздух 2010» (Санкт-Петербург - 2010), Четвертой Российской школе по радиохимии и ядерным технологиям (Озерск- 2010), Молодежной конференции с элементами научной школы «Современные проблемы радиохимии и радиоэкологии» (Москва- 2011).

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 12 работ, из них 5 тезисов докладов, 7 статей, 3 из которых опубликованы в журналах, определенных Высшей аттестационной комиссией.

Струюура и объем диссертации. Работа состоит из введения, обзора литературы, методической и экспериментальной частей, выводов, списка литературных источников и приложений. Основной материал изложен на 126 страницах и содержит 26 рисунков, 12 таблиц, 137 ссылок, 3 приложения.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Введение. Обоснована актуальность диссертационной работы, ее новизна и практическая значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

Глава 1. Обзор литературы. Рассмотрены формы существования радиоактивного иода в газовых потоках атомных станций и наиболее вероятные процессы образования метилиодида, который является наиболее трудноулавливаемой формой радиоиода. Приведены факторы, влияющие на сорбцию радиоиода, а также на распределение метилиодида вдоль слоя сорбента, подчиняющееся экспоненциальной зависимости. Рассмотрены различные критерии контроля

сорбционной способности йодных сорбентов. Приведены варианты

исследовательских установок, предназначенных для испытания сорбентов,

селективных к улавливанию радиоиода и существующие в настоящее время методики

испытания сорбентов, применяемых для очистки ГРО от радиоактивных изотопов

иода. В заключении сделаны основные выводы по обзору литературы и

сформулированы задачи настоящей работы.

Глава 2. Методическая часть. Для исследования сорбционных свойств, а также

контроля качества йодных сорбентов, применяемых на АЭС, разработан, создан и

аттестован контрольно-исследовательский йодный стенд. Анализ конструкционных

особенностей установок, описанных в зарубежной литературе, позволил разработать

технологическую схему (рис. 1) и подобрать основные приборы и аппараты,

обеспечивающие работу стенда при следующих условиях:

температура до 60°С;

относительная влажность газового потока ф до 95 %;

линейная скорость газа в испытуемой колонке до 0,4 м/с;

объемную активность реперного агента (СН31311) , , ,

от 10 до 10 Бк/м ;

можно поддерживать Стенд состоит из следующих секций:

- секция подготовки газа-носителя, в которой атмосферный воздух последовательно осушается в цеолитовой колонне (4) и очищается от присутствующих примесей в колонне с активированным углем (6);

- секция увлажнения газа, предназначенная для обеспечения и поддержания заданной относительной влажности газового потока, основным аппаратом которой является увлажнитель барботажного типа (10);

- секция испытания сорбентов, в которой расположен испаритель радиоактивного иодистого метила (13) и термостатируемая секционированная колонка с испытуемым сорбентом (17).

Секции имеют внутренний диаметр 30,0±0,1 и 50,0±0,1 мм и высоту 10±0,5 мм. В экспериментах диаметр секции выбирался таким образом, чтобы он был больше или равен десятикратному максимальному размеру гранул сорбента.

Рис. 1. Аппаратурно-технологическая схема установки.

1 - ротаметр; 2,7 - аэрозольные фильтры; 3,8,9 - расходомеры; 4 - колонка с осушителем; 5 - влагомер; 6 -колонка с активированным углем; 10 - увлажнитель газа; 11 - стекловолокнистый аэрозольный фильтр; 12 -сборник уловленной капельной жидкости; 13 - испаритель СН3|3|1; 14 - измеритель вакуумметрического давления газа; 15 - термогигрометр; 16 - манометр дифференциальный; 17 - секционированная колонка с испытуемым сорбентом; 18 - суховоздушный термостат; 19 - конденсатор; 20 - сборник конденсата; 21 -контрольно-защитная колонка; 22 - побудитель расхода газа.

Колонки изготовлены из коррозионностойкого

материала, легко поддающегося дезактивации.

Испаритель паров СН31311 (рис. 2) состоит из:

входного патрубка газа-носителя (1), выходного

патрубка газа-носителя (2), смесителя паров

радиоактивного метилиодида с газом (3),

капиллярной трубки (4), патрубка для ввода

порции жидкого метилиодида, меченного

изотопом иод-131 (5), емкости для

радиоактивного метилиодида (6),

термостатируемой водяной рубашки (7). Проскок

Рис. 2. Испаритель паров метилиодида через колонку с сорбентом радиоактивного метилиодида

контролируется измерением активности в защитной колонке (рис. 1, поз. 21), заполненной алюмосиликатом, пропитанным нитратом серебра, который при 200 °С полностью улавливает СН3|311.

Стенд оснащен современными приборами контроля газовых потоков, температуры, относительной влажности, разряжения и гидравлического сопротивления. Все параметры работы установки выводятся на компьютер и автоматически через определенные промежутки времени регистрируются.

Стенд прошел первичную аттестацию в 2008 году во ФГУП ВНИИФТРИ и повторную в 2010 году. В результате были подтверждены все его рабочие параметры.

Разработка метода испытания йодных сорбентов основывалась на опыте проведения испытаний в зарубежных странах, а также на ряде следующих положений:

- распределение концентрации радиоиода вдоль слоя сорбента подчиняется экспоненциальной зависимости;

- в слое сорбента существует работающая зона, или зона массопередачи;

- наиболее трудноулавливаемой формой радиоиода является радиоактивный метилиодид;

- время контакта объема газового потока в объеме сорбента должно быть достаточным для формирования работающей зоны.

На основании литературных и наших экспериментальных данных установлено, что надежное экспоненциальное распределение концентрации радиоиода в сорбенте достигается при высоте слоя более 10 см. Скорость газового потока выбиралась таким образом, чтобы время пребывания газовой смеси в объеме сорбента составляло 0,2 -

0,5 с.

Сорбент необходимо предварительно приводить в контакт с влажным газовым потоком, чтобы избежать влияния теплоты адсорбции воды на сорбцию СН3П|1, т. к. распределение радиоиода вдоль слоя сорбента при испытании без предварительного увлажнения отличается от распределения при испытаниях с предварительным увлажнением активированного угля. Установлено, что нет необходимости в проведении продувки влажным воздухом после испытания импрегнированных сорбентов, так как процесс улавливания СН3|3|1 обусловлен хемосорбцией.

Для определения качества йодных сорбентов в зарубежной практике применяют стандартные методы испытаний, основанные на определении проскока радиоактивного метилиодида через слой сорбента с последующим вычислением либо

эффективности улавливания СН31311 Е=^1 —¡^р^ ’ ли^° индекса эффективности

1е БР

К = —----, где ЭИ - коэффициент очистки, т - время контакта газового потока с

т

сорбентом.

Однако оба эти показателя лишь косвенно характеризуют способность сорбентов улавливать радиоиод в динамических условиях. Это связано с тем, что проскок зависит от многих факторов, главными из которых являются плотность заполнения колонки сорбентом, грануляция сорбента, высота слоя, линейная скорость газового потока и др. Кроме того, даже небольшая погрешность в определении проскока приводит к заметному изменению значений К и Е.

Нами предложен критерий для определения качества сорбента и для сравнения сорбционной способности различных йодных сорбентов - индекс сорбционной способности а - показатель, указывающий на степень снижения содержания СН31311 в газовой фазе за 1 секунду нахождения объема газового потока в объеме сорбента при данных условиях.

Индекс сорбционной способности определяется по экспериментальным данным с помощью выражений*:

А ь А

1п-—— = ах— или 1п-—— = <хтж (1)

А-А* и А—Ах

где: А — суммарная активность радиоактивного вещества, поступившая в колонку с

сорбентом (Бк); Ах - активность радиоиода на длине слоя сорбента с текущей

координатой х->Ь (Бк); Ь - высота слоя сорбента (см); и - линейная скорость

газового потока, отнесенная к полному сечению аппарата (см/с); х = ~ Д°ля

свободного объема, равная отношению свободного объема к полному объему (см3), занимаемому сорбентом; тк — время нахождения объема газового потока в объеме сорбента (с).

Множитель х фактически учитывает влияние размера и формы гранул испытуемого сорбента на индекс а. Это влияние учитывается действительным временем контакта, определяемым по формуле:

*„=— (2) ^кол

где С*кол - объемная скорость газового потока при условиях испытаний (см3/с).

Таким образом, предлагаемый подход к оценке работоспособности йодного сорбента состоит в том, что а определяется на основании распределения радиоактивного изотопа иода в слое испытуемого сорбента, при этом не имеет значения, какая его часть не была поглощена сорбентом.

Глава 3. Экспериментальная часть. В приводимых в литературе методах испытания йодных сорбентов не учитывается фактор размера гранул и гранулометрического состава сорбента, т. е. фактор, значительно влияющий на истинное время пребывания газовой смеси в объеме сорбента. Поэтому было проведено определение долей свободного объема активированных углей, применяемых на АЭС. По экспериментальным данным была построена номограмма для определения доли свободного объема в зависимости от грануляции сорбента (рис. 3).

* Полуэктов П.П., Растунов Л.Н., Тетерин Э.Г., Репкина З.М. Очистка газообразных радиоактивных отходов АЭС от радиоиода при нестационарных условиях // Избранные труды ВНИИНМ, 2003. - М.: ВНИИНМ, - Т. 3. - С. 158 - 164.

4,0

3.8

- 3,6

- 3,4

- 3,2

- 3,0

- 2,8 - 2,6

- 2,4 2Д

- 2,0

1.8 1,6

1т„ Комплекс проведенных нами

исследований, а также анализ методов

испытания йодных сорбентов, приводимых

в литературе, дал основание к

определению параметров и разработке

методики испытания йодного сорбента,

применяемого для улавливания радиоиода

из ГРО. Метод состоит из двух

последовательных этапов: подготовка

испытуемых образцов йодных сорбентов и

проведение испытаний сорбентов.

