CN110136856B - 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法 - Google Patents

一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110136856B
CN110136856B CN201910352953.7A CN201910352953A CN110136856B CN 110136856 B CN110136856 B CN 110136856B CN 201910352953 A CN201910352953 A CN 201910352953A CN 110136856 B CN110136856 B CN 110136856B
Authority
CN
China
Prior art keywords
water
boron
reactor
primary circuit
water storage
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201910352953.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110136856A (zh
Inventor
李中华
丁长龙
易柏元
李泽祥
周勋
陈皞
赵鸿翮
潘同金
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Jiangsu Nuclear Power Corp
Original Assignee
Jiangsu Nuclear Power Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Jiangsu Nuclear Power Corp filed Critical Jiangsu Nuclear Power Corp
Priority to CN201910352953.7A priority Critical patent/CN110136856B/zh
Publication of CN110136856A publication Critical patent/CN110136856A/zh
Priority to RU2020113296A priority patent/RU2740295C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of CN110136856B publication Critical patent/CN110136856B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)

Abstract

本发明属于核电站一回路放射性源项控制技术领域，具体涉及一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法，包括步骤一：使用硼水贮存水箱A中的干净硼水对一回路进行快速大量换水；步骤二：使用硼水贮存水箱B中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；步骤三：使用硼水贮存水箱B中的干净硼水对一回路进行快速大量换水。本发明方法通过对一回路冷却剂与硼水贮存水箱进行换水和净化操作可达到将一回路放射性碘浓度降至控制水平以下，不需要硬件改造成本，还可在推迟反应堆顶盖起吊继续净化期间，主泵、蒸汽发生器可通过安装密封堵板，正常进行后续检修工作，减小对机组大修进程的影响。

