CN115565705A - 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法 - Google Patents

一种核电站检修时一回路内碘的净化方法 Download PDF

Info

Publication number
CN115565705A
CN115565705A CN202211371376.4A CN202211371376A CN115565705A CN 115565705 A CN115565705 A CN 115565705A CN 202211371376 A CN202211371376 A CN 202211371376A CN 115565705 A CN115565705 A CN 115565705A
Authority
CN
China
Prior art keywords
loop
hydrogen peroxide
resin bed
unit
iodine
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.)
Pending
Application number
CN202211371376.4A
Other languages
English (en)
Inventor
杨森
王宇宙
孙小宁
王鑫
张龙
阙良生
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.)
Shandong Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Shandong Nuclear Power Co Ltd
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 Shandong Nuclear Power Co Ltd filed Critical Shandong Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202211371376.4A priority Critical patent/CN115565705A/zh
Publication of CN115565705A publication Critical patent/CN115565705A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/001Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
    • G21F9/002Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Food Science & Technology (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种核电站检修时一回路内碘的净化方法,所述净化方法包括:采用净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;所述净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通。通过对核反应堆的一回路冷却系统配置特定的过氧化氢给入系统,实现了对一回路冷却系统内碘的处理,将单质形态的碘‑131可被氧化为碘酸根离子(IO3‑)后,被化学容积控制系统除盐床净化去除,同时避免了采用氢氧化锂除碘时还需要进行的除锂过程。