Подготовка испытуемых образцов

йодных сорбентов включает в себя

определение фракционного состава

сорбента, доли свободного объема (у_) по

составленной номограмме, измерение его

насыпной плотности, взвешивания каждой

Рис 3. Номограмма для определения секции испытуемой колонки с сорбентом, доли свободного объема ('/) в полном

объеме, занятом гранулированными предварительного увлажнения сорбента активированными углями газовым потоком с относительной

влажностью 90% и линейной скоростью 20-30 см/с в течение 16 часов при заданной температуре испытания.

Испытания сорбентов проводятся при следующих условиях: температура 30,0±0,2 °С;

относительная влажность 90,0±1,0%;

время прохождения объема газового потока в объеме сорбента

массовая концентрация СН31 в газе объемная активность СН3|311 в газе Далее следует измерение активности секций с сорбентом на у-спектрометре с погрешностью, не превышающей 5%. По данным измерений активности каждого слоя

0,2 - 0,5 с;

2-79 мг/м3; 103 - 105 Бк/м

сорбента (Ах) строится прямолинейная зависимость 1п——— = /(х) при x->L. По

А-Ах

тангенсу угла наклона прямой к оси абсцисс (рис. 4) определяется индекс сорбционной способности сорбента.

Рис. 4. Распределение СН3 I вдоль слоя импрегнированных активированных углей.

1 - СКТ-ЗИ (2% ТЭДА), 2 -207B5TEDA (5% ТЭДА), 3 - NWC 6/12 (6,5% ТЭДА)

Проведенные в соответствии с разработанной методикой испытания образцов промышленного сорбента СКТ-ЗИК показали, что влияние температуры и влажности на индекс сорбционной способности этого угля имеет довольно сложный характер (рис. 5). Рассчитанные на основании распределения СН3Ш1 в слое сорбента значения а растут с увеличением температуры и с уменьшением влажности.

ф. %

q, г/м

Рис. 5. Изменение индекса сорбционной способности от относительной влажности (а) и от абсолютной влажности (б) при температуре: / — 30 °С, 2-40 °С, 3 - 50 °С

На сорбционную способность влияет также старение и отравление йодных сорбентов. Сорбция СН31311 проводилась на свежих образцах угля СКТ-ЗИК, импрегнированного иодид-диазобициклооктаном бария (комплексное соединение тС6Н]2^'ПВа12), и СКТ-ЗИ, импрегнированного ТЭДА (триэтилендиамин - СбН^г).

Для сравнения были испытаны такие же образцы сорбентов, через которые было пропущено 106 колоночных объемов атмосферного воздуха.

В последних случаях наблюдалось значительное снижение индекса сорбционной способности (табл. 1), что связано с отравлением импрегнантов такими кислыми газами, как С02, КОх и 302> которые всегда присутствуют в виде примеси в атмосферном воздухе. Кроме того, для угля СКТ-ЗИ изменение сорбционной способности связано также с частичным уносом триэтилендиамина, вследствие довольно высокой его упругости пара.

Таблица 1.

Влияние отравления сорбента на его индекс сорбционной способности

Образец СКТ-ЗИК СКТ-ЗИ

Содержание импрегнанта, ммоль/100 г ТЭДА 27 Ва12 5 ТЭДА 45

а, с'1 свежий отравленный 22,4±0,5 17,5±0,8 свежий отравленный 16,3±0,4 9,4±1,1

Изучение образцов свежеприготовленного угля, содержащего ТЭДА, и угля с тем же количеством импрегнанта, хранившегося менее года, показали, что они имеют одинаковую сорбционную способность (табл. 2). Однако более длительное (4 года) хранение приводит к существенному снижению индекса сорбционной способности.

Таблица 2.

Влияние старения углей на индексы сорбционной способности

Образец угля Содержание Условия испытаний ( А / ^

импрегнанта, г/100 г 1, °С Ф,% 0, л/мин Тк, с А,) а, с'1

свежий 2,1 20±1 90,0±1,5 2,20 0,28 7,462 26,6±0,5

9 месяцев хранения 2,1 20±1 90,0±1,5 2,16 0,28 7,601 27,4±0,4

4 года хранения 2,0 30,0±0,1 89,7±1,5 6,78 0,26 2,418 8,8±0,3

Это обстоятельство необходимо учитывать при применении промышленных йодных сорбентов в системах газоочистки АЭС после их длительного хранения, что может существенно отразиться на эффективности работы йодных фильтров. Поэтому целесообразно периодически проводить контроль сорбционной способности импрегнированных активированных углей, хранящихся на складе.

Для того чтобы оценить влияние количества и соотношения импрегнантов в йодном сорбенте на индекс сорбционной способности, проведено испытание образцов промышленных углей СКТ-ЗИ, 207B5TEDA, NWC 6/12 TEDA и СКТ-ЗИК, а также импрегнированных нами образцов активированных углей СКТ-3 и NWC 6/12, различным количеством ТЭДА и комплексного соединения иодид-диазобициклооктан бария (табл. 3).

Было установлено, что сорбционная способность растет с увеличением количества (образцы 1, 2, 3) импрегнанта, а также зависит от мольного соотношения импрегнантов (образцы 6, 7), что отражается в полученных значениях а. Следует обратить внимание на то, что при одинаковом содержании и мольном отношении импрегнантов в сорбенте (образцы 5 и 8) индексы сорбционной способности могут отличаться в 1,5 раза при использовании реактивов, хранившихся с нарушением условий (“Merck KGaA”, образец 8), т. е. в негерметичных емкостях и на свету.

Таблица 3.

Индексы сорбционной способности импрегнированных углей

Импрегнант Размер Время

Химическое Содержание гранул, контакта, а, с'1

соединение г/100 г 1 ммоль/100 г мм с

Промышленные сорбенты

1 СКТ-ЗИ ТЭДА 2,0 18 1,6-3,0 0,26 8,8±0,3

2 207B5TEDA ТЭДА 5,0 45 1,2-2,4 0,14 22,3±0,9

3 NWC 6/12 TEDA ТЭДА 6,5 58 1,7-3,4 0,21 31,3±1,0

4 СКТ-ЗИК ТЭДА Bal2 3.0 2.0 27 5 1,6-3,0 0,24 29,9±0,9

Приготовленные в л аборатории сорбенты*

5 СКТ-3 ТЭДА Bal2 2,0 2,0 18 5 1,6-3,0 0,24 20,7±0,7

6 ТЭДА 3,0 27 1,7-3,4 0,21 29,9±0,9

7 NWC 6/12 Bal2 ТЭДА 2,0 1,3 5 12 1,7-3,4 0,21 15,1±0,5

Ва12 2,4 6

8 СКТ-3 ТЭДА Ва12 2,0 2,0 18 5 1,6-3,0 0,29 13,9±0,5

* Образцы 5-7 - реактивы “Acros Organics”, образец 8- реактивы “Merck KGaA”

Согласно требованиям МАГАТЭ в системах газоочистки и вентиляции должно быть обеспечено снижение содержания радиоактивного метилиодида в ГРО не менее чем в 100 раз. Тогда наименьшее значение логарифма в уравнениях (1) должно быть

равно 4,605. На основании этого были вычислены минимальные величины а при разных временах контакта (тк) (табл. 4).

Таблица 4.

Минимальные значения индекса сорбционной способности для йодных сорбентов

Г» С 0,20 0,25 0,30 0,35 0,40 0,45 0,50

ССмин> С 23,0 18,4 15,3 13,1 11,5 10,2 9,2

Сорбенты, имеющие а выше приведенных величин при данном времени контакта тк, а именно, образцы 3, 4, 5, 6 (табл. 3), могут быть рекомендованы для очистки ГРО от радиоактивного иода.

В свою очередь, образцы 1, 2, 7 и 8 могут быть использованы только при условии увеличения времени контакта газового потока с объемом сорбента. Однако это сопряжено с увеличением объема сорбента и соответственно высоты аппарата йодной очистки, что ведет к неизбежному росту затрат на изготовление и обслуживание адсорбера. Кроме того, повышение гидравлического сопротивления и, вследствие этого, увеличение высоты слоя сорбента неизбежно будет связано с повышенными энергозатратами.

По разработанной методике была изучена сорбционная способность и рассчитаны индексы а для углеволокнистого материала Бусофит, представляющего интерес как сорбент для контроля радиоиода в газоаэрозольных выбросах АЭС. Рассчитано накопление СН3Ш1, приведенное к массе сорбента, первым (лобовым) слоем углеткани, импрегнированной различным количеством иодид-диазобициклооктана бария.

Исследование показало, что значения а уменьшаются, по мере того, как импрегнант расходуется в сорбенте на связывание стабильного СН31, присутствующего в атмосферном воздухе, а также присутствующими в ГРО СН3|291 и СН3|3|1 (рис. 6) из-за поступления этих нуклидов наряду с другими нуклидами иода в воздух рабочих помещений АЭС.

Следует отметить, что увеличение содержания импрегнанта в сорбенте не приводит к соответственному увеличению емкости сорбента по иодистому метилу из-за агрегации кристаллических структур импрегнанта (рис. 7).

