用于处理核电厂低放废液的热泵蒸发系统和热泵蒸发方法

    公开(公告)号:CN106348368A

    公开(公告)日:2017-01-25

    申请号:CN201510419964.4

    申请日:2015-07-16

    Abstract: 本发明公开了一种用于处理核电厂低放废液的热泵蒸发系统和热泵蒸发方法。所述热泵蒸发系统包括蒸发塔塔釜循环回路、蒸汽处置管路和蒸发塔热交换器;蒸汽处置管路与蒸发塔的蒸汽出口连接,并设有对蒸汽进行加压的蒸汽压缩机;蒸发塔热交换器连接在蒸汽处置管路和蒸发塔塔釜循环回路之间,利用蒸汽处置管路中的加压蒸汽对蒸发塔塔釜循环回路中的废液进行加热。热泵蒸发方法是利用上述系统对废液进行处理的方法。与现有技术相比,本发明用于处理核电厂低放废液的热泵蒸发系统和热泵蒸发方法显著降低了系统能耗,同时显著提升了盐分和放射性核素的分离效率,因此具有很高的经济效益和使用前景。

    核电厂放射性流体废物在线取样装置和方法

    公开(公告)号:CN105547746A

    公开(公告)日:2016-05-04

    申请号:CN201510925377.2

    申请日:2015-12-14

    CPC classification number: G01N1/10 G01N2001/1031

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂放射性流体废物在线取样装置,其包括:密封连接于流体管道上的取样部,取样部设有收容空间和与收容空间导通的样品排放口;密封收容于收容空间中的活动杆,活动杆设有凹形取样空间,并可在排样位置和取样位置之间往复运动;以及密封安装于取样部上的驱动装置,驱动装置驱动活动杆在收容空间中在排样位置和取样位置之间往复运动;其中,活动杆位于取样位置时,活动杆进入流体管道,流体样品进入凹形取样空间;活动杆位于排样位置时,凹形取样空间与样品排放口对应,凹形取样空间携带的流体样品自样品排放口流入密封连接在样品排放口上的屏蔽取样瓶中。此外,本发明还公开了一种核电厂放射性流体废物在线取样方法。

    核电站低中放水平放射性过滤器滤芯处理方法及系统

    公开(公告)号:CN105355252A

    公开(公告)日:2016-02-24

    申请号:CN201510647008.1

    申请日:2015-10-09

    CPC classification number: G21F9/30 G21F9/36

    Abstract: 本发明公开了一种核电站低中放水平放射性过滤器滤芯处理方法及系统,解决了现有技术中滤芯处理后废物包体积大且处理成本高的技术问题,所述滤芯处理方法包括:S1、将更换下的过滤器滤芯转运至暂存间暂存疏水;S2、将疏水完毕的过滤器滤芯装填到暂存钢桶,并通过屏蔽转运容器将暂存钢桶转运至废物处理厂房;S3、通过超级压缩机将暂存钢桶压缩成桶饼;S4、测量桶饼的高度和放射性剂量,并基于测量值将桶饼优化装填到屏蔽包装容器中;S5、对屏蔽包装容器进行灌浆固定和封盖处理;S6、对屏蔽包装容器进行养护和放射性检测;S7、将屏蔽包装容器送入暂存库暂存。实现了对滤芯进行高效减容,减少废物包体积,降低废物处置成本的技术效果。

    核电站放射性废气处理系统

    公开(公告)号:CN102969037B

    公开(公告)日:2016-01-13

    申请号:CN201210532029.5

    申请日:2012-12-11

    Abstract: 本发明公开了一种核电站放射性废气处理系统,其对上游各系统容器进行循环吹扫,并利用氢氧复合器降低吹扫废气中的氢气含量,再采用衰变箱处理上游各系统容器所产生的过量废气中的放射性物质。与现有技术相比,本发明核电站放射性废气处理系统通过将氢氧复合工艺与衰变箱加压衰变工艺组合使用的方式,将废气经处理后进行循环复用,有效避免了现有工艺中存在的问题,提高了系统的安全性和可用性。