Description

一种核电站检修时一回路内碘的净化方法
技术领域
本发明涉及核电领域,具体涉及一种核电站检修时一回路内碘的净化方法。
背景技术
核电站中的压水堆核燃料铀-235原子核发生裂反应会产生各种放射性裂变产物,其中之一是碘-131。燃料包壳是包容放射性裂变产物的第一道安全屏障,将放射性裂变产物锁在燃料包壳内部,与一回路冷却剂接触的是燃料包壳。如果燃料包壳发生破损,裂变产物就会直接进入一回路冷却剂,一回路冷却剂中的碘-131就会显著升高。而EPRI导则要求,一回路开口需满足碘-131<370Bq/g,因此当燃料破损一回路中碘-131浓度升高时,为防止停堆期间碘-131浓度升高而增加人员剂量,需要对一回路进行除碘。
虽然现有技术中涉及采用多种手段实现一回路内碘的去除,如CN104338510A公开了一种脱除气冷堆中放射性碘的方法,所述的方法采用载银吸附剂,在350-650℃的高温下脱除气冷堆一回路中的放射性碘;所述载银吸附剂是以银为吸附组分、分子筛为载体,采用浸渍、高温热处理的方法制备得到,该载银吸附剂,热稳定性高、去污能力强。
如CN114130355A公开了一种活性碳纤维在制备气体吸附材料或者制造碘过滤装置中的用途、气体吸附材料和碘过滤装置,其中,活性碳纤维具有多孔结构,多孔结构包括直径不超过2nm的微孔以及其他孔径的孔,多孔结构中微孔的容积占多孔结构的总孔容积的65%-95%。该方案通过使用微孔占比在65%-95%的活性碳纤维作为原料制备气体吸附材料或者制造碘过滤装置,实现了通过对微孔比例的调控,降低了活性碳纤维对水汽的吸收,为气态碘的吸收提供了更充足的空间,增加了气体吸附材料或者碘过滤装置对气态碘的吸附效率。
然而现有的方案通常是向一回路加氢氧化锂维持一回路碱性环境,促使单质碘(I2)转化为离子态的碘,然后被化学和容积控制系统的除盐床去除大修停堆后一回路需要进行硼化,按照常规方法除碘,需要向一回路添加氢氧化锂维持碱性环境,等待碘-131净化到目标浓度时,才能投化学和容积控制系统阳床(氢型树脂床)进行除锂和氧化运行,导致大修工期较长。
发明内容
鉴于现有技术中存在的问题,本发明的目的在于提供一种核电站检修时一回路内碘的净化方法,以解决现有方案在一回路大修时由于碘处理过程效率低下而导致的大修工期较长的问题。
为达此目的,本发明采用以下技术方案:
本发明提供了一种核电站检修时一回路内碘的净化方法,所述核电站检修时一回路内碘的净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;
所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;
所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通。
本发明提供的净化方法,通过对核反应堆的一回路冷却系统配置特定的过氧化氢给入系统,实现了对一回路冷却系统内碘的高效处理,将单质形态的碘-131可被氧化为碘酸根离子(IO3-)后,被化学容积控制系统除盐床净化去除,同时避免了采用氢氧化锂除碘时还需要进行的除锂过程;进一步地,在机组一回路氧化运行完成后,停运主泵会使一回路压力降低,会引起破损的燃料包壳内放射性裂变产物的再次释放,碘-131可能会突然升高,此时一回路仍处于酸性氧化性环境,单质碘仍会被氧化为碘酸根离子(IO3-)而被化学和容积控制系统除盐床去除,即本申请还可以避免碘的二次污染问题。
本发明中,化学容积控制单元内设置的过氧化氢给入设备,在于将过氧化氢送入一回路单元内,优选地该给入设备设置于送入一回路单元内液相的进口处。
作为本发明优选的技术方案,所述过氧化氢给入设备配套设置有溶氧检测设备。
本发明中,所述溶解氧检测设备可以和一回路取样系统中共用,也可以是单独配置一个。
本发明中,过氧化氢给入设备给入的过氧化氢溶液浓度可以通过人工检测控制,也可以采用其他本领域中可以实现浓度检测的手段进行控制。
作为本发明优选的技术方案,所述化学溶剂控制单元内设置有阳离子交换树脂床和混合树脂床。
本发明中,阳离子交换树脂床内的树脂可以是本领域中常用的化学与容器控制系统或废液系统中所用的凝胶型阳离子树脂(H+)(核级)等。如GRAVEX的GR-2-16NG(H)AGR216NG10树脂。
本发明中,混合树脂床可以是本领域中常用的化学与容器控制系统所用的凝胶型混床树脂(7Li+/OH-)(核级)等。如GRAVEX的GR-4-7NG(Li/H)AGR407NG71树脂。
作为本发明优选的技术方案,所述一回路单元的冷却液管路出口依次与混合树脂床、阳离子交换树脂床相连通。
作为本发明优选的技术方案,所述内的溶解氢≤50cc/kg,例如可以是50cc/kg、48cc/kg、46cc/kg、44cc/kg、42cc/kg、40cc/kg、38cc/kg、36cc/kg、34cc/kg、32cc/kg、30cc/kg、28cc/kg、26cc/kg、24cc/kg、22cc/kg、20cc/kg、18cc/kg、16cc/kg、14cc/kg、12cc/kg或10cc/kg等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元内充满液体。
本发明中,一回路单元内充满液体为补充一定浓度的含硼水,水溶液中硼的浓度可以依据现有技术进行合理选择即可。