90 1

10 -

0 -------------,------------,------------1-----------1

0 0.2 0.4 0.6 0.8

дд/д0

Рис. 6. Изменение индекса сорбционной способности в зависимости от доли прореагировавшего импрегнанта. -абсолютное изменение количества вступившего в реакцию импрегнанта, мкмоль; go - исходное количество импрегнанта в сорбенте, мкмоль. Концентрация иодид-

диазобициклооктана в сорбенте: / -

200 мкмоль/г, 2 - 100 мкмоль/г, 3 -50 мкмоль/г

(а) (б) (в)

Рис, 7. Образцы Бусофита с содержанием 50 мкмоль/г (а), 100 мкмоль/г (б), 200 мкмоль/г (в) комплексного соединения*

Установлено, что индекс сорбционной способности а может являться критерием, характеризующим сорбционную способность не только импрегнированных активированных углей, но и сорбционно-фильтрующих материалов, обладающих высокоразвитой удельной поверхностью, применяемых в аналитических целях для контроля радиоиода.

Для того чтобы убедиться в адекватности разработанного метода испытания, была сделана оценка повторяемости результатов определения индекса сорбционной способности при испытании промышленной партии активированного угля СКТ-ЗИК в одинаковых условиях. Среднее значение индекса сорбционной способности, полученное после 3-х параллельных опытов составило 28,0±0,5 с а для каждого образца отличаются от среднего не более чем на 2%.

* Результаты электронной микроскопии предоставлены Институтом физической химии и электрохимии им. А Н Фрумкина РАН.

Разработанный нами метод испытания йодных сорбентов и предложенный критерий для оценки их качества позволяет оценивать потенциальную работоспособность йодного фильтра в двух направлениях.

Для проектируемых аппаратов. Так как габариты газоочистного аппарата определяются объемом и высотой слоя сорбента, то для его проектирования достаточно этих параметров. Сначала необходимо выбрать сорбент с известным а, определенным при стандартных условиях испытания, и задаться номинальной производительностью ((ЗпР) и внутренним диаметром корпуса (Б). После этого рассчитать минимальное время контакта газового потока с сорбентом на основании существующих требований к удалению СН31311 в системах вентиляции АЭС:

Далее определить свободный объем: = т„тС?|1р. По данным о

а

грануляции сорбента найти долю свободного объема (х) и вычислить минимальный

V 4У

объем: V. = —а- или высоту слоя сорбента: Нмин =—

X *0

Для существующих и эксплуатируемых на АЭС йодных фильтров можно

подобрать сорбент, обеспечивающий наиболее эффективное удаление радиоиода из

газовых потоков. По объему сорбента и вычисленной доле сводного объема в нем

следует определить фактическое время контакта: т, = и, основываясь на данных

<3„р '

табл. 4, рекомендовать сорбент с а, превышающим минимальное значение. При расчете времени контакта необходимо провести коррекцию производительности к

О' у

условиям его эксплуатации по формуле: <3 = , где 0 - номинальная

У2

производительность; (2пр - производительность, приведенная к условиям эксплуатации; у| - плотность воздуха при номинальных условиях; у2 - плотность воздуха при рабочих условиях.

Выводы.

1. Впервые в России разработан, создан и аттестован контрольно-исследовательский йодный стенд для проведения испытаний и определения качества йодных сорбентов, а также для исследования сорбционных свойств новых сорбентов и сорбционно-фильтрующих материалов.

2. Предложен метод определения свободного объема в насыпном слое гранулированных сорбентов, а также создана номограмма для определения доли свободного объема на основании фракционного состава.

3. Разработана методика испытания импрегнированных активированных углей, применяемых для улавливания радиоиода на АЭС, и предложен критерий, определяющий качество йодного сорбента - индекс сорбционной способности а.

4. Экспериментально установлено влияние температуры, влагосодержания, старения и отравления сорбента на индексы сорбционной способности, а также сделана оценка влияния количества и соотношения импрегнантов в сорбенте на индекс а.

5. Показано, что индекс сорбционной способности может служить критерием качества, как для гранулированных сорбентов, так и для импрегнированных углеволокнистых материалов.

6. Предложен метод расчета объема сорбента, необходимого для обеспечения эффективного удаления радиоиода из ГРО АЭС, в аппарате йодной очистки на основании значений а.

Благодарности. Автор особо благодарит к.х.н. Растунова J1.H. за помощь в

проведении исследований и плодотворное обсуждение результатов, а также выражает

признательность директору ЗАО «Прогресс-Экология» Ломазовой JI.A. за

совместную работу и финансовую поддержку в создании йодного стенда.

Материалы диссертации опубликованы в работах:

1. Растунов Л.Н., Магомедбеков Э.П., Обручиков A.B., Ломазова Л.А. Индекс сорбционной способности - критерий контроля импрегнированных углей для АЭС // Атомная энергия. Москва, 2010. Т. 109. Вып. 1. С. 3 - 7.

2. Растунов Л.H., Магомедбеков Э.П., Обручиков A.B., Зо Наинг Наинг. Сорбция СН3П11 углеродволокнистыми материалами // Перспективные материалы. Москва, 2010. Спец. вып. № 8. С. 285 - 287.

3. Растунов Л.H., Магомедбеков Э.П., Обручиков A.B., Ломазова Л.А. Оценка толщины слоя сорбента в йодных фильтрах // Атомная энергия. Москва, 2011. Т. 110. Вып. 1. С. 55-57.

4. Растунов Л.Н., Обручиков A.B., Ломазова Л.А. Радиоактивный иод в газообразных радиоактивных отходах и способы его улавливания / Шестые петряновские чтения (к 100-летию со дня рождения): Тез. докл. Москва, 2007. С. 121 - 122.

5. Магомедбеков Э.П., Растунов Л.Н., Обручиков A.B., Ломазова Л.А., Широков В.В., Корниенко В.Н. Методика испытаний и срок службы сорбентов для улавливания радиоиода на АЭС / I отраслевая конференция “Вентиляция, газоочистка и аэрозольный контроль на предприятиях атомной отрасли”: Мат. конф. Санкт-Петербург, 2008. С. 19 - 20.

6. Обручиков A.B., Широков В.В., Растунов Л.Н. Создание контрольноисследовательского йодного стенда / Сб. науч. тр. МКХТ “Успехи в химии и химической технологии”. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2008. Т. XXII. № 8. С. 9- 12.

7. Растунов Л.Н., Ломазова Л.А., Магомедбеков Э.П., Обручиков A.B. Новый метод оценки работоспособности йодных фильтров для АЭС / VI Международная конференция “Воздух’2010”: Мат. конф. Санкт-Петербург, 2010. С. 63 - 65.

8. Лебедев С.М., Обручиков A.B., Растунов Л.Н. Импрегнированные углеволокнистые материалы как средство контроля радиоиода / Четвертая Российская школа по радиохимии и ядерным технологиям: Тез. докл. Обращение с радиоактивными отходами. Озерск, 2010. С. 136 - 138.

9. Обручиков A.B., Лебедев С.М., Магомедбеков Э.П., Растунов Л.Н. Сорбция СН3Ш1 импрегнированными активированными углями / Сб. науч. тр. МКХТ “Успехи в химии и химической технологии”. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2010. Т. XXIV. № 7. С. 29 - 33.

10. Обручиков A.B., Лебедев С.М., Магомедбеков Э.П., Растунов Л.Н. Влияние влажности на сорбцию радиоактивного иодистого метила активированным углем СКТ-3 / Сб. науч. тр. МКХТ “Успехи в химии и химической технологии”. М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2010. Т. XXIV. № 7. С. 33 - 35.

11. Лебедев С.М., Обручиков A.B., Растунов Л.Н. Определение индекса сорбирующей способности материала марки Бусофит Т-040, импрегнированного иодид-диазобициклооктаном бария / Сб. науч. тр. МКХТ “Успехи в химии и химической технологии” М.: РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2010. Т. XXIV. № 7. С. 36 - 39.

12.Лебедев С.М., Обручиков A.B. Углеволокнистый материал Бусофит как средство контроля иода-131 в газовых выбросах АЭС / Современные проблемы радиохимии и радиоэкологии: Материалы Молодежной конференции с элементами научной школы (к 25-летию аварии на ЧАЭС). ГЕОХИ РАН. Москва, 2011. С. 50.

/

Объем: 1,5 усл.п.л.

Тираж: 120 экз. Заказ № 571 Отпечатано в типографии «Реглет»

119526, г. Москва, Страстной бульвар, д. 6,стр. 1 (495) 978-43-34; www.reglet.ru

ВВЕДЕНИЕ.

1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

Г. 1. РАДИОАКТИВНЫЙ ИОД В ГАЗООБРАЗНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДАХ АЭС.

1.2. .КОНТРОЛЬ РАДИОИОДА НА^ АЭС.

1.2.1. Сорбенты на основе активированных углей;./.

1.2:21 Факторы- влияющие на сорбцию радиоиода.

1.3. установки для исследования сорбции РАдаоиодА.зо

1.4. МЕТОДИКИ ИСПЫТАНИЯ СОРБЕНТОВ.

В последние десятилетия одним из приоритетных направлений развития? науки, техники и технологий являются исследования в области энергетики и энергосбережения: Особенно большое внимание уделяется дальнейшему развитию атомной» энергетики,, перспективы которой; связаны с. решением двух, основных проблем: безопасной эксплуатации атомных электростанций» (АЭС) и; переработки отработанного ядерного топлива АЭС.

Радиоактивный иод занимает особое положение в газообразных радиоактивных отходах (ГРО), что связано с рядом причин:

Во-первых, высокая, опасность радионуклидов иода для человека определяется1 их высокой биодоступностью, связанной с жизненно важною для? организма ролью стабильного иода, который избирательно накапливается в? щитовидной железе и включается в состав её тиреоидных гормонов, принимающих участие в регуляции тканевых .обменных процессов; и функционировании различных органов-и система

Второе: обстоятельство, выделяющее радиоиод, — высокий: кумулятивный-выход радионуклидов иода при облучении? ядерного топлива; Радионуклиды; иода образуются в результате непосредственного деления ядер, а также при распаде материнских изотопов:

Третьей причиной, по которой радиоактивный иод рассматривается, особо, является его высокая летучесть и химическая активность, благодаря которой!он способен вступать в различные химические реакции; и образовывать соединения, легко;распространяющиеся в окружающей среде.

