反应堆压力容器及三环路反应堆结构

    公开(公告)号:CN118072987A

    公开(公告)日:2024-05-24

    申请号:CN202410193043.X

    申请日:2024-02-20

    IPC分类号: G21C13/036 G21C13/10

    摘要: 本发明公开了一种反应堆压力容器及三环路反应堆结构,反应堆压力容器包括压力容器本体、设置在压力容器本体上的至少一个直接注入接管;压力容器本体上设有进口接管和出口接管,直接注入接管非对称布置于进口接管和出口接管之间,并且直接注入接管的中心轴线处于进口接管和出口接管的中心轴线的下方。本发明中,在压力容器本体上设置直接注入接管,用于安注冷却剂能够直接注入反应堆内部,避免通过主管道的注入且因主管道破口而使得部分安注冷却剂损失;在主管道冷管段发生破口事件时,有效降低直接注入接管中安注冷却剂被主管道冷管段破口流体夹带旁通的风险,确保安注冷却剂流量满足反应堆安全注入要求。

    核电厂放射性有机废物处理装置和方法

    公开(公告)号:CN107958716A

    公开(公告)日:2018-04-24

    申请号:CN201711142477.3

    申请日:2017-11-17

    IPC分类号: G21F9/06 G21F9/16

    CPC分类号: G21F9/06 G21F9/165

    摘要: 本发明公开了一种核电厂放射性有机废物处理装置,其包括反应器;有机废物进料系统,通过进料管线与反应器连接;氧化剂供给系统,通过氧化剂供给管线与反应器连接;除盐水供给系统,通过除盐水供给管线与反应器连接;以及换热器和加热器,串联设置在除盐水供给系统与反应器之间的除盐水供给管线上。相对于现有技术,本发明核电厂放射性有机废物处理装置采用超临界水氧化技术对有机废物进行无机化处理,使放射性核素转化为无机盐滞留在固体残渣中,最终达到废物体积的最大减容,而且本装置工艺简单、操作方便、对环境友好,具有广阔的市场应用前景。此外,本发明还提供了一种核电厂放射性有机废物处理方法。

    核电站蒸发装置的综合性能验证方法

    公开(公告)号:CN105510067A

    公开(公告)日:2016-04-20

    申请号:CN201510863298.3

    申请日:2015-12-01

    IPC分类号: G01M99/00

    CPC分类号: G01M99/005

    摘要: 本发明提供了一种核电站蒸发装置的综合性能验证方法,其包括以下步骤:在蒸发装置的蒸馏液排出管线上增设连接回蒸发装置进料管线的蒸馏液复用支管,并配制合适浓度的含硼试验料液;开启蒸发装置,将硼浓度不低于寿期初反应堆堆芯最大硼浓度的试验料液做为进料液,试验过程中,蒸馏液不对外排放而返回至进料管线做为进料液进行复用,使得进料液中的硼浓度持续下降,从而模拟出核电站全寿期排出的不同硼浓度废液的蒸发分离去污过程,以蒸馏液和浓缩液中硼浓度达到目标值做为试验合格的验收指标。与现有技术相比,本发明模拟出了核电站全寿期范围内含硼放射性废液的分离去污需求,因此试验合格的蒸发装置能够在核电站里长期稳定地运行。