一种放射性含硼废液浓缩装置

    公开(公告)号:CN111312423A

    公开(公告)日:2020-06-19

    申请号:CN202010102311.4

    申请日:2020-02-19

    Abstract: 本发明公开了一种放射性含硼废液浓缩装置,包括罐体,还包括设置在罐体内的搅拌桨叶及加热装置,所述加热装置为盘管,还包括用于为盘管导入吸热介质和放热介质的介质输入管,所述介质输入管的输出端与盘管的入口端相接,还包括三通管,所述介质输入管与三通管的其中一个管口相接;还包括截断阀,所述截断阀与三通管另外两个管口中的任意一个相接;还包括测温装置,所述测温装置用于测量待引入介质输入管的吸热介质的温度。本浓缩装置的结构设计可有效提升对含硼废液的蒸发深度,实现进一步浓缩含硼废液,方便后续对浓缩后含硼废液进行暂存、处理等。

    一种燃料组件离线检漏方法

    公开(公告)号:CN103021485B

    公开(公告)日:2015-11-25

    申请号:CN201110285267.6

    申请日:2011-09-23

    Abstract: 本发明属于检漏方法,具体涉及一种燃料组件离线检漏方法。它包括:步骤一:将燃料组件置于密闭水循环回路中;步骤二:加压、减压;步骤三:加热并正、反冲;步骤四:加热保温;步骤五:降温并进行树脂吸附;步骤六:通入氦气;步骤七:检测。本发明的显著效果是:通过加压、减压、正反冲及加热过程保证了燃料组件中的放射性核素充分释放。通过树脂吸附释放出的固体放射性核素,通过活性炭吸附液态状态的Kr-85,因此收集齐了固态和气态的放射性核素,检测全面,检测结果准确,更重要的是能够在不脱水的情况下检测燃料组件中小的破损。

    堆芯卸料工具
    88.
    发明授权

    公开(公告)号:CN102117668B

    公开(公告)日:2014-08-27

    申请号:CN200910216999.2

    申请日:2009-12-31

    Abstract: 本发明属于一种卸料工具,具体涉及一种用于核反应堆的堆芯卸料工具。该工具包括旋转控制组件、传动副组件、抓头组件和底板;通过旋转控制组件的旋转带动传动副组件的垂直运动,使与传动副组件相连的抓头组件在底板内的水平运动,抓头组件的滑板加紧底板缺口内的堆芯组件,提升整个工具,使堆芯组件的下管座脱离栅格板,达到能顺利出堆的目的。本堆芯卸料工具通过抓取燃料组件下管座,不会损坏燃料芯体段,可以保证组件结构完整。

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