Основными формами, в которых радиоиод присутствует в газообразных, радиоактивных отходах, являются аэрозольная, 12, НГ и СНзГ, существование которых достоверно установлено.

В ядерном топливном цикле можно выделить два основных иодсодержаших ГРО, существенно отличающихся по происхождению, нуклидному составу и наличию сопутствующих примесей, которые влияют на выбор способов улавливания радиоиода. Это ГРО, образующиеся на атомных станциях и ГРО, образующиеся при переработке облученного ядерного топлива. В первом случае основное внимание уделяется иоду-131 во втором — иоду-129, имеющему чрезвычайно большой период полураспада 7

Тш = 1,57-10 лет). Это определяет необходимость решать разные задачи и использовать разные приемы для достижения требуемой эффективности обезвреживания ГРО.

Радиоиод из ГРО АЭС удаляют с помощью хемосорбционных процессов, основанных на применении импрегнированных активированных углей, используемых как на зарубежных, так и на отечественных станциях. В качестве импрегнантов в основном применяют третичные амины и иодид калия.

Планируемое на ближайшие десятилетия; развитие атомной энергетики в Российской Федерации потребует расширения производства отечественных средств защиты атмосферы и окружающей среды от радиоактивных загрязнений, в том числе от радиоактивного иода и его соединений на действующих, проектируемых и строящихся АЭС.

В системах, относящихся к важным для обеспечения безопасности атомных станций, для улавливания радиоиода применяют йодные фильтры, эффективность которых определяется многими факторами, главным из которых является качество сорбентов, используемых в этих фильтрах.

Прежде всего, для контроля качества, а также для сравнения сорбентов необходима стандартная общепринятая методика проведения их испытаний. При этом должен быть найден такой'критерий, с помощью которого можно для неблагоприятных условий строго устанавливать сорбционную способность и пригодность сорбента для применения его на АЭС.

Одним из наиболее важных вопросов, который необходимо решать при организации очистки газообразных радиоактивных отходов атомных станций от радиоиода является оценка минимально необходимого объема сорбента с тем, чтобы обеспечить требуемую степень очистки и тем самым надежно и эффективно защитить атмосферу и окружающую среду. Это также важно и с позиции энергосбережения, поскольку энергозатраты, приходящиеся? на эксплуатацию йодных фильтров, напрямую зависят от их сопротивления; т. е. от высоты сорбента в них.

При проектировании: аппаратов и систем; очистки ГРО важно уметь оценивать потенциальную работоспособность йодных фильтров при заданных условиях, чтобы обоснованно выбрать для их снаряжения йодный сорбент и на основаниитаких данных разработать соответствующую конструкцию аппарата* Один из самых существенных факторов для такой оценки-является способность сорбента улавливать радиоактивный метил иодид - труд ноулавл иваемую * форму радиоиода, присутствующую в ГРО АЭС.

Следует признать, что до настоящего времени в России не существует как единого подхода к определению качества йодного сорбента, так и стандартного метода их испытания, несмотря на го, что требования к уменьшению выбросов радиоиода растут.

Отсюда со всей очевидностью возникает необходимость осуществления надежного контроля над качеством изготавливаемых йодных сорбентов и тем самым обеспечения надежности эффективного удаления радиоиода и его соединений из газообразных радиоактивных отходов АЭС.

Цель работы заключается в разработке метода контроля соответствия йодных сорбентов требованиям, позволяющим их применение, в системах очистки газообразных радиоактивных отходов АЭС от трудноулавливаемой формы радиоиода — радиоактивного метилиодида, а также, метод определения минимально необходимого объема сорбента в йодном фильтре.

Научная новизна работы заключается в следующих положениях,, выносимых на защиту:

1. впервые в России создана сертифицированная установка для изучения сорбционных свойств йодных сорбентов с помощью радиоактивного метилиодида;

2. выбран и обоснован критерий для оценки качества импрегнированного сорбента по радиоактивному иодистому метилу — индекс сорбционной способности а;

3. установлены, минимальные значения индекса сорбционной способности, определяющие допустимость применения йодных сорбентов на-АЭС;

4. разработан метод определения доли свободного объема в гранулированных сорбентах на-основании их фракционного состава;

5. разработан метод испытания йодных сорбентов;

6. установлено, что значения индекса сорбционной способности позволяют составить рекомендации по применению йодного сорбента, а также проектировать аппарат йодной очистки по заданному времени контакта объема газового потока с объемом сорбента.

Практическая значимость. На основании значения индекса сорбционной способности могут быть составлены рекомендации о возможности или нецелесообразности применения йодных сорбентов для очистки газообразных радиоактивных отходов АЭС от радиоиода. Предложенная методика испытания позволяет также проверять работоспособность йодных сорбентов, находившихся в эксплуатации, и по значениям индекса сорбционной способности оценивать возможность их дальнейшего использования. По известным значениям индекса сорбционной способности можно оценить минимально необходимый объем сорбента, и, следовательно, разработать конструкцию газоочистного аппарата с требуемыми параметрами очистки.

1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1. РАДИОАКТИВНЫЙ ИОД В ГАЗООБРАЗНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ

ОТХОДАХ АЭС

Для обеспечения защиты атмосферы и надежного контроля радиоиода в; воздухе рабочих помещений атомных электростанций необходимо; в первую очередь, знать в; каких химических соединениях присутствует иод и каково соотношение между ними: •

С момента появления первых ядерных реакторов для выработки; электроэнергишнаучные исследования/были также:сфокусированы на проблеме защиты окружающей среды, от выбросов в атмосферу летучих радионуклидов и, в первую очередь, радиоиода.

При работе реактора образуются радиоактивные изотопы, иода с массовыми; числами от 128 до 139; Наиболее- критичным: с точки зрения радиационного поражения персонала станций; и населения является; иод-131:

Т1/2 = 8,02 сут.), выбросы которого необходимо учитывать при нормальных . . условиях эксплуатации: АЭС. Короткоживущие радионуклиды иода ( I) являются критичными при аварийных ситуациях, которые могут возникнуть, при эксплуатации атомных станций;

Часть, радиоиода- присутствует в газообразных радиоактивных отходах АЭС в виде аэрозольных частиц . [1]. Кроме того; иод, вступая во взаимодействие с различными примесями, может образовывать как; неорганические, так и' иодорганические соединения. Идентификация . этих соединений необходима^, поскольку, именно они будут определять, перенос радиоиода, эффективность применения' средств йодной очистки и, в конечном счете, выброс его в атмосферу.

Еще в 60-е годы XX столетия* проводились работы по идентификации отличающихся; от молекулярной форм радиоиода. Так, с помощью диффузионной трубки были выделены участки, на которых, по вычисленным коэффициентам диффузии, осели соединения с молекулярными массами 284 и 338, а также иодистый водород [2].

Одной из форм, в которой может находится радиоиод в воздухе, является метилиодид, что впервые было показано в работах [3,4].

Образование иодорганических соединений изучено на модельных системах в работах [5, 6] и непосредственно на промышленных реакторах [7-9].

Рассматривая различные пути выделения радиоактивного иода и вероятные формы его существования, необходимо также учитывать условия, в которых он находится.

Сопоставление сведений, опубликованных в литературе, позволяет выделить следующие основные моменты.

Из дефектных твэлов в теплоноситель радиоиод выделяется преимущественно в виде соединения Сз1, что подтверждено термодинамическими расчетами и экспериментально [10-12].

Иодид цезия хорошо растворим в воде, в теплоносителе водохлаждаемых реакторов он практически полностью диссоциирован на ионы цезия и иодид-ионы.

Появление летучих форм радиоиода связано с химическими превращениями, которые претерпевают иодид-ионы.

Взаимодействие I" с кислородом, радикалами -ОН [13] и пероксидом водорода [14], присутствие которых в теплоносителе обусловлено радиолизом воды, приводит к образованию молекулярного иода. Фактором, стабилизирующим Ь, может служить реакция окисления иодид-иона на поверхности металлических конструкций.

2 Г + 1/2 02 = 02" + 12 Fe2+ + О2" = FeO

Fe2+ + 2 Г + '/2 02 = FeO +12 (1.1)

Конверсия Г в I2 способствует появлению летучих, форм радиоиода [15]. Существенным фактором, влияющим на степень образования таких форм; является рН среды; влияние которой связывают с реакциями: окисления-восстановления, а также гидролиза иода [15-17].

• г ,

Предполагается, что молекулярный иод в теплоносителе подвергается' гидролизу с образованием гипоиодной кислоты.

I2 + Н20 ="Н* + I" + HOI (1.2)

Изучение распределения иода между кипящей водой и находящимся над ней паром (Р = 1,9 — 10,0 кгс/см ) в диапазоне рН = 5,5 — 11 показало, что степень гидролиза повышается с ростом температуры, увеличением рН среды и уменьшением концентрации иода в растворе [18]. По мнению авторов, при: повышении указанных параметров системы 12 — Н20 и увеличении плотности пара, т. е. в условиях, близких к тем, при которых,: находится теплоноситель, необходимо учитывать возможность перехода в пар слабого электролита HOI, который, как отмечается в работе [1 ];является одной из наиболее проникающих форм радиоактивного иода. Что касается НОГ, то присутствие его в газообразных радиоактивных отходах следует рассматривать лишь как гипотезу. Во-первых, до сих пор не удалось выделить и исследовать свойства этого соединения, несмотря на то, что по данным [19] существуют условия, при которых может образовываться до 90% HOI, и полупериод его нахождения в воздухе составляет около полусуток, т^ е. время вполне достаточное для того, чтобы сконцентрировать и изучить это соединение. Во-вторых, не были получены подтверждающие результаты существования HOI в газовой фазе ни с помощью масс-спектрометрии, ни спектральными методами в инфракрасной и ультрафиолетовой областях [19].