Description

一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
技术领域
本发明属于核电站一回路放射性源项控制技术领域，具体涉及一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法。
背景技术
压水堆核电机组运行期间燃料包壳破损时有发生；大修停堆降温降压期间，燃料中放射性碘等气态裂变产物通过包壳缺陷迅速大量进入一回路冷却剂中，从而产生尖峰现象(根据美国核管会NRC的研究及统计，停堆过程尖峰效应可导致一回路放射性碘浓度升高1000倍)；一回路系统设备开口后，放射性碘从一回路冷却剂释放到厂房空气中，增加工作人员和公众的内照射风险；为控制放射性碘污染，反应堆顶盖起吊前需要将一回路冷却剂中的放射性碘净化至控制水平(5.0E+4Bq/L)以下。
某核电站机组大修停堆后执行一回路净化除气程序，一回路冷却剂从主泵出口下泄管线引入一回路冷却剂净化系统净化除碘后返回主泵入口，正常净化流量为60m3/h，净化期间主泵需保持运行以保证净化流量。按照核电机组大修进程停堆后35小时需停运主泵，开始反应堆开盖准备。但是由于一回路冷却剂体积大，净化流量较小，一回路净化除碘速度较慢。若碘峰出现时间较晚或者主泵停运后一回路降温降压过程中破损燃料多次释放，则必须保持主泵运行(延长关键路径时间)继续进行净化，这样就会影响核电机组大修进程。因此需要设计一种从主泵停运到反应堆顶盖起吊期间，对一回路冷却剂中碘浓度进行高效控制的方法，以保证一回路放射性碘浓度降至控制水平以下，并减小对大修进程的影响。
发明内容
本发明目的是针对上述现有技术的不足提供一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法，用于解决现有技术中需要依赖主泵运行才可控制一回路碘浓度的技术问题。
本发明的技术方案是：
一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统，包括：反应堆一端通过主管道热段A与蒸汽发生器A连接，反应堆另一端通过主管道冷段A与主泵A连接，所述蒸汽发生器A与主泵A之间还连接有主管道过渡段A；所述主管道过渡段A上还通过余热导出系统管线A连接至硼水贮存水箱A；所述硼水贮存水箱A还分别与乏池净化系统和低压安注系统泵A的一端连接；所述低压安注系统泵A的另一端连接至反应堆；所述乏池净化系统的另一端还与硼水贮存水箱B一端连接；反应堆一端通过主管道热段B与蒸汽发生器B连接，反应堆另一端通过主管道冷段B与主泵B连接，所述蒸汽发生器B与主泵B之间还连接有主管道过渡段B；所述主管道过渡段B上还通过余热导出系统管线B连接至硼水贮存水箱B；所述低压安注系统泵B的另一端连接至反应堆。
如上所述乏池净化系统包括：乏池净化系统树脂床和乏池净化系统泵。
一种如上所述的任一压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，在主泵停运后反应堆开盖前实施，包括如下步骤：
步骤一：使用硼水贮存水箱A中的干净硼水对一回路进行快速大量换水；
步骤二：使用硼水贮存水箱B中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；
步骤三：使用硼水贮存水箱B中的干净硼水对一回路进行快速大量换水。
如上所述步骤一包括:使用硼水贮存水箱A对一回路(反应堆、主管道热段、蒸汽发生器、主管道过渡段、主泵和主管道冷段)进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱A中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱A中的硼水通过低压安注系统泵A以180-900m3/h左右的流量进入反应堆，然后经过主管道冷段A、主泵A、主管道过渡段A和余热导出系统管线A将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱A中，1.4-7小时将水箱A中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可快速降低，降至1/10左右。
如上所述步骤二包括:使用硼水贮存水箱B中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B中干净硼水最高液位对应体积约1260m3，最低液位对应体积约1000m3，硼水贮存水箱B中的硼水通过低压安注系统泵B以180m3/h左右的流量进入反应堆，然后经过主管道冷段A、主泵A、主管道过渡段A和余热导出系统管线A将一回路冷却剂置换出来储存在硼水贮存水箱A中，当硼水贮存水箱B中的水达到低液位后，暂停换水，高于低液位后启动换水，依次进行；与此同时通过乏池净化系统中的乏池净化系统泵和乏池净化系统树脂床以40m3/h左右的流量对硼水贮存水箱A中的脏水进行连续净化，将净化后的干净水及时补回硼水贮存水箱B，净化过程连续进行，在主泵停运至反应堆开盖前的60小时内，共净化脏水2400m3，即有2400m3的干净硼水参与一回路换水，按照每240m3的干净换水碘浓度降低1倍估算，一回路碘浓度降至1/1000左右。
如上所述步骤三，包括：使用硼水贮存水箱B对一回路进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱B中的硼水通过低压安注系统泵B以180-900m3/h左右的流量进入反应堆，然后经过主管道冷段B、主泵B、主管道过渡段B和余热导出系统管线B将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱B中，1.4-7小时将水箱B中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可再一次快速降低，降至1/10左右。
步骤一、步骤二和步骤三共同将一回路碘浓度降至1/100000左右，足够将一回路放射性碘浓度降至控制水平以下，从主泵停运到反应堆开盖前若时间紧张可根据情况适当减小步骤二的时间。