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元内冷却剂主泵的运行速度≥主泵最大转速的50%,例如可以是可以是主泵最大转速的50%、主泵最大转速的55%、主泵最大转速的60%、主泵最大转速的65%、主泵最大转速的70%、主泵最大转速的75%、主泵最大转速的80%、主泵最大转速的85%或主泵最大转速的90%等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元的工作温度为60-82℃,例如可以是60℃、61℃、62℃、63℃、64℃、65℃、66℃、67℃、68℃、69℃、70℃、71℃、72℃、73℃、74℃、75℃、76℃、77℃、78℃、79℃、80℃、81℃或82℃等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
本发明中,所述一回路单元内稳压器的温度也控制在60-82℃内,例如可以是60℃、61℃、62℃、63℃、64℃、65℃、66℃、67℃、68℃、69℃、70℃、71℃、72℃、73℃、74℃、75℃、76℃、77℃、78℃、79℃、80℃、81℃或82℃等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。进一步地,稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂稳态运行时,将一回路维持在恒定压力下;在瞬态时,将压力变化限制在允许值内;在事故时,防止一回路系统超压,维护一回路完整性。
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元疏水箱内的氢气浓度≤2%,例如可以是2%、1.9%、1.8%、1.7%、1.6%、1.5%、1.4%、1.3%、1.2%、1.1%、1%、0.9%、0.8%、0.7%、0.6%、0.5%、0.4%、0.3%、0.2%或0.1%等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
优选地,所述过氧化氢通入前,所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床串联运行。
作为本发明优选的技术方案,所述净化处理过程中一回路内过氧化氢的浓度为2-10ppm,例如可以是2ppm、2.2ppm、2.4ppm、2.6ppm、2.8ppm、3ppm、3.2ppm、3.4ppm、3.6ppm、3.8ppm、4ppm、4.2ppm、4.4ppm、4.6ppm、4.8ppm、5ppm、5.2ppm、5.4ppm、5.6ppm、5.8ppm、6ppm、6.2ppm、6.4ppm、6.6ppm、6.8ppm、7ppm、7.2ppm、7.4ppm、7.6ppm、7.8ppm、8ppm、8.2ppm、8.4ppm、8.6ppm、8.8ppm、9ppm、9.2ppm、9.4ppm、9.6ppm、9.8ppm或10ppm等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
本发明中,一回路内液相中过氧化氢的浓度可以是本发明所规定范围内的一个定值,也可以是该范围内的一个小范围内波动,如3-4ppm,5-8ppm,6-7ppm,8-10ppm,2-5ppm等。
作为本发明优选的技术方案,所述净化处理过程中一回路内液相中溶解氧的浓度≥2ppm,例如可以是2ppm、3ppm、4ppm、5ppm、6ppm、7ppm、8ppm、9ppm或10ppm等,但不限于所列举的数值,该范围内其它未列举的数值同样适用。
作为本发明优选的技术方案,所述净化处理中一回路单元内含过氧化氢液相进入所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床。
作为本发明优选的技术方案,经过所述阳离子交换树脂床处理后的液相返回所述一回路单元。
作为本发明优选的技术方案,所述核电站检修时一回路内碘的净化方法包括采用净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;
所述净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通;所述过氧化氢给入设备配套设置有溶氧检测设备;所述化学溶剂控制单元内设置有阳离子交换树脂床和混合树脂床;所述一回路单元的冷却液管路出口依次与混合树脂床、阳离子交换树脂床相连通;
所述过氧化氢通入前,所述内的溶解氢≤50cc/kg,所述一回路单元内充满液体,所述一回路单元内冷却剂主泵的运行速度≥主泵最大转速的50%,所述一回路单元的工作温度为60-82℃,所述一回路单元疏水箱内的氢气浓度≤2%,所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床串联运行;
所述净化处理过程中一回路内过氧化氢的浓度为2-10ppm,液相中溶解氧的浓度≥2ppm;
所述净化处理中一回路单元内含过氧化氢液相进入所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床,经过所述阳离子交换树脂床处理后的液相返回所述一回路单元。
本发明中,所涉及一回路单元为反应堆冷却剂系统,分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。冷却剂系统由反应堆冷却剂泵、反应堆和蒸汽发生器及相应的管道组成,在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出,并通过蒸汽发生器传给二回路工质,产生蒸汽,驱动汽轮发电机发电。同时主冷却剂系统在高温、高压下工作,其设备和管道构成压力边界,它是防止放射性外漏的重要屏障。
