CN201662998U - 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置 - Google Patents

压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置 Download PDF

Info

Publication number
CN201662998U
CN201662998U CN 201020157362 CN201020157362U CN201662998U CN 201662998 U CN201662998 U CN 201662998U CN 201020157362 CN201020157362 CN 201020157362 CN 201020157362 U CN201020157362 U CN 201020157362U CN 201662998 U CN201662998 U CN 201662998U
Authority
CN
China
Prior art keywords
retardation
bed
input end
waste gas
output terminal
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.)
Expired - Fee Related
Application number
CN 201020157362
Other languages
English (en)
Inventor
梁袁平
崔鹏
翁明辉
陈斌
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.)
JIANGSU BAOCHEN PURIFICATION EQUIPMENT CO Ltd
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
JIANGSU BAOCHEN PURIFICATION EQUIPMENT CO Ltd
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute 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 JIANGSU BAOCHEN PURIFICATION EQUIPMENT CO Ltd, Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical JIANGSU BAOCHEN PURIFICATION EQUIPMENT CO Ltd
Priority to CN 201020157362 priority Critical patent/CN201662998U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN201662998U publication Critical patent/CN201662998U/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Landscapes

  • Treating Waste Gases (AREA)

Abstract

一种压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是它主要由缓冲罐(1)、预过滤器(2)、干燥器(3)、加热器(4)、填装有活性炭的保护床(5)和至少两个串接的延滞床(6,7)组成,缓冲罐(1)的进气端通过管道与收集废气的槽箱的输出端相连,缓冲罐(1)的输出端与预过滤器(2)的输入端相连,预过滤器(2)的输出端与干燥器(3)的输入端相连,干燥器(3)的输出端与加热器(4)的输入端相连,加热器(4)的输出端与保护床(5)的输入端相连,保护床(5)的输出端与延滞床(6)的输入端相连,延滞床(7)的输出端通过管道与高效粒子过滤器(8)的输入端相连,高效粒子过滤器(8)的输出端与厂房通风***(9)对应的输入端相连。本实用新型结构简单,节地、节能、运行和维护成本低,安全可靠。