本发明具有以下有益效果：
1)本发明通过对一回路冷却剂进行换水和净化操作可将一回路放射性碘浓度降至控制水平以下，不需要硬件改造成本；
2)本发明方法不依赖主泵运行，不占用大修关键路径；
3)本发明方法的换水和净化控制效果较好，一次快速大量换水(1.4-7小时)可降低碘浓度1/10左右，间歇性换水每换水240m3(6小时)可降低碘浓度1/2左右；
4)本发明方法在推迟反应堆顶盖起吊继续净化期间，主泵、蒸汽发生器可通过安装密封堵板，正常进行后续检修工作，减小对机组大修进程的影响。
附图说明
图1是本发明所设计的一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统结构示意图；
其中：1-反应堆；2-主管道热段A；3-蒸汽发生器A；4-主管道过渡段A；5-主泵A；6-主管道冷段A；7-余热导出系统管线A；8-硼水贮存水箱A；9-低压安注系统泵A；10-乏池净化系统泵；11-乏池净化系统树脂床；12-主管道热段B；13-蒸汽发生器B；14-主管道过渡段B；15-主泵B；16-主管道冷段B；17-余热导出系统管线B；18-硼水贮存水箱B；19-低压安注系统泵B。
具体实施方式
下面对本发明技术进行进一步描述：
如图1所示，一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统，包括：反应堆1一端通过主管道热段A2与蒸汽发生器A3连接，反应堆1另一端通过主管道冷段A6与主泵A5连接，所述蒸汽发生器A3与主泵A5之间还连接有主管道过渡段A4；所述主管道过渡段A4上还通过余热导出系统管线A7连接至硼水贮存水箱A8；所述硼水贮存水箱A8还分别与乏池净化系统和低压安注系统泵A9的一端连接；所述低压安注系统泵A9的另一端连接至反应堆1；所述乏池净化系统的另一端还与硼水贮存水箱B18一端连接；反应堆1一端通过主管道热段B12与蒸汽发生器B13连接，反应堆1另一端通过主管道冷段B16与主泵B15连接，所述蒸汽发生器B13与主泵B15之间还连接有主管道过渡段B14；所述主管道过渡段B14上还通过余热导出系统管线B17连接至硼水贮存水箱B18；所述硼水贮存水箱B18与低压安注系统泵B19的一端连接；所述低压安注系统泵B19的另一端连接至反应堆1。
如上所述乏池净化系统包括：乏池净化系统泵10和乏池净化系统树脂床11。
一种如上所述的任一压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，在主泵停运后反应堆开盖前实施，包括如下步骤：
步骤一：使用硼水贮存水箱A8中的干净硼水对一回路进行快速大量换水使用硼水贮存水箱A8对一回路(反应堆、主管道热段、蒸汽发生器、主管道过渡段、主泵和主管道冷段)进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱A8中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱A8中的硼水通过低压安注系统泵A9以180-900m3/h左右的流量进入反应堆1，然后经过主管道冷段A6、主泵A5、主管道过渡段A4和余热导出系统管线A7将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱A8中，1.4-7小时将水箱A8中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可快速降低，降至1/10左右。
步骤二：使用硼水贮存水箱B18中的干净硼水对一回路进行间歇性换水
使用硼水贮存水箱B18中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B18中干净硼水最高液位对应体积约1260m3，最低液位对应体积约1000m3，硼水贮存水箱B18中的硼水通过低压安注系统泵B19以180m3/h左右的流量进入反应堆1，然后经过主管道冷段A6、主泵A5、主管道过渡段A4和余热导出系统管线A7将一回路冷却剂置换出来储存在硼水贮存水箱A8中，当硼水贮存水箱B18中的水达到低液位后，暂停换水，高于低液位后启动换水，依次进行；与此同时通过乏池净化系统中的乏池净化系统泵10和乏池净化系统树脂床11以40m3/h左右的流量对硼水贮存水箱A8中的脏水进行连续净化，将净化后的干净水及时补回硼水贮存水箱B18，净化过程连续进行，在主泵停运至反应堆开盖前的60小时内，共净化脏水2400m3，即有2400m3的干净硼水参与一回路换水，按照每进行240m3的干净换水碘浓度降低1倍估算，一回路碘浓度降至1/1000左右。
步骤三：使用硼水贮存水箱B18中的干净硼水对一回路进行快速大量换水使用硼水贮存水箱B18对一回路进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B18中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱B18中的硼水通过低压安注系统泵B19以180-900m3/h左右的流量进入反应堆1，然后经过主管道冷段B16、主泵B15、主管道过渡段B14和余热导出系统管线B17将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱B18中，1.4-7小时将水箱B18中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可再一次快速降低，降至1/10左右。
步骤一、步骤二和步骤三共同将一回路碘浓度降至1/100000左右，足够将一回路放射性碘浓度降至控制水平以下，从主泵停运到反应堆开盖前若时间紧张可根据情况适当减小步骤二的时间。
上面结合实施例对本发明作了详细说明，但是本发明并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本发明宗旨的前提下作出各种变化。本发明中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。