本发明中,化学容积控制系统为当反应堆按规定的速率升温,降温或改变功率时,化容系统能维持主系统合适的水装量。它承担堆从冷到热态零功率启动过程中的最大升温速率和从热态零功率到冷停堆过程中最大降温速率所引起的水容积的变化。它还可以在一般主系统的泄漏事故时提供足够的补给水。主要功能为:(1)用以调节硼溶液的浓度,以控制堆的反应性;(2)用以净化反应堆冷却剂以保持要求的水质;(3)可以部分地起一回路水容积控制和维持一回路系统稳压器的水位;(4)当采用轴封式主冷却剂泵时,该系统还向轴封注水;(5)根据设计要求该系统的上充泵还可兼作高压安全注射泵,紧急向主系统注入硼水。但在近期的设计中,上充泵和高压安全注射泵其功能是互相独立的,上充泵不再兼作高压安全注射泵的功能。
与现有技术方案相比,本发明具有以下有益效果:
本发明提供的净化装置,通过采用过氧化氢作为处理试剂,可以实现一回路单元内碘及溶解一回路单元内壁上的腐蚀产物,通过净化去除,减小大修人员照射剂量的,即通过一个工艺达到了现有技术中需要分两步进行处理(氢氧化锂除碘+氧化去腐蚀产物)的效果,显著的缩短了大修的时间,提升了核电站的运行效率。
具体实施方式
为更好地说明本发明,便于理解本发明的技术方案,本发明的典型但非限制性的实施例如下:
实施例1
本实施例提供一种核电站检修时一回路内碘的净化方法,采用净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;
所述净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;
所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;
所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通。
所述过氧化氢给入设备配套设置有溶氧检测设备,以实现一回路单元内液相内过氧化氢浓度和溶氧的检测,以保证净化过程可以顺利的进行。
所述化学溶剂控制单元内设置有阳离子交换树脂床和混合树脂床;所述一回路单元的冷却液管路出口依次与混合树脂床、阳离子交换树脂床相连通。
本实施例阳离子交换树脂床内的树脂可以是凝胶型阳离子树脂(H+)(核级),为苯乙烯和二乙烯基苯的氢型磺化共聚物,官能团为磺酸基,为GRAVEX的GR-2-16NG(H)AGR216NG10树脂;
本实施例混合树脂床可以是凝胶型混床树脂(7Li+/OH-)(核级),为磺酸基阳离子交换树脂和季胺基阴离子交换树脂,为GRAVEX的GR-4-7NG(Li/H)AGR407NG71树脂;
具体净化过程如下:
所述过氧化氢通入前,确保所述内的溶解氢≤50cc/kg,所述一回路单元内充满液体,所述一回路单元内冷却剂主泵的运行速度为主泵最大转速的50%,所述一回路单元的工作温度为70℃,所述一回路单元疏水箱内的氢气浓度≤2%且所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床可以串联运行,之后利用核电站检修时一回路内碘的净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;
在净化处理过程中确保一回路单元内液相中过氧化氢的浓度为6ppm,液相中溶解氧的浓度为4ppm;
所述净化处理中一回路单元内的含过氧化氢液相经一回路内管道依次进入所述化学溶剂控制单元内的混合树脂床和阳离子交换树脂床,经过所述阳离子交换树脂床处理后的液相返回所述一回路单元进行再次循环处理。净化过程中,同步检测一回路冷却剂中核素,直至碘-131降至目标值以下。
通过上述过程可知,本发明提供的净化装置,通过对核反应堆的一回路冷却系统配置特定的过氧化氢给入系统,实现了对一回路冷却系统内外溢的碘高效的处理,将单质形态的碘-131可被氧化为碘酸根离子(IO3-)后,被化学容积控制系统除盐床净化去除,同时避免了采用氢氧化锂除碘时还需要进行的除锂过程;进一步地,在机组一回路氧化运行完成后,停运主泵会使一回路压力降低,会引起破损的燃料包壳内放射性裂变产物的再次释放,碘-131可能会突然升高,此时一回路仍处于酸性氧化性环境,单质碘仍会被氧化为碘酸根离子(IO3-)而被化学和容积控制系统除盐床去除,即本申请还可以避免碘的二次污染问题。
声明,本发明通过上述实施例来说明本发明的详细结构特征,但本发明并不局限于上述详细结构特征,即不意味着本发明必须依赖上述详细结构特征才能实施。所属技术领域的技术人员应该明了,对本发明的任何改进,对本发明所选用部件的等效替换以及辅助部件的增加、具体方式的选择等,均落在本发明的保护范围和公开范围之内。
以上详细描述了本发明的优选实施方式,但是,本发明并不限于上述实施方式中的具体细节,在本发明的技术构思范围内,可以对本发明的技术方案进行多种简单变型,这些简单变型均属于本发明的保护范围。
另外需要说明的是,在上述具体实施方式中所描述的各个具体技术特征,在不矛盾的情况下,可以通过任何合适的方式进行组合,为了避免不必要的重复,本发明对各种可能的组合方式不再另行说明。
此外,本发明的各种不同的实施方式之间也可以进行任意组合,只要其不违背本发明的思想,其同样应当视为本发明所公开的内容。