Термодинамические расчеты, выполненные для системы [цезий — иод -водород - кислород — бор] в диапазоне температур до 2000 К и давлении до 150 атм. при различных соотношениях компонентов системы, позволили установить, что очень важную роль в образовании продуктов реакции играет бор. Основными иодсодержащими соединениями в этих условиях являются иодистый водород и иодид цезия [20].

Связь между цезием и иодом можно проиллюстрировать следующим соотношением:

Csl + Н20 о CsOH + Ш (1.3) а при температурах, превышающих 1800 К преобладающим продуктом реакции (1.3) становится атомарный иод [21]:

Csl + Н20 CsOH +1 + 1/2Н2 (1.4)

При изучении выделения иода и цезия из облученных твэлов было показано [22], что в атмосферу очищенного гелия они поступают в виде иодида цезия и оксида цезия. При контакте с газовой системой, состоящей из пара, гелия и водорода, доля элементарного иода составляла от 2-10"4% до 53%, тогда как в сухом воздухе она достигает примерно 98%.

Взаимодействуя с водородом и его радикалами, иод превращается в иодистый водород:

12 + Н2 = 2Ш (1.5)

I2 + H- = HI + I- (1.6)

На ранних стадиях развития контроля радиоиода в выбросах атомных электростанций считалось, что основную опасность, в первую очередь, представляет молекулярная форма 12. Поэтому для улавливания радиоиода из газовых потоков использовались неимпрегнированные сорбенты [23 - 26]. В начале 60-х годов XX века было обнаружено, что значительная часть радиоиода при малых его концентрациях в газовом потоке существует в форме отличной от молекулярной. Дальнейшие исследования показали, что этой формой является иодистый метил СН31. В первую очередь, были отмечены два обстоятельства:

- метилиодид намного хуже улавливается по сравнению с молекулярным иодом [27, 28];

- емкость сорбента в отношении СНз1 существенно снижается при высоких значениях относительной влажности потока воздуха [28].

Результатом последующих исследований было признание радиоактивного иодистого метила наиболее проникающей химической формой иода в газовых потоках на АЭС [29].

Предложен один из возможных вариантов образования иодорганических соединений путем взаимодействия радикала -ОН с растворенными в воде углеводородами и последующей реакции образовавшегося радикала с иодом [30]:

БШ(ая) + -ОН —> Я- + Н20 (1.7)

Я- + 12(ая) И(ая) +1- (1.8)

Рассматривается также процесс образования наиболее трудноулавливаемого соединения иода — метилиодида (СН31) в результате реакции метилового спирта с иодистым водородом в паровой фазе [31, 32]:

СНзОН + Ш = СН31 + н2о

1.9)

Источником метилового спирта служат продукты деструкции ионитов, например анионита АВ-17-8, которые применяются на АЭС для очистки теплоносителя.

Считается, что источником образования СНз1 могут также служить продукты разложения масел - муравьиная и уксусная кислоты, а также метан

Взаимодействие между метаном (СН4) и иодом при обычных условиях не происходит. Однако реакция между этими веществами может быть инициирована действием ионизирующего излучения [33].

Йодистый метил, в свою очередь, может также разлагаться под действием света или излучения. Изучение гамма-радиолиза паров метилиодида позволило установить, что продуктами этого процесса являются 12, Ш, Н2, СН212, СН4, С2Н2, С2Н4. Было показано, что при добавлении 12 в систему радиационный выход метана снижается [34, 35].

Следует также считаться с возможностью появления СНз1 в вытяжном вентиляционном воздухе АЭС за счет изотопного обмена между иодом-131 и иодистым метилом. Присутствие метилиодида в атмосферном воздухе показано в работе [36], причем концентрация его на несколько порядков превышает содержание 1-131 в атмосфере помещений АЭС. Последний поступает в помещения АЭС с приточным воздухом.

31].

СНзСООН + !412 = сн31 + С02 + '/2 Н2 СН3СООН +12 = СН31 + со2 + ш

1.10) (1.11)

СН4 + 12—>СН31 + Ш

1.12)

Установлено, что развитые поверхности фильтрующих материалов ФПП и ФПА в присутствии молекулярного иода служат источником образования иодорганических соединений СН31, С2Н51, СН212, СзН71 и других органических примесей, которые были идентифицированы с помощью газовой хроматографии [37].

Серия исследований, целью которых было определение основных параметров, влияющих на поведение радиоиода, а также взаимосвязь между этими параметрами и их комбинированное действие, проведена в следующих работах [16, 17, 38 - 42].

Важно отметить, что при нормальных условиях эксплуатации радиоактивный иод и другие продукты деления- попадают в первый контур? АЭС через микротрещины в твэлах. Дальнейшая миграция возможна во второй контур в том. случае, если имеются какие-либо дефекты в трубах парогенератора. Эти, случаи достаточно подробно описаны в литературе [43 — 45].

Как упоминалось выше, иод проникает в теплоноситель первого контура в молекулярной форме или в виде соединения СбГ. Присутствие даже незначительного количества органических примесей в теплоносителе первого контура приводит к образованию радиоактивного иодистого метила1 посредством радикальных реакций. Дальнейшее проникновение молекулярной, органической форм радиоиода, а также Ш в воздух технологических^ помещений АЭС обусловлено протечками первого контура, а также выходом этих соединений из систем дегазации теплоносителя. Исследования [46 - 52], направленные на обнаружение гипоиодной кислоты Н01 в газовой фазе, не привели к успеху и не дали каких-либо подтверждающих результатов.

В конечном итоге распределение различных форм радиоиода в газовой фазе зависит от многих внешних факторов. Например, присутствие в воздухе помещений органических примесей, таких как различные эфиры, следы

4-г органических соединений лакокрасочных покрытий и т. д. приводит к резкому повышению содержания органических соединений иода [53].

В настоящее время достоверно установлены следующие химические формы радиоиода, которые попадают в систему газоочистки АЭС: 12, Ш, СН31, а также аэрозоли с растворенными в них иодидами металлов. Общепризнано, что наиболее трудноулавливаемое среди них — иодистый метил.

Таким образом, многие данные указывают на присутствие в газообразных радиоактивных отходах органической, формы иода-131, главным образом метилиодида. Однако имеются существенные расхождения в оценке . доли-содержания CH3L от количества- молекулярной формы. В, работах [54, 55] указывается, что в форме метилиодида находится от 10 до 90% радиоактивного иода.

При расчете йодных фильтров в странах Западной Европы и в США принимается, что доля иодистого* метила в воздухе вентсистем составляет не более 10% [56]!

Было установлено, что содержание CH3131L не превышает 20 — 30% от общего количества иода-131. Результаты исследований показали,- что образование СН31 увеличивалось в 50 — 100 раз в присутствии алкилгалогенидов и в 3 — 4 раза в присутствии карбонилов.

Изучение распределения различных форм иода в технологических помещениях АЭС "Oyster Creek" (США). [32, 57] показало, что в воздухе реакторного помещения содержится более 60 % органических соединений от общего количества радиоиода. Вентиляционные потоки из хранилища жидких отходов и хранилища отработанных смазочных масел содержат свыше 80 % иодистого метила от всех химических форм иода. В выхлопах вакуумных насосов и пароструйных эжекторов содержание иодорганических соединений превышает 90 %.

выводы

1. Впервые в России разработан, создан и аттестован контрольно-исследовательский йодный стенд для проведения испытаний и определения качества йодных сорбентов, а также для исследования сорбционных свойств новых сорбентов и сорбционно-фильтрующих материалов.

2. Предложен метод определения свободного объема в насыпном слое гранулированных сорбентов, а также создана номограмма для определения доли свободного объема на основании фракционного состава.

3. Разработана методика испытания импрегнированных активированных углей, применяемых для улавливания радиоиода на АЭС, и предложен критерий, определяющий качество йодного сорбента — индекс сорбционной способности а.

4. Экспериментально установлено влияние температуры, влагосодержания, старения и отравления сорбента на индексы сорбционной способности, а также сделана оценка влияния количества и соотношения импрегнантов в сорбенте на индекс а.

5. Показано, что индекс сорбционной способности может служить критерием качества, как для гранулированных сорбентов, так и для импрегнированных углеволокнистых материалов.

6. Предложен метод расчета объема сорбента, необходимого для обеспечения эффективного удаления радиоиода из ГРО АЭС, в аппарате йодной очистки на основании значений а.

БЛАГОДАРНОСТИ

Автор выражает искреннюю благодарность научному руководителю кандидату химических наук Магомедбекову Эльдару Парпачевичу.

Диссертант особо благодарит кандидата химических наук Растунова Леонида Николаевича за поддержку и совместную работу, а также за помощь в проведении исследований и плодотворное обсуждение результатов.

Автор выражает признательность доктору химических наук Ревиной Александре Анатольевне за содействие в проведении исследований с помощью метода электронной микроскопии и интерпретации результатов.

1. Radioiodine Removal in Nuclear Facilities / Technical Report. Ser. No 201, IAEA, Vienna, 1980. 154 p.

2. Browning W. E., Ackley J. R. D., Silverman M. D. Characterization of GasBorne Fission Products // Eighth AEC Air Cleaning Conference. Held at Oak Ridge National Laboratory. 1963. Oct. 22 25. P. 155 - 162.

3. Eggleton A. E. J., Atkins Dl H. F. Identification of Radio-Iodine Compounds1 1

4. Formed, on Releasing Carrier-Free I in Air // Transactions of the American^ Nuclear Society. 1963. Vol. 6, No 1. P: 129 135.