Claims (6)

1.一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统，其特征在于，包括：
反应堆(1)一端通过主管道热段A(2)与蒸汽发生器A(3)连接，反应堆(1)另一端通过主管道冷段A(6)与主泵A(5)连接，所述蒸汽发生器A(3)与主泵A(5)之间还连接有主管道过渡段A(4)；
所述主管道过渡段A(4)上还通过余热导出系统管线A(7)连接至硼水贮存水箱A(8)；
所述硼水贮存水箱A(8)还分别与乏池净化系统和低压安注系统泵A(9)的一端连接；
所述低压安注系统泵A(9)的另一端连接至反应堆(1)；
所述乏池净化系统的另一端还与硼水贮存水箱B(18)一端连接；
反应堆(1)一端通过主管道热段B(12)与蒸汽发生器B(13)连接，反应堆(1)另一端通过主管道冷段B(16)与主泵B(15)连接，所述蒸汽发生器B(13)与主泵B(15)之间还连接有主管道过渡段B(14)；
所述主管道过渡段B(14)上还通过余热导出系统管线B(17)连接至硼水贮存水箱B(18)；
所述硼水贮存水箱B(18)与低压安注系统泵B(19)的一端连接；所述低压安注系统泵B(19)的另一端连接至反应堆(1)；
所述乏池净化系统包括：乏池净化系统树脂床(11)和乏池净化系统泵(10)。
2.一种如权利要求1所述的压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，其特征在于包括如下步骤：
步骤一：使用硼水贮存水箱A(8)中的干净硼水对一回路进行快速大量换水；
步骤二：使用硼水贮存水箱B(18)中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；
步骤三：使用硼水贮存水箱B(18)中的干净硼水对一回路进行快速大量换水。
3.如权利要求2所述的一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，其特征在于，所述步骤一包括:使用硼水贮存水箱A(8)对一回路进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱A(8)中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱A(8)中的硼水通过低压安注系统泵A(9)以180-900m3/h左右的流量进入反应堆(1)，然后经过主管道冷段A(6)、主泵A(5)、主管道过渡段A(4)和余热导出系统管线A(7)将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱A(8)中，1.4-7小时将水箱A(8)中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可快速降低，降至1/10左右。
4.如权利要求2所述的一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，其特征在于，所述步骤二，包括:使用硼水贮存水箱B(18)中的干净硼水对一回路进行间歇性换水；此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B(18)中干净硼水最高液位对应体积约1260 m3，最低液位对应体积约1000m3，硼水贮存水箱B(18)中的硼水通过低压安注系统泵B(19)以180m3/h左右的流量进入反应堆(1)，然后经过主管道冷段A(6)、主泵A(5)、主管道过渡段A(4)和余热导出系统管线A(7)将一回路冷却剂置换出来储存在硼水贮存水箱A(8)中，当硼水贮存水箱B(18)中的水达到低液位后，暂停换水，高于低液位后启动换水，依次进行；与此同时通过乏池净化系统中的乏池净化系统泵(10)和乏池净化系统树脂床(11)以40m3/h左右的流量对硼水贮存水箱A(8)中的脏水进行连续净化，将净化后的干净水及时补回硼水贮存水箱B(18)，净化过程连续进行，在主泵停运至反应堆开盖前的60小时内，共净化脏水2400m3，即有2400m3的干净硼水参与一回路换水，按照每进行240m3的干净换水碘浓度降低1倍估算，一回路碘浓度降至1/1000左右。
5.如权利要求2所述的一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，其特征在于，所述步骤三，还包括：使用硼水贮存水箱B(18)对一回路进行换水，此阶段一回路中冷却剂体积约120m3，水箱B(18)中干净硼水体积约1260m3，硼水贮存水箱B(18)中的硼水通过低压安注系统泵B(19)以180-900m3/h左右的流量进入反应堆(1)，然后经过主管道冷段B(16)、主泵B(15)、主管道过渡段B(14)和余热导出系统管线B(17)将一回路冷却剂置换出来返回硼水贮存水箱B(18)中，1.4-7小时将水箱B(18)中干净硼水与一回路冷却剂充分混合稀释，一回路碘浓度可再一次快速降低，降至1/10左右。
6.如权利要求2所述的一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统的控制方法，其特征在于：所述步骤一、步骤二和步骤三共同将一回路碘浓度降至1/100000，从主泵停运到反应堆开盖前若时间紧张可根据情况适当减少步骤二的时间。
CN201910352953.7A 2019-04-29 2019-04-29 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法 Active CN110136856B (zh)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910352953.7A CN110136856B (zh) 2019-04-29 2019-04-29 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
RU2020113296A RU2740295C1 (ru) 2019-04-29 2020-04-10 Система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора и способ ее работы

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910352953.7A CN110136856B (zh) 2019-04-29 2019-04-29 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110136856A CN110136856A (zh) 2019-08-16
CN110136856B true CN110136856B (zh) 2021-11-30

Family

ID=67575534

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910352953.7A Active CN110136856B (zh) 2019-04-29 2019-04-29 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法

Country Status (2)

Country Link
CN (1) CN110136856B (zh)
RU (1) RU2740295C1 (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110136856B (zh) * 2019-04-29 2021-11-30 江苏核电有限公司 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
CN113421662B (zh) * 2021-06-18 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法
CN115193490B (zh) * 2022-06-30 2023-08-15 江苏核电有限公司 一种vver机组一回路净化系统及使用方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4981641A (en) * 1987-12-23 1991-01-01 United Kingdom Atomic Energy Authority Inhibition of nuclear-reactor coolant-circuit contamination
JPH05273388A (ja) * 1992-03-25 1993-10-22 Hitachi Ltd 原子力発電所
CN102324257A (zh) * 2011-06-10 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法
CN204066763U (zh) * 2014-07-07 2014-12-31 中国核电工程有限公司 用于压水堆核电厂的反应堆冷却剂净化系统
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN109036598A (zh) * 2018-08-03 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法
CN109166636A (zh) * 2018-08-06 2019-01-08 广东核电合营有限公司 一种压水堆核电机组一回路不间断净化的系统及方法