Description

压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置
技术领域
本实用新型涉及一种核电站设备,尤其是一种核电站废气处理设备,具体地说是一种压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置。
背景技术
众所周知,我国核电事业已走过20多年的发展历程,目前,进入商业化运行的核电站主要有:秦山一期、二期、三期,大亚湾、岭澳一期、二期和田湾核电站,其核电总量占全国总发电量的1.9%,而全球平均核电已占总发电量的16%,其中美国、日本、法国核电比例分别达到20%、30%、80%。我国核电与世界平均水平相比还有很大差距。
发展核电是满足我国电力需求、优化能源结构、保障能源安全,促进经济持续发展的重大战略举措;是减少环境污染,实现经济和生态环境协调发展的有效途径;是促进核工业发展,保持和提高国家核威慑能力的主要手段;是促进装备制造业产业升级的重要措施;发展核电符合世界能源利用的趋势。
我国计划到2020年核电要投产运行8000万千瓦,届时我国的核电将占总发电量的4%,目前已批准建设的核电有28个机组。
然而,核电厂产生的大量放射性废物的安全处理是发展核电的关键技术之一。其中的高放废气就是直接影响大气安全的因素之一。
高放废气主要由氢气、氮气及裂变气体氪、氙组成。这些裂变气体放射剂量很高,比活度可达108~109Bq/t,约占堆水总比活度的85%以上。如果对这些高放射性气体不进行处理或处理不当,被人体吸入将会形成内照射,严重威胁人身健康,因此,这些高放废气在排入大气之前,必须进行处理,使其放射性水平低于环境排放允许值。
目前,国内外对高放废气的处理均遵循“合理可行尽量低”的原则。处理的基本方法是让废气中的放射性核素,在设定时间内进行自然衰变,使放射性剂量降低到允许排放值。其方法归纳起来主要有:加压贮存处理,常温活性炭延滞处理。
1)加压贮存处理
加压贮存处理是压水堆核电站中最早采用的处理工艺。其方法是将各槽箱排出的高放废气,用压缩机加压到0.7-0.8MPa。贮存在多个废气衰变箱内,贮存40-60天,使衰变箱内气体的放射性剂量降低到排放标准后,再通过高效粒子过滤器(HEPA有控制的排入厂房排风管道稀释后排入大气。
加压贮存处理优点是:工艺成熟,流程简单。缺点是:处理容量大;高压贮罐有泄漏危险;压缩机运行维护复杂;能源消耗大,运行成本高。我国的秦山核电厂和大亚湾核电厂,我国援建的巴基斯坦恰希玛核电站等都采用加压贮存处理方法。国外早期的核电站也大都采用这种处理方法。
2)常温活性碳延滞处理
常温活性炭延滞处理是高放废气处理的一项新技术,即利用活性炭在一定条件下能进行有选择吸附的特点,使放射性气体流经活性炭时,其放射性核素被吸附滞留在活性炭上,而大量非放射性的氢、氮气体,则穿过炭层流出,从而降低废气的放射性水平并使处理***大大简化。
与加压贮存处理方法相比常温延滞处理的主要优点是:只对废气中大量的放射性气体进行处理,处理容量大大减少;没有压缩机,使***更简化,运行更可靠,维修更方便;能源消耗低;,总投资和运行费用降低;同时由于以延滞床代替高压大容量的衰变箱,大大减少了泄漏造成工作环境的污染。因此开发一种适用于活性炭成套处理装置是降低核电站高放废气处理成本的关键。
发明内容
本实用新型的目的是针现有的核电站高放废气加压处理装置投资大、占地多、维护难度大、运行成本高且有放射性气体泄漏危险的缺点,设计一种基于活性炭吸附技术的压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置。
本实用新型的技术方案是:
一种压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是它主要由缓冲罐1、预过滤器2、干燥器3、加热器4、保护床5和至少两个串接的延滞床6,7组成,保护床5和延滞床6,7中均填装有活性炭,缓冲罐1的进气端通过管道与收集废气的槽箱的输出端相连,缓冲罐1的输出端与预过滤器2的输入端相连,预过滤器2的输出端与干燥器3的输入端相连,干燥器3的输出端与加热器4的输入端相连,加热器4的输出端与保护床5的输入端相连,保护床5的输出端与延滞床6的输入端相连,延滞床7的输出端通过管道与高效粒子过滤器8的输入端相连,高效粒子过滤器8的输出端与厂房通风***9对应的输入端相连。
所述的干燥器3为水冷式冷冻干燥器,它通过相应的进、出管道与冷冻水***11的输出、输入口相连。
所述的缓冲罐1、预过滤器2和干燥器3均通过各自的冷凝液排液管与废液处理***10相连。
所述的缓冲罐1的输入端、保护床5的输出端和各延滞床的输出端均通过各自的连接管道与真空取样***12对应的输入端相连。
所述的延滞床6,7由近似于W形的管状容器和罐装在容器中的活性碳组成。
本实用新型的有益效果:
本实用新型填补我国在利用活性炭处理高放废气这一领域的空白,有利赶超核电高放废气处理的国际水平,提升我国核电装备国际竞争力,保障我国核电设施长期安全有效运行,并为今后AP1000核电站在湖南桃花江、江西彭泽以及后续其他AP1000、CAP1400、CAP1700等堆型的核电机组提供满足设计要求的放射性废气处置装置奠定了基础。
本实用新型结构简单,制造方便,运行、维护成本低,安全性和可靠性高。是现有的加压高放气体处理设备的升级换代产品。
附图说明
图1是本实用新型的成套装置的组成结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本实用新型作进一步的说明。
如图1所示。
一种压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,它主要由缓冲罐1、预过滤器2、干燥器3、加热器4、保护床5和至少两个串接的延滞床6,7组成,延滞床6、7由近似于W形的大口径管状容器和罐装在容器中的活性碳组成,采用W形(也可采用S形、M形等)结构是为了延长延滞床的长度,使高放废气在延滞床中停留的时间尽可能长,以提高吸附效果,如图1所示,保护床5和延滞床6,7中均填装有活性炭,缓冲罐1的进气端通过管道与收集废气的槽箱的输出端相连,缓冲罐1的输出端与预过滤器2的输入端相连,预过滤器2的输出端与干燥器3的输入端相连,干燥器3可采用水冷式冷冻干燥器,它通过相应的进、出管道与冷冻水***11的输出、输入口相连,干燥器3的输出端与加热器4的输入端相连,加热器4的输出端与保护床5的输入端相连,保护床5的作用是万一气流中含水量超标时,可首先使保护床内的活性炭失效,这时仅需对保护床5内少量的活性炭进行活化处理,可降低运行成本,从而起到对延滞床保护的作用,保护床5的输出端与延滞床6的输入端相连,延滞床7的输出端通过管道与高效粒子过滤器8的输入端相连,高效粒子过滤器8的输出端与厂房通风***9对应的输入端相连。为了实时了解废气中放射性颗粒的放射情况,本实用新型还设置了一个真空取样***12,真空取样***12通过连接管道与对应的缓冲罐1的输入端、保护床5的输出端和各延滞床的输出端相连。
本实用新型保护床5和延滞床6、7中使用的活性炭的技术指标如下表所示。
本实用新型的工作原理是:
由各槽箱来的废气在缓冲罐1内混合、经预过滤器2去除杂物进入干燥器3进行冷却除湿后进入加热器4加热以降低气流的相对湿度,然后经保护床5进入延滞床6、7。由于延滞床中活性炭选择吸附的作用,使气体流中非放射性的氢、氮气体穿过炭层流出,而放射性气体氪氙被吸附在延滞床上滞留一段时间,使放射水平衰变到符合排放水平,经HEPA过滤器8过滤后有控制的排入厂房通风***9中进行排放。
本实用新型未涉及部分如各处理罐、床所使用的材料、电气控制部分等均与现有技术相同或可采用现有技术加以实现。