5. Smith- S: R., West D.! L. Determination of Volatile Compounds of Fission Product Iodine // Nuclear Application. 1967. Vol. 3 (1). P. 43 45.

6. Beahm E. C.,. Wang Y., Wisbey S. J. Organic Iodide Formation During Severe Accidents in bight Water Nuclear. Reactors // Nuclear Technology. 1987. Vol. 78. P. 34-42.

7. Lutz J. В., Kelly J. L. The Effects of Organic Impurities on the Partitioning of Iodine // Nuclear Technology. 1988. Vol. 80. P. 431 442.

8. Радиоактивные выбросы в атмосферу при гипотетических авариях на АЭС // Атомная техника за рубежом. 1984. №7. С. 31 32.

9. Коо Y. Н., Sohn D. S., Yoon Y. К. Release of Unstable Fission Products from Defective Fuel Rods to the Coolant of a PWR // Journal of Nuclear Materials. 1994. Vol. 209. P. 248-258.

10. Lewis B. J., Iglesias F. C., Cox D. S., Gheorghiu E. A. Model for Fission Gas Release and Fuel Oxidation Behavior for Defected U02 Elements // Nuclear Technology. 1990. Vol: 92. P: 353 362.

11. Dexter A. H., Evans A. G., Jones L. P. Iodine Evaporation from Irradiated Aqueous Solutions Containing Thiosulfat Additive // Proceedings of 14th ERDA Air Cleaning Conference, CONF-760822. 1976. P. 224 232.

12. Wren J. C., Ball J. M. URIC 3.2 an Updated Model for Iodine Behaviour in the Presence of Organic Impurities // Radiation Physics and Chemistry. 2001. Vol. 60, Issue 6. P. 577 596: '

13. Taghipour F., Evans G. Iodine Behavior under Conditions Relating to Nuclear Reactor Accidents //Nuclear Technology. 2002. Vol. 137. P. 181 193.

14. Evans G. J. Measurement and Modelling of Iodine Volatility above Irradiated Csl Solutions // Nuclear Technology. 1996. Vol. 116(3). P. 293 305.

15. Стыринович И. А., Мартынова О. И., Катковская К. Я., Дубровский И. Я., Смирнова И. Н. Переход иода из водных растворов в насыщенный пар // Атомная энергия. 1964. Т. 17, № 1. С. 45-49.

16. Keller J. Н., Duce F. А., Рейсе D. Т., Maeck W. J. Hipoiodous Acid: An Airborne Inorganic Iodine Species in Steam-Air Mixtures // Proceedings of Eleventh AEC Air Cleaning Conference, CONF 700816. 1970. Washington, 31 August 3 September. P. 467 - 479.

17. Kauzo Minoto. Thermodynamic Analysis of Cesium and Iodine Behavior in Severe Light Water Reactor Accidents // Journal of Nuclear Materials. 1991. Vol. 185. P. 154- 159.

18. Collins J. L., Osborne Morris F. Fission Product Iodine and Cesium Release Behavior under Light Water Reactor Accident Conditions // Nuclear Technology. 1988. Vol. 81. P. 78 91.

19. Halogen Collector Test Program / USAEC Report HW-655587 (ALI-54) General Electric Co. HAPO & A. D. Little. 1960. 71 p.

20. Silverman R., Dennis R., Stein F. Iodine Collection Studies // Proceedins of Sixth AEC Air Cleaning Conference. 1960. USAEC Report TID-7593. P. 55-78.

21. Dennis R., Silverman L., Stein F. Iodine Collection Studies // Proceedings of Seventh AEC Air Cleaning Conference. 1962. USAEC Report TID-7627. P. 327 349.

22. Riley J. The Containment of Fission Products in a Power Reactor // Proceedings of Seventh AEC Air Cleaning Conference. 1962. USAEC Report TID-7627. P. 523-531.

23. Chamberlain A. C., Eggleton A. E. J., Megaw W. J., Morris J. B. Physical Chemistry of Iodine and Removal of Iodine from Gas Streams // Journal of Nuclear Energy. 1963. Vol. 17, Parts A/B. P. 519 550.

24. Collins D. A., Taylor L. R., Taylor R. Development of Impregnated Charcoals for Trapping Iodine at High Humidity // Proceedings of Ninth AEC Air Cleaning Conference. 1967. USAEC Report CONF-660904. P. 159 172.

25. Егоров Ю. А., Репников. H. Ф. Образование химических соединений иода на АЭС с РБМК // В сб. «Радиационная безопасность и защита АЭС». М.: Энергоатомиздат, 1986. Вып. II. С. 46 -48.

26. Pelletier С. A., Barefoot Е. D., Cline J: Е., Hemphill R. Т., Emel W. A., Voilleque P. G. Source of Radioiodine at Boiling Water Reactors / EPRI-NP-495, Electric Power Research Institute. 1978. 422 p.

27. Vilenchich R., Hodgins J. W. Gamma-Initiated of Methane in the Gas Phase // The Canadian Journal of Chemical Engineering. October, 1970: Vol. 48. P. 588-590.

28. Tang J; N., Castleman A. W. Kinetics of y-Induced Decomposition of Methyl Iodide in Air // The Journal of Physical Chemistry. 1970: Vol. 74. N 22. P. 3933-3939.

29. Donovan J.M., Hanrahan R; The Radiation Chemistry of Methyl Iodide in the Gas Phase // International Journal of Physical Chemistry. 1971. Vol. 3; P. 491 501.

30. Rasmussen R. A., Khalil M. A., Gunawardena R., Heyt S. D. Atmospheric

31. Methyl: Iodide (CH3I) // Journal of Geophysical Research. 1982. Vol. 87. N 4. P. 3086-3090.

32. Бондарев В. В., Бесков В. С., Васюков М. С., Столяров Б. М. Исследование форм радиоактивного иода в. вентиляционных системах АЭС и ВВЭР // В? сб. «Радиационная безопасность и защита АЭС». М.: Энергоатомиздат, 1986. Вып. II. С. 124-128.

33. Бенеш Я. Реакция иода на границе раздела твердой и газовой фаз // Атомная техника за рубежом. 1984. № 4. С. 28 31.

34. Quan R., Evans G. The Effects of Organic Compounds on Iodine Volatility // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. 1994. Vol. 180(2). P. 237-243.

35. Evans G. J., Panyan E. J. Iodine Volatilization from Irradiate CsL Solutions // Proceedings of the^ Fourth- CSNI Workshop on Iodine Chemistry in Reactor Safety. 1996. Wurenlingen, Switzerland. NEA/CSNI/R (96) 6. P. 111 122.

36. Lewis B. J., Duncan D. В., Phillips C. R. Release of Iodine from-Defective Fuel Elements Following Reactor Shutdown //Nuclear Technology. 1987. Vol. 77. P. 303-310.

37. Voilleque P. G. Measurement* of Radioiodine Species in Samples of Pressurized Water Reactor Coolant // Nuclear Technology. 1990. Vol. 90. P: 23-33.

38. Postma A. K. Iodine Transport Predicted for a Postulated'Steam Line Break with Concurrent Ruptures of Steam Generator Tubes / Pacific Northwest Laboratory. 1993. PNL-3794. NUREGCR-2659. 41 p.

39. Keller J. H., Duce F. A., Pence D.T., Maeck W. J. Hypoiodous Acid: an Airborne Inorganic Species in Steam Air Mixtures // Proceedings of the 11th AEC Air Cleaning Conference. 1971. CONF-700816. P. 467 480.

40. Kabat M. J. Chemical Behavior of Radioiodine under Loss of Coolant Accident Conditions // Proceedings of the 16th DOE Nuclear Air Cleaning Conference. 1981. CONF-801038. P. 867 890.

41. Voillelique P. G. Iodine Species in Reactor Effluents and in the Environment / EPRI-NP-1269, Electric Power Research Institute, 1979. 35 p.

42. Walker J. S. A Nuclear Crisis in Historical Perspective: Three Mile Islands / The University of California Press. 2004. 305 p.

43. Fluke R. J., Frescura G. M., Sagert N. H:, Tennankore K. N., Vikis A. C. The Canadian Program on Iodine Chemistry in Reactor Safety // Proceedings of the 3d CSNI Workshop on Iodine Chemistry and- Reactor Safety. 1992. NEA/CSNI/R(91)15. P. 364-380.

44. Naritomi M., Nagai H., Okagawa S., Saeki M. Studies on the Formation and Transport of Volatile Iodine Species in Radiation Field // Proceedings of the 3 d CSNI Workshop on Iodine Chemistry and Reactor Safety. 1992. NEA/CSNI/R(91)15. P. 97 112.

45. Beahm E. C., Weber C. F., Kress T. S. Iodine Chemical Forms in LWR Severe Accidents /NUREG/CR-5732, Oak Ridge National Laboratory, 1991. 45 p.

46. Foumier-Bidoz V. Contribution a l'etude du lavage de l'iode moleculaire gazeux les pluis naturelles / Commissariat l'Energie Atomique, CEA-R-5604, 1992. 287 p.

47. Егоров Ю. A. Радиационная безопасность и защита АЭС. M.: Энергоатомиздат. 1986. 153 с.

48. Pârsly L. F. Chemical and Physical Properties of Methyl Iodide and. Its; Occurrences Under Reactor Accident Conditions / Technical Report ORNL-NSIC-82. 1971. P. 3-11.

49. Design of Off-gas and Air Gleaning Systems at Nuclear Power Plants / IAEA Technical Report, Series No. 274. 1987. 117 p.