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4032395A (en) * 1974-10-07 1977-06-28 General Atomic Company Fuel leak detection apparatus for gas cooled nuclear reactors
RU2125746C1 (ru) * 1997-03-04 1999-01-27 Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Фильтрующее устройство для очистки воды
RU2225648C2 (ru) * 2001-12-06 2004-03-10 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Способ контроля радионуклидов йода в водном теплоносителе атомных энергетических установок
US20160187308A1 (en) * 2014-12-24 2016-06-30 Huvis Water Corporation Method and system for detecting boron ions using ion chromatography for online monitoring of steam generator tube leakage in light water reactor
CN105427907B (zh) * 2015-11-09 2017-08-01 中国核动力研究设计院 一种燃料棒微小空腔体积测量系统及方法
CN107731326B (zh) * 2017-09-29 2019-07-02 中国核动力研究设计院 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法
CN107731327B (zh) * 2017-10-17 2019-09-06 中国核动力研究设计院 能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统
CN109599196B (zh) * 2018-12-19 2019-08-09 西安交通大学 一种燃料元件破损后裂变气体泄漏测量实验装置及方法
CN110136856B (zh) * 2019-04-29 2021-11-30 江苏核电有限公司 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4981641A (en) * 1987-12-23 1991-01-01 United Kingdom Atomic Energy Authority Inhibition of nuclear-reactor coolant-circuit contamination
JPH05273388A (ja) * 1992-03-25 1993-10-22 Hitachi Ltd 原子力発電所
CN102324257A (zh) * 2011-06-10 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法
CN204066763U (zh) * 2014-07-07 2014-12-31 中国核电工程有限公司 用于压水堆核电厂的反应堆冷却剂净化系统
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN109036598A (zh) * 2018-08-03 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法
CN109166636A (zh) * 2018-08-06 2019-01-08 广东核电合营有限公司 一种压水堆核电机组一回路不间断净化的系统及方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AP1000除氧技术分析;侯涛 等;《核科学与工程》;20160331;第36卷(第1期);第143-144页 *
一回路冷却剂净化系统的优化运行;王宇宙;《中国核电-核电设计》;20090630;第2卷(第2期);第116-118页 *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2740295C1 (ru) 2021-01-13
CN110136856A (zh) 2019-08-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110136856B (zh) 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN102768870B (zh) 压水堆核电站废液复用方法及系统
CN109166636A (zh) 一种压水堆核电机组一回路不间断净化的系统及方法
JP3048270B2 (ja) 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置
CN101477844B (zh) 核电站机组大修后启动过程一回路硫酸根污染的控制方法
CN104952492A (zh) 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
US5892805A (en) Boiling water reactor and its operating method
US7302917B2 (en) Chemical cleaning of a steam generator during mode 5 generator shut down
CN112984491B (zh) 核级分散剂的在线应用方法及系统
CN114550953A (zh) 一种用于核电机组硼酸综合管理装置系统及制硼方法
CN103043839A (zh) 一种核电站除盐水系统除总有机碳的系统及控制方法
JP2000275380A (ja) 非常用炉心冷却系及びその取水設備
JPH1090485A (ja) 原子炉水の溶存酸素濃度制御システム及び原子炉水の溶存酸素濃度制御方法
CN116230273A (zh) 一种核电厂Ag-110m净化系统及方法
KR0121554B1 (ko) 원자력발전소 부분충수 장치와 그 운전방법
CN219860886U (zh) 一种核电站非安全通风冷却水系统水质净化装置
CN116246810A (zh) 一种核电厂放射性阴离子Sb-124核素净化系统及方法
CN218834543U (zh) 一种核电机组离线硼饱和系统
CN218095463U (zh) 一种设备机封水的节水装置
CN109545413A (zh) 压水反应堆机组一回路冷却剂pHT的控制方法
CN216039827U (zh) 一种不锈钢热轧与冷轧酸洗线废酸综合利用回收系统
CN114920315B (zh) 除氧装置、除氧系统及其水处理方法
CN115608424A (zh) 一种核电机组离线硼饱和系统
CN108331628B (zh) 一种输电线路防冰减灾在线监测装置的电源供给系统

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant