一种核电厂废液处理装置的性能验证方法

    公开(公告)号:CN112881594A

    公开(公告)日:2021-06-01

    申请号:CN202011287277.9

    申请日:2020-11-17

    IPC分类号: G01N33/00 G21F9/08

    摘要: 本发明提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法,包括:进行正交试验设计,配制预设硼浓度的料液,并填充到装置内;开启热泵蒸发装置,将蒸发塔流出的蒸馏液返回蒸发塔,待二次蒸汽形成的蒸馏液达到预设排放要求后,将其排出暂存;待浓缩液达到预设排放要求时,将其排出暂存,将排出的蒸馏液和浓缩液混合、循环使用;并定期对蒸馏液和浓缩液取样测定硼浓度;然后进行不同浓度进料液试验,同步进行放射性废液热泵蒸发系统的蒸发分离去污性能、节能效果、最优设计参数及运行稳定性的全面测试。本发明所述的验证方法能降低料液浪费及设备成本,同时缩短首次浓缩时间,同步进行多方面测试,试验效率更高。

    一种核电厂废液处理装置的性能验证方法

    公开(公告)号:CN112881594B

    公开(公告)日:2023-05-26

    申请号:CN202011287277.9

    申请日:2020-11-17

    IPC分类号: G01N33/00 G21F9/08

    摘要: 本发明提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法,包括:进行正交试验设计,配制预设硼浓度的料液,并填充到装置内;开启热泵蒸发装置,将蒸发塔流出的蒸馏液返回蒸发塔,待二次蒸汽形成的蒸馏液达到预设排放要求后,将其排出暂存;待浓缩液达到预设排放要求时,将其排出暂存,将排出的蒸馏液和浓缩液混合、循环使用;并定期对蒸馏液和浓缩液取样测定硼浓度;然后进行不同浓度进料液试验,同步进行放射性废液热泵蒸发系统的蒸发分离去污性能、节能效果、最优设计参数及运行稳定性的全面测试。本发明所述的验证方法能降低料液浪费及设备成本,同时缩短首次浓缩时间,同步进行多方面测试,试验效率更高。

    放射性废液负压热泵蒸发处理系统

    公开(公告)号:CN112542260A

    公开(公告)日:2021-03-23

    申请号:CN202011224062.2

    申请日:2020-11-05

    IPC分类号: G21F9/08

    摘要: 本发明公开了放射性废液负压热泵蒸发处理系统,包括:加热蒸发单元包括:蒸汽发生器,其废液进口用于通入放射性废液,其废液出口与循环管连接,加热蒸汽出口与启机加热蒸汽进口连接;蒸发器,包括:加热室、分离室、净化室、循环管,加热室废液循环出口与分离室废液循环进口连接,分离室与净化室连接,加热室废液循环进口和分离室废液循环出口经由循环管连接,启机加热蒸汽进口与加热蒸汽出口连接;压缩机,其进口与二次蒸汽出口连接,其出口连接至压缩二次蒸汽进口。本发明中的系统启机时利用蒸汽发生器加热放射性废液产生蒸汽,经管路通入加热室管侧,直接加热放射性废液并推动料液循环,缩短了启机时间,避免了启机过程的二次污染物的产生。