50. Ronald R. Bellamy Elemental Iodine and Methyl Iodide Adsorption; on Activated Charcoal; at Low Concentrations // Proceedings of 13th AEC Air Conference. 12 15 August,. 1974; San, Francisco,: CONF 740807. Vol:, 2. P. 683-706.

51. Park S. W., Lee W. R., Moon H. Adsorption and Resorption of Gaseous Methyl Iodide in a TEDA Impregnated^ Carbon Bed? // Separation; Purification Technology (Separation Technology). 1993. Vol. 3. P. 133 142.

52. Laine J., Yunes S. Effëct of the Preparation Method on the Pore Size-Distribution of Activated Carbon from Coconut Shell; // Carbon-. 1992: Vol. 30. P. 601 604.

53. Deitz V. R. Interaction, of Radioactive Iodine Gaseous Species with; Nuclear Grade Activated Carbons // Carbom 19871 Vol. 25; P; 31 38:

54. Rodriguez-Reinoso F. Activated Carbon and Adsorption // Encyclopedia; of Materials: Science and Technology. 2008. P. 22 34.

55. Underbill D., Laskie J; Modified TEDA Imprégnants for Methyl Iodide RemovaliL ^

56. Proceedings of 17 DOE Nuclear: Air Cleaning Conference. 1980: P. 531 — 539.

57. Halogens in the Condenser Vacuum System of a Thermonuclear Plant // Applied' Surface Science. 2006. Vol. 252. P. 6036 6041.

58. Roman S., Gonzalez J. F., Gonzalez-Garcia С. M., Zamora F. Control of Pore Development During CO2 and Steam Activation of Olive Stones // Fuel Processing Technology. 2008. Vol. 89. P. 715 721.

59. Kovach J. L., Green J. E. Evaluation of the Ignition Temperature of Activated Charcoals in Dry Air // Nuclear Safety. 1966: Vol. 8, N 1. P. 41 46.

60. Jubin R. T. Airborne Waste Management Technology Applicable For Use in Reprocessing Plants For Control of Iodine and Other Off-Gas Constituents / Rep. ORNL/TM-10477, April; 1988. 68 p.

61. Kepak F. Removal of Gaseous Fission Products by Adsorption // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. 1990. Vol. 142. N 1. P. 215 230.

62. Kovach J: L. History of Radioiodine Control // Proceedings of 25th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning and Treatment Conference, 1998. P. 304 319.

63. Adams R. E., Browning W. E. Removal of Iodine from Gas Streams // Proceedings of Seventh AEC Air Cleaning Conference. 1962. USAEC Report TID-7627. P. 242-261.

64. Нахутин И. E., Смирнова H. M., Лошаков Г. А., Везиров В. Н. Старение импрегнированных углей, предназначенных для улавливания радиоактивного иода // Атомная энергия. 1973. Т. 35 №; 4. С. 245 246.

65. Deuber Н., Gerlach К. Parametric Investigations on the Retention of MethyliL1.dide by Activated Carbons // Proceedings of 17 ACS Biennial Carbon Conference on Carbon. 1985. P. 157- 169.

66. Kovach J. L. Iodine Mass Transfer in Adsorbent Media // Proceedings of 13th AEC Air Cleaning Conference. 1975. USAEC Report CONF-740807. P. 736 742.

67. Kovach J. L. Parametric Studies of Radioiodine, Hydrogen Iodide and Methyl Iodide Removal // Proceedings of 22nd DOE/NRC Air Cleaning Conference. 1992. Report NUREG/CP-0130, CONF-9020823. P. 646 660.

68. Hyder M. L., Malstorm R. A. Factors Affecting the Retention of Methyl Iodide by Iodine Impregnated* Carbon // Proceedings of 21st DOE/NRC Air Cleaning Conference. 1991. NUREG/CP-0116, CONF-900813. P. 721 -733.

69. Jonas L. A. Reaction-steps in gas sorption by impregnated carbon // Carbon. 1978. Vol. 16. P. 115-119.

70. Wood G. O., Valdez F. O. Nonradiometric and Radiometric Testing ofiL

71. Radioiodine Sorbents Using Methyl Iodide // Proceedings of 16 DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1981. CONF-801308. P. 448 464.

72. Wren J. C. Moore C. J. Performance of Charcoal Filters under Post-Loss-Of-Coolant-Accident Conditions // Whiteshell Nuclear Research Establishment: 1988. Manitoba Roe 1LO. COG-88-43. Pinawa. P. 113 122.

73. Kovach J. L. The Evolution and Current State of Radioiodine Control // Proceedings of 16th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1981. CONF-801308. P. 417-433.

74. Kim Y. S. A Systematic Study on the Effectiveness of Mono Alkyl Iodides of Cyclic Diaminesas an Impregnant of an Activated carbon of Nuclear Grade // Proceedings of 21th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1991. CONF-900813. P. 395-408.

75. Колобродов В. Г., Карнацевич JI. В., Березняк П. А. Адсорбция паров-иодистого метила некоторыми адсорбентами // Вопросы атомной науки и техники. 2003. № 6, сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (84). С. 110-113.

76. Park G. I., Kim I. T., Lee J. K., Ryu S. K., Kim J. H. Effect of Temperature om the Adsorption and Desorption Characteristics of Methyl Iodide over TEDA-Impregnated Activated Carbon // Carbon Science. 2001. Vol; 2. N 1. P. 9 -14.

77. Кулюхин С. А., Каменская A. H., Михеев H. Б., Мелихов И. H., Коновалова H. А., Румер И. А. Химия? радиоактивного иода в газовой среде: фундаментальные и прикладные аспекты//Радиохимия: 2008. Т. 50. №1. С. 3-21.

78. Park S. W., Park H. S., Lee W. K.,, Moon. Hi Effect of Water Vapor on Adsorption of Methyl; Iodide? to Triethylenediamine-impregnated Activated« Carbon // Separation Technology. 1995. Vol. 5. N 1. P. 35 44.

79. Полуэктов II. П., Растунов JI. H., Тстерин Э.Т., Репкина 3: М. Очистка газообразных радиоактивных отходов АЭС от радиоиода при нестационарных; условиях // Избранные- труды ВНИИНМ. 2003: М.: ВНИИНМ.Т. З.С. 158- 164.

80. Deitz V. R., Blachly С. H., Jonas L. A: Dependence of Gas Pénétration of Charcoal Beds on. Residence Time and Linear. Velocity // Proceedings of 14th U.S. ERDA Air Cleaning Conference. 1976. P. 233 248.

81. Deitz V. R., Jonas L. A. Catalytic Trapping of Methyl Radioiodine // Nuclear . Technology. 1978. Vol. 37. P. 59 -64.

82. Wren J. C., Moore C. J., Rasmussen M: T., Weaver K. R. Methyl Iodide Trapping Efficiency of Aged; Charcoal Samples from Bruce-A Emergency Filtered Air Discharge Systems // Nuclear. Technology. 1999. Vol. 125. P. 28-38.

83. Deitz V. R., Blachly С. H. New Charcoal Imprégnants for Trapping Methyl Iodide // Proceedings of 14,h U.S. ERDA Air Gleaning Conference: 1976. P. 217-232.

84. Gonzalez-Garcia С. M., Gonzalez J: F., Roman S. Removal Efficiency of Radioactive Methyl Iodide on TEDA-Impregnated Activated Carbons // Fuel Processing Technology. 2011. Vol. 92. Issue 2. P. 247 — 252.

85. Wilhelm J. G. Testing Iodine Filters for Nuclear Installations // Treatment of Airborne Radioactive Wastes. 1968. International Atomic Energy Agency. Vienna. P. 403-416.

86. Deuber H, Gerlach K, Wilhelm J. G. Investigations on the Extremely Low Ratention of 1-131 by an Iodine Filter of a Boiling Water Reactor // Proceedings of 18th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1985. CONF-840806. P. 540-556.

87. Reichert U. Untersuchingeni zum Auftreten und- zur Abscheidung. von penetrirenden Iodverbindungen // Abluft und Kerkraftwerken. KfK-4450. 1987! P. 26-40.

88. May F. G., Poison H. J. Methyl Iodide Penetration of Charcoal Beds: Variation-with Relative Humidity and Face Velocity / Australian Atomic Energy Commission Research Establishment Lucas Heights. 1974. 30 p.

89. Budnitz R. J., Lambert H. E. Final* technical Evaluation Report for the Nuclear Regulatory Commission / Idaho National Engineering Laboratory Activated Carbon Testing Program. Report EGC-CS-7653. 1987. P. 807 818.

90. Дубинин M. M. Адсорбция паров воды и микропористые структуры углеродных адсорбентов // Известия Академии Наук СССР. 1981. №1. Серия Химическая. С. 9 — 23.

91. Peterson G. W., Rossin J. A., Smith Р. В., Wagner G. W. Effects of Water on the Removal of Methyl Bromide Using Triethylene Diamine Impregnated Carbon // Carbon. January 2010. Vol. 48. Issue 1. P. 81 88.

92. Duangjai Nacapricha, Taylor C. G. Quality Control of Nuclear Charcoals: Particle Size Effect and Trapping Mechanism // Carbon. 1996. Vol. 34. Issue 2. P. 155- 163.

93. Evans A. G. Effect of Service Aging on Iodine Retention of Activated Charcoal // Proceedings of 14th ERDA Air Cleaning Conference. 1976. P. 251 -265.

94. Chang S. H. Experimental, Analytical and Numerical Study on the Removal Efficiency of a Charcoal Bed for Methyl-Iodide under Humid Conditions / IAEA-TECDOC-521. Vienna. 1989. P. 143 149.