Claims (10)

1.一种核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述净化方法包括:采用净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;
所述净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通。
2.如权利要求1所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述过氧化氢给入设备配套设置有溶氧检测设备。
3.如权利要求1或2所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述化学溶剂控制单元内设置有阳离子交换树脂床和混合树脂床。
4.如权利要求3所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述一回路单元的冷却液管路出口依次与混合树脂床、阳离子交换树脂床相连通。
5.如权利要求1-4任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述过氧化氢通入前,所述内的溶解氢≤50cc/kg;
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元内充满液体;
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元内冷却剂主泵的运行速度≥主泵最大转速的50%;
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元的工作温度为60-82℃;
优选地,所述过氧化氢通入前,所述一回路单元疏水箱内的氢气浓度≤2%;
优选地,所述过氧化氢通入前,所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床串联运行。
6.如权利要求1-5任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述净化处理过程中一回路内过氧化氢的浓度为2-10ppm。
7.如权利要求1-6任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述净化处理过程中一回路内液相中溶解氧的浓度≥2ppm。
8.如权利要求1-7任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述净化处理中一回路单元内含过氧化氢液相进入所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床。
9.如权利要求1-8任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,经过所述阳离子交换树脂床处理后的液相返回所述一回路单元。
10.如权利要求1-9任一项所述核电站检修时一回路内碘的净化方法,其特征在于,所述核电站检修时一回路内碘的净化方法包括采用净化装置对核电站检修时一回路单元内的碘采用过氧化氢进行净化处理;
所述净化装置包括一回路单元和化学容积控制单元,所述化学容积控制单元内设置有过氧化氢给入设备;所述过氧化氢给入设备与所述一回路单元冷却液管路相连通;所述一回路单元的冷却液管路出口和所述化学容积控制单元相连通;所述过氧化氢给入设备配套设置有溶氧检测设备;所述化学溶剂控制单元内设置有阳离子交换树脂床和混合树脂床;所述一回路单元的冷却液管路出口依次与混合树脂床、阳离子交换树脂床相连通;
所述过氧化氢通入前,所述内的溶解氢≤50cc/kg,所述一回路单元内充满液体,所述一回路单元内冷却剂主泵的运行速度≥主泵最大转速的50%,所述一回路单元的工作温度为60-82℃,所述一回路单元疏水箱内的氢气浓度≤2%,所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床串联运行;
所述净化处理过程中一回路内过氧化氢的浓度为2-10ppm,液相中溶解氧的浓度≥2ppm;
所述净化处理中一回路单元内含过氧化氢液相进入所述化学溶剂控制单元内混合树脂床和阳离子交换树脂床,经过所述阳离子交换树脂床处理后的液相返回所述一回路单元。
CN202211371376.4A 2022-11-03 2022-11-03 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法 Pending CN115565705A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211371376.4A CN115565705A (zh) 2022-11-03 2022-11-03 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211371376.4A CN115565705A (zh) 2022-11-03 2022-11-03 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN115565705A true CN115565705A (zh) 2023-01-03

Family

ID=84777824

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202211371376.4A Pending CN115565705A (zh) 2022-11-03 2022-11-03 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN115565705A (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11515051B2 (en) Nuclear power plant
WO2014048291A1 (zh) 一种能动与非能动相结合的应急停堆系统及方法
CN1328731C (zh) 紧急堆芯冷却系统
WO2014090106A1 (zh) 一种核电站高压安全注射系统
CN115565705A (zh) 一种核电站检修时一回路内碘的净化方法
US6656338B2 (en) Method and device for reducing cationic impurities and for dosing lithium in the cooling water of a light water reactor, and a cooling-water system of a light water reactor having such a device
US20180264458A1 (en) Purification method for purifying water in a spent fuel pool in a nuclear power plant
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
JP6578134B2 (ja) 水処理装置及び原子力設備
US5082618A (en) Method and device for modifying the concentration of the soluble poison contained in the cooling fluid of the primary circuit of a nuclear reactor
KR101202795B1 (ko) 재사용이 가능한 원자로 냉각재 정화탈염장치 및 상기 정화탈염장치를 이용한 정화탈염방법
US9115010B2 (en) Demineralizer of primary coolant system in pressurized-water reactor power plant and method for purifying primary cooling water in pressurized-water reactor power plant
CN104925992A (zh) 一种发电机内冷水系统的防腐方法
JP2009300163A (ja) 加圧水型原子力発電所の一次冷却系の脱塩装置およびホウ酸形陰イオン交換樹脂の調製方法ならびに一次冷却水の浄化方法
CN218834543U (zh) 一种核电机组离线硼饱和系统
EP3075712A1 (en) Condensate demineralization apparatus and condensate demineralization method
JPS6324479Y2 (zh)
US12033766B2 (en) Method for conditioning ion exchange resins and apparatus for carrying out the method
JP2018084590A (ja) 原子力発電使用済み燃料プール水の浄化法及び装置並びに使用済み燃料プール水の処理方法及び装置
JPH03503805A (ja) 加圧水型原子炉の1次回路用補助容積制御および化学的回路
CN115608424A (zh) 一种核电机组离线硼饱和系统
CN114373564A (zh) 核电厂蒸发器排污系统污水处理方法和系统
JP2019132774A (ja) 原子力発電プラントにおける復水若しくは廃液の脱塩方法
JP2000162383A (ja) 原子力発電プラントの運転方法
JP6154989B2 (ja) 燃料プールにおける冷却水の処理装置

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