    一种核电站低中水平放射性活性炭处理方法

    公开(公告)号:CN104064239A

    公开(公告)日:2014-09-24

    申请号:CN201410334521.0

    申请日:2014-07-14

    Abstract: 本发明公开了一种核电站低中水平放射性活性炭处理方法,其包括以下步骤:1)收集低中水平放射性活性炭,并将其转运至活性炭计量罐中;2)对活性炭计量罐中的活性炭进行脱水;3)将脱水后的活性炭排入废物桶中;4)对装有活性炭的废物桶进行灌浆固定并封盖;5)养护及暂存固定有活性炭的废物桶。与现有技术相比,本发明核电站低中水平放射性活性炭处理方法采用脱水、计量、装桶、灌浆固定的工艺对活性炭进行处理,有效解决了现有技术中存在的固化体放射性水平分布不均匀、安全风险大、运行成本高等问题。

    核设施放射性湿固体废物处理方法

    公开(公告)号:CN103985426A

    公开(公告)日:2014-08-13

    申请号:CN201410206686.X

    申请日:2014-05-15

    Abstract: 本发明公开了一种核设施放射性湿固体废物处理方法,其包括以下步骤:1)将待处理的放射性湿固体废物直接装填进HDPE-HIC容器中;2)对装有湿固体废物的HDPE-HIC容器进行脱水,直至容器中的游离水含量满足低中水平放射性固体废物的浅地层处置要求;3)将脱水后的HDPE-HIC容器封盖,并转运至废物暂存设施进行暂存处理。与现有技术相比,本发明核设施放射性湿固体废物处理方法通过将湿固体废物直接装填进HDPE-HIC容器进行脱水的方式,减小了废物的体积,不仅有利于最终废物最小化,而且提高了废物处理的安全性。

    乏燃料贮罐贮存和回取方法

    公开(公告)号:CN112562876B

    公开(公告)日:2024-07-26

    申请号:CN202011436811.8

    申请日:2020-12-11

    Abstract: 本发明公开了一种乏燃料贮罐贮存和回取方法,其包括以下步骤:S1:设定基准定位标识,基准定位标识包括卧式混凝土模块标识、转运托架标识、液压缸标识,以及地面中心线标识;S2:转运托架初始就位对中;S3:转运容器初始水平面对中;S4:转运容器初始竖直面对中;S5:转运容器首次水平面精确对中;S6:转运容器首次竖直面精确对中;S7:转运容器推入卧式混凝土模块门洞接触台阶面;S8:转运容器最终水平面精确对中;S9:转运容器最终竖直面精确对中;S10:转运托架液压缸水平面对中;S11:转运托架液压缸竖直面对中复核;S12:乏燃料贮罐推入卧式混凝土模块内部;以及S13:补偿弯曲量并回收液压缸。

    特种场景的多传感器动态加权融合的点云地图构建方法

    公开(公告)号:CN112950781B

    公开(公告)日:2023-04-25

    申请号:CN202110296526.9

    申请日:2021-03-19

    Abstract: 本发明提出了一种对最大后验概率目标函数中各传感器约束项进行动态加权以提高轨迹精度的方法,用于构建包含室外环境、室内环境和信号屏蔽区域的特种场景点云地图。在GNSS覆盖下,以载体位置与卫星定位的欧氏距离最小化为目标构造卫星定位约束,并根据激光里程计与GNSS精度因子调整其权重来减小卫星定位误差对点云地图的影响;在GNSS盲区下,以载体姿态与惯性测量数据构成的预期重力方向与实际重力方向的夹角最小化为目标构造姿态约束,并根据载体加速度大小调整其权重,解决由于缺乏全局位置观测导致点云地图高程累积误差大的问题。以激光里程计为基础,使用位姿图优化方法整合所述约束并求解载体位姿,拼接关键帧点云以准确生成所述特种场景点云地图。

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