95. Hunt J. R., Rankovic L., Lubbers R., Kovach J. L. Iodine Removal Adsorbentth •

96. Histories, Aging and Regeneration // Proceedings of 14 ERDA Air Cleaning' Conference. 1976. P. 287 293.

97. Hyder M. L. Effect of Organic Material1 on Carbon Aging // Proceedings of 20th DOE/NRC Nuclear,Air Cleaning Conference. 1988. P. 560 571.

98. Billinge В. H. Mi, Broadbent D. The Effects of Temperature and Humidity on the Ageing of TEDA Impregnated Charcoals // Proceedings of 20th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1988. P. 572 588.

99. Parish H. C., Muhlenhaupt R. C. A Method for Correlating Weathering Data on Adsorbents Used for the Removal of CH3I // Proceedings of 14th ERDA Air Cleaning Conference. 1976. P. 266 287.

100. Graves С. E., Hunt J. R., Jacox J. W., Kovach J. L. Operational Maintenance Problems with Iodine Adsorbers in Nuclear Power Plant Service // Proceedings of 15th ERDA Air Cleaning Conference. 1978. P. 428 436.

101. Torgerson D. F., Smith I. M. AECL Iodine Scrubbing Project // Proceedings of 15th ERDA Air Cleaning Conference. 1978. P. 437 445.

102. Kovach J. L., Rankovic L. Evaluation and Control of Poisoning of Impregnated' Carbons Used for Organic Iodide Removal // Proceedings of 15th ERDA Air Cleaning Conference. 1978. P. 368 378.

103. Предельно допустимые концентрации вредных веществ в воздухе и воде / Беспамятнов Г. П., JI.: Химия. 1975. 456 с.

104. Winegardner W. К. Phase I Aging Assessment of Nuclear Air-Treatment System High Efficiency Particulate Air and Adsorbers // Nuclear Engineering and Design. July 1996. Vol. 163. Issue 3. P. 315-322.

105. Testing and Monitoring of Off-Gas Clean up Systems at Nuclear Facilities./ Technical Report No 243, IAEA, Vienna. 1984. 66 p.

106. Репсе D. Т., Duce F. A., Maeck W. J. A Study of the Adsorption Properties ofiL

107. Metal Zeolites for Airborne Iodine Species // Proceedings of the 11 USAEC Air Cleaning Conference. 1970. P. 581 599.

108. Vikis A. C., Wren J. C., Moore C. J. Long-Term Desorption of ,31I from KI-impregnated Charcoals with CH3I, under Simulated Post-Loca Conditions // Proceedings of 18th DOE Nuclear Airborne Waste Management and Air Cleaning Conference. 1984. P: 65 77. »

109. Li Qi-dong, He Sui-yuang A Study of Adsorption Properties of ImpregnatediL

110. Charcoal for Airborne Iodine and Methyl Iodide // Proceedings of 18 DOE Nuclear Airborne Waste Management and Air. Cleaning Conference. 1984. P. 78 92.

111. Staples B. A., Murphy L. P., Thomas T. R. Airborne Elemental Iodine Loading Capacities of Metal Zeolites and a Dry Method for Recycling Silver Zeolite // Proceedings of 14th ERDA Air Cleaning Conference. 1976. P. 363 380!

112. Михеев H. Б., Каменская A. H., Кулюхин С. А., Румер И. А., Новиченко В^ JI. Изучение сорбции СН31311 из паровоздушной среды на модифицированных Ag-содержащих цеолитах // Радиохимия. 2001. Т. 43. №4. С. 356-358.

113. Кулюхин С. А., Румер И. А., Кулемин В. В. Изучение сорбции 13,12 и*1.л i

114. CH3,JT на сорбенте «Полисорб-1» из паровоздушной среды // Радиохимия. 2004. Т. 46. № 3. С. 260 263.

115. Шарыгин Л. М., Третьяков С. Я., Злоказова Е. И., Коренкова А. В. Высокотемпературная очистка паровоздушных потоков от метилиодида неорганическим сорбентом на основе диоксида титана // Атомная энергия. 1997. Т. 82. № 6. С. 424 428.

116. Friedrich V. Kinetic Studies of the Retention of Radioactive Gases by Activated Carbon Adsorbers // Proceedings of 20th DOE/NRC Nuclear Air Cleaning Conference. 1988. P. 512 523.

117. Ramarathinam K., Kumar S., Gandhi K. G., Ramachandran S. Evaluation of High Efficiency Particulate Air (HEPA) and Iodine Filters under High Temperature, Humidity and Radiation / IAEA-TECDOC-521, Vienna. 1989. P. 113-143.

118. Wilhelm J. G., Development and Application of Filters for Air Cleaning in Nuclear Power Plants // Nuclear Engineering and. Design. 1987. Vol'. 103. P. 139-147

119. Bruzzone G., Rouyer J. L., Mulcey P., Vaudano A. Iodine Filtering for Frenchth

120. Reprocessing Plants // Proceedings of 17 DOE Nuclear Air Cleaning Conference. 1982. P. 239-248.

121. Lanza S., Mazzini M., Pisani U. Essias in-situ et en laboratoire des filters a iode en Italie // Proceedings Symposium Sputtering, Vienna. 1980. P. 315 — 337.

122. Collins D. A., Mcintosh A. E., Taylor R., Yuille W. D. Experiments Relating to the Control of Fission-Product Release from Advanced Gas-Cooled Reactors // Journal of Nuclear Energy. Parts A/B. Reactor Science and Technology. 1966. Vol. 20. P. 97-108.

123. Adams R. E., Ackley R. D., Combs Z. Trapping of Radioactive Iodine and Methyl Iodide by Iodized Charcoal / USAEC Rep. ORNL-42 28. 1968. P. 202-215.

124. Deuber H., Gerlach K., Kaempffer R. Investigations on the Ageing of Activated Carbons in the Exhaust Air of a Pressurized Water Reactor (PWR 4) / IAEA-TECDOC-521, Vienna. 1989. P. 63 74.

125. Shiomi-H., Yuasa Y., Tani A., Ohki M., Nakagawa T. A Parametric Study on Removal Efficiency of Impregnated^ Activated1 Charcoal and Silver Zeolite for,iL

126. Radioactive Methyl Iodide // Proceedings of 17 DOE Nuclear Air Cleaning Conference. 1982. P. 199-222.

127. RDT Standard M-16. Gas-Phase Absorbents for Trapping Radioactive Iodine and Iodine Compounds / ERDA Division of Reactor Research and Development, October 1973. lip.

128. Segala J. P. Problems With the Laboratory Testing of Nuclear-Grade Activatedtb

129. Charcoal // Proceedings of 25 DOE/NRC Nuclear Air Cleaning and Treatment Conference. 1998. P. 320 329.

130. D3803-91(2009) Standard Test Method for Nuclear Grade Activated Carbon, -ASTM International, 2009. 18 p.

131. Ветошкин А. Г. Процессы инженерной защиты окружающей среды (теоретические основы). Учебное пособие. Пензенский Государственный Университет. Пенза. 2004. 325 с.

132. Сборник номограмм для химико-технологических расчетов / Чернышев А. К., Поплавский К. JL, Заичко Н. Д., Л.: Химия, 1974. 200 с.

133. Аттестат контрольно-исследовательского йодного стендаul'Ol. 'иП.ГцО і і u!u4 1 iJ iv І И • fii'l (І1 ЬІІДІ- > ,ги!.ґі, і:

134. РІШЛ> >.'! >!¡OI і Oi."ÍS'l¡4 tbílüiUlг 'і.'" -''іітгачип: аіч.аарппгт:

135. BCL!»orC(lrtCl»ril« , <0* /l\ , JWнпучин» иссшловлтгпьскші .. ЇПК'Л'НГУТ «MKillííO-TLSfIií4í:ClíliJv 'i;,!Hi!'!>H,H lk р^иіОТ'ЕХІШЧКОКИГІ ЇІЗШРі.ИНП -i*.1. ПІ-ІНФЇРІІ ■■■■■■ '." V .6/640-099-1005 мая 2010 г.

136. Компьютерная запись параметров испытаний сорбента СКТ-ЗИК1. Дата записи 26.09.20081. Начало 13:42:331. Окончание 16:42:331. Продлжительиость 3:00:001. Показания датчиков

137. Интерфейс программы расчета индекса сорбционной способности йодногосорбента

138. Расчет скорости подачп воздуха на вход в систему в зависимости от истинного времени пребывания газового потока в колонке

139. Основные параметры ЭДС датчика расхода газа на входе в систему и, Вк ) С Увходн, Л/МИН 2,820,25 6,56 Показания ротаметра ШШВ151. Вспомогательные парамегры

140. Хнаб? К Тколэ К Р2, мбар Усв, см3 Рлаб, ММ рТ. СТ р°лаб, ММ рТ. СТ р°кол, ММ рт. СТ флаб фкол294 303 40 31,2 757 18,626 31,792 0,47 0,91. Расчетные параметры

141. Укол? л/мин Ркол, мм рт. СТ7,48 726

142. Заполнение колонки сорбентом

143. Марка сорбента Доля х Насыпная плотность, г/см3 Масса Объем сорбента, г сорбента, см3 Свободный объем, см'4

144. СКТ-ЗИК 0,31 0,667 63,43 95,1 29,51. УСЛОВИЯ СОРБЦИИ1, °С 30,0±0,1ф,% 90,4±0,5расход газа через колонку, л/мин 7,48время испытания, ч 3

145. Расчет активности эталонов

146. Определение массовой концентрации иодистого метила

147. ХА, Бк АСГ)С |. Бк/мг тСН?1, мг сСНДмг/м11.^152444 6623,3

148. Объем воздуха, прошедший через колонку за 3 ч, м'1,342,4

149. Данные для построения графика

150. Распределение активности СНз М вдоль слоя импрегнированного сорбента

151. Расчет индекса сорбционной способности и, см/с 1 а, с"117,60,3127,7