Claims (5)

1.一种压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是它主要由缓冲罐(1)、预过滤器(2)、干燥器(3)、加热器(4)、保护床(5)和至少两个串接的延滞床(6,7)组成,保护床(5)和延滞床(6,7)中均填装有专用延滞活性炭,缓冲罐(1)的进气端通过管道与收集废气的槽箱的输出端相连,缓冲罐(1)的输出端与预过滤器(2)的输入端相连,预过滤器(2)的输出端与干燥器(3)的输入端相连,干燥器(3)的输出端与加热器(4)的输入端相连,加热器(4)的输出端与保护床(5)的输入端相连,保护床(5)的输出端与延滞床(6)的输入端相连,延滞床(7)的输出端通过管道与高效粒子过滤器(8)的输入端相连,高效粒子过滤器(8)的输出端与厂房通风***(9)对应的输入端相连。
2.根据权利要求1所述的压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是所述的干燥器(3)为水冷式冷冻干燥器,它通过相应的进、出管道与冷冻水***(11)的输出、输入口相连。
3.根据权利要求1所述的压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是所述的缓冲罐(1)、预过滤器(2)和干燥器(3)均通过各自的冷凝液排液管与废液处理***(10)相连。
4.根据权利要求1所述的压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是所述的缓冲罐(1)的输入端、保护床(5)的输出端和各延滞床的输出端均通过各自的连接管道与真空取样***(12)对应的输入端相连。
5.根据权利要求1所述的压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置,其特征是所述的延滞床(6,7)由近似于W形的管状容器和罐装在容器中的活性碳组成。
CN 201020157362 2010-04-12 2010-04-12 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置 Expired - Fee Related CN201662998U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN 201020157362 CN201662998U (zh) 2010-04-12 2010-04-12 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN 201020157362 CN201662998U (zh) 2010-04-12 2010-04-12 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN201662998U true CN201662998U (zh) 2010-12-01

Family

ID=43233417

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN 201020157362 Expired - Fee Related CN201662998U (zh) 2010-04-12 2010-04-12 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN201662998U (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101814326A (zh) * 2010-04-12 2010-08-25 江苏宝宸净化设备有限公司 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101814326A (zh) * 2010-04-12 2010-08-25 江苏宝宸净化设备有限公司 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101814326A (zh) 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置
CN103871489B (zh) 地下核电站非能动过滤排放***
CN202855316U (zh) 压水堆核电厂安全壳冷却***
CN102254577B (zh) 液态金属钠热工水力实验回路***及其使用方法
CN103474121B (zh) 核电站放射性废气处理***
CN102969037B (zh) 核电站放射性废气处理***
CN101847456A (zh) 核电站废气处理方法及其处理装置
CN104409112B (zh) 安全壳再循环***
CN203839051U (zh) 地下核电站非能动过滤排放***
CN108062984B (zh) 安全壳卸压过滤排放综合性***
CN110444309B (zh) 一种核设施放射性工艺废气处理***
CN203456108U (zh) 核电站放射性废气处理***
WO2020248530A1 (zh) 核电厂安全壳过滤排放***及方法
CN102479564A (zh) 新型核电站高放废气常温延滞处理成套装置
CN201662998U (zh) 压水堆核电站高放废气常温延滞处理成套装置
CN203366752U (zh) 非能动压水堆降压***
CN204229846U (zh) 一种用于小型钢制安全壳的消氢***
CN105654997A (zh) 一种聚变堆热室清洗废气氧化分离净化再生利用方法及装置
RU2408097C1 (ru) Устройство для очистки межоболочечного пространства
CN205177419U (zh) 一种使用乏燃料的池式常压供热堆的废气处理***
CN205288393U (zh) 一种高分子提铀材料合成与提铀的装置
CN204891548U (zh) 一种n-甲基苯胺真空尾气回收利用装置
CN112473340A (zh) 核电厂安全壳过滤排放***
CN209607429U (zh) 海上浮动核电平台的放射性废气处理***
CN205900106U (zh) 一种非能动高位重力注水装置

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20101201

Termination date: 20190412

CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee