不同堆型核电站放射性废气处理系统工艺流程差异

随着国家核电产业的发展,越来越多的核电厂将陆续建设,为了更好的保护环境、保护公众,判断核电厂对环境、对周围居民的影响,环境放射性监测是非常必要的。文章就核电厂环境放射性监测的目的,监测项目,监测方法等方面进行介绍。

精品文档 精品文档 一、工程概况及特点 项目名称： 建设单位： 监理单位： 设计单位： 总承包单位： 施工单位： 施工地点： 工程概况：b标段界区内300单元废气处理系统，jc-15个、jc-220个、jc-2a2 个、jc-2b1个、jc-322个、jc-48个、jc-4a1个、jc-56个、jc-61个、jc-711 个、jc-81个、jc-92个、sj-c-3811个、sj-c-3821个、sj-c-23811个、sj-c-2382 1个、sj-p-381(2381)a/b4个、sj-s-23811个、sj-t-23811个、sj-11个，（其中： 埋置深度为-2.1m至-2.2m、m30螺栓128套；m36螺栓24套；m42螺栓90套；螺栓孔

山东水泥厂~#2窑窑尾废气处理系统的技改

以田湾核电站安全厂用水为对照,监测循环冷却水和安全厂用水两排水口所排海水的总β放射性水平,并介绍了近几年的总β监测结果。监测结果表明海水中天然的40k对于海水的放射性起主要贡献,循环冷却水与安全厂用水总β放射性水平未见明显差异,且随季节气候变化趋势相同。

佛山市正州环保通风设备有限公司 地址：佛山市南海区大沥镇谢边横滘工业区联系方式：138-2551-4989（赖工） voc废气处理技术工艺详解 导读：voc是挥发性有机化合物(volatileorganic compounds）的英文缩写。普通意义上的voc就是指挥发性 有机物；但是环保意义上的定义是指活泼的一类挥发性有机 物，即会产生危害的那一类挥发性有机物。本文详细介绍了七 种voc废气处理的主要技术。 一、voc废气处理技术——热破坏法 热破坏法是指直接和辅助燃烧有机气体，也就是voc，或利用合适的催化 剂加快voc的化学反应，最终达到降低有机物浓度，使其不再具有危害性 的一种处理方法。 热破坏法对于浓度较低的有机废气处理效果比较好，因此，在处理低浓度 废气中得到了广泛应用。这种方法主要分为两种，即直接火焰燃烧和催化 燃烧。直

秦山三期核电站为重水堆核电站,其工艺放射性废气排放与现有压水堆不同。本文通过对秦山三期candu6型重水反应堆工艺放射性废气排放的历史监测情况分析,总结出了电站排放工艺放射性气体的主要来源以及气体的相关特点,并对如何减少电站废气排放做了讨论。

本文以目前m310核电厂为例总结了核岛电缆防火封堵与常规火电的差异,并对核电厂特殊防火要求进行了着重分析,以便今后对后期的类似工程电缆防火封堵设计提供参考。

中水处理系统及工艺流程 中水回用水处理系统概述 将生活污水作为水源，经过适当处理后作杂用水，其水质指标间于上水 和下水之间，称为中水，相应的技术称为中水技术。经处理后的中水可用到厕 所冲洗、园林灌溉、道路保洁、城市喷泉等。对于淡水资源缺乏，城市供水严 重不足的缺水地区，采用中水技术既能节约水源，又能使污水无害化，是防治 水污染的重要途径，也是我国目前及将来长时间内重点推广的新技术、新工艺。 中水回用水质要求 中水水质必须要满足以下条件： 1．满足卫生要求。其指标主要有大肠菌群数、细菌总数、余氯量、悬 浮物、bod5等。 2．满足人们感观要求，即无不快的感觉。其衡量指标主要有浊度、色 度、臭味等。 3．满足设备构造方面的要求，即水质不易引起设备、管道的严重腐蚀 和结垢。其衡量指标有ph值、硬度、蒸发残渣、溶解性物质等。 近年来，我国对中水研究越来越深入，为保证中水作为生活杂用水的安 全

某核电站凝结水精处理系统浅析

.专业资料分享. .word完美格式. 35种废气处理工艺流程图 简介 废气处理设备，主要是运用不同工艺技术，通过回收或去除减少排放尾气的有害成分，达到保护环境、净化空气的一种 环保设备。 处理原理： .专业资料分享. .word完美格式. 稀释扩散法 原理:将有臭味地气体通过烟囱排至大气，或用无臭空气稀释，降低恶臭物质浓度以减少臭味。适用范围:适用于处理中、 低浓度的有组织排放的恶臭气体。优点:费用低、设备简单。缺点:易受气象条件限制，恶臭物质依然存在。 水吸收法 原理:利用臭气中某些物质易溶于水的特性，使臭气成分直接与水接触，从而溶解于水达到脱臭目的。适用范围:水溶性、 有组织排放源的恶臭气体。优点:工艺简单，管理方便，设备运转费用低产生二次污染，需对洗涤液进行处理。缺点: 净化效率低，应与其他技术联合使用，对硫醇，脂肪酸等处理效果差。

堆芯冷却监测系统（corecoolingmonitoringsystem,简称ccms）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用firmsys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站ccms系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（e0p）向状态导向规程（sop）过渡的需要.改造后的1#机ccms系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品firmsys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.

在田湾核电站过渡到长周期换料的过程中,堆芯中逐年使用新型燃料组件替换旧型燃料组件,由于新型燃料组件结构的变化,设计中允许以更高的速度进行装卸。为配合田湾核电站长周期换料新型燃料组件的投用,田湾核电站根据燃料组件类型、换料模式的不同,对换料机装卸料过程中的工作速度、工艺流程进行优化改进,以提高装卸料的速度并使运输工艺更加趋于合理;同时对优化的效果进行核算,计算出每一步优化所带来的时间节省。优化的主要任务有:根据反应堆中燃料组件的布置特点以更高的速度抽出/装入燃料组件、在反应堆内转运燃料组件时采用新的运输位置、摄像杆的旋转包括过运输廊道的角度选择、三机构同时动作的实现。将以上这些优化融合到各个工艺循环中将产生多种逻辑算法,同时兼顾原有的安全闭锁保护,从而在保障安全可靠的基础上,实现最优化。

本文通过污水处理厂的生产工艺及控制的分析,阐述处理过程中管理的存在问题,并且提出可行性的方法,对污水处理设施的建设,工艺过程的选择进行明确,为污水处理降本增效提供了依据。

换热站系统工艺流程 1.热交换站工艺 根据设计院图纸及技术资料，热交换站采用汽-水加热方式，热 水供应系统采用闭式系统，蒸汽由工业场地锅炉房提供。 2.设计要求 工业场地北部行政办公楼、培训中心、单身公寓以及职工餐厅热 水总量为：20m3/h；热水计算温度60℃。 热水系统用水最不利点为北部行政区办公楼最高层热水用水点， 入户管道所需压力约为。热交换站热水供水压力为。 3.工艺流程 根据热水量计算，蒸汽耗量为3t/h，由锅炉房通往热交换站的蒸 汽管道管径为dn125，压力为。过桥热回水管的管径采用dn100。 来自锅炉房压力为的饱和蒸汽通过容积式浮动盘管换器将热量传给 二次水,使二次水温度达到设定温度60℃,二次水被加热后进入热水循 环系统,一次蒸汽被冷却后变为冷凝水，送回锅炉房软水箱。本系统 在蒸汽入口处安装电动温控调节阀，用以调节蒸汽耗量，保证二次水 出口温度

运营核电站对周边海域放射性的影响一直都是公众关注的问题,及时了解运行核电站周边海域放射环境状况,掌握核电开发活动对周边海域海洋环境的影响,不仅是政府部门监督管理核电所需的技术支撑,也为一定程度上消除公众对核电的恐惧,合理开发利用核电提供事实依据.秦山核电站地处浙江省海盐县,是我国第一个投入运行的核电站.从1991

一）、施工流程 施工过程可分为四个阶段：即施工准备、施工阶段、调试开通和竣工验收阶段。 结合本公司的实际情况，制定本流程。 一．施工准备 1．学习掌握相关的规范和标准 严格遵守建筑弱电安装工程施工及验收规范和所在地区的安装工艺标准及当地 有关部门的各项规定。本项目应遵守的规定主要有： 《有线电视系统工程技术规范》（gbj50200-94） 《通信光缆的一般要求》（gb/t7427-87） 《民用闭路监视电视系统工程技术规范》（gb50116-92） 《建筑及建筑群综合布线系统工程设计规范》（cecs72-95） 《商用建筑线缆标准》（eai/tia-568a） 2．熟悉和审查图纸 熟悉和审查图纸包括学习图纸，了解图纸设计意图，掌握设计内容和技术条件， 会审图纸后形成纪要，由设计、建设、施工三方共同签字，作为施工图的补充技 术文件。核对土建与安装图纸之间有无矛盾和错误，明确各专

2017年12月29日，中核集团在福建省霞浦县宣布示范快堆工程土建开工。霞浦示范快堆工程功率为60万千瓦，计划于2023年建成投产。它将成为中国首个快堆核电示范工程项目。

ric（堆芯测量）系统是核电站的重要测控系统之一，其部分功能是在kit（集中数据采集处理）系统中实现的。大亚湾核电站近期对其原有kit系统进行了全面的国产化升级改造，与之关联的ric系统也同时进行了改造。该文介绍ric系统的技术改造方案、构成和配置、工作原理和主要功能，着重描述了核反应堆中子注量率的采集和数据处理过程。使用效果表明，新ric系统的技术指标完全满足工艺要求。

安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(loca)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳熔化;或在主蒸汽系统发生管道破裂事故时,快速注入浓硼溶液,从而使反应堆快速安全停堆,并防止反应堆重返临界。安全注入系统的调试主要通过流量验证的方式,来保证系统运行参数能够满足设计要求。

ric(堆芯测量)系统是核电站的重要测控系统之一,其部分功能是在kit(集中数据采集处理)系统中实现的。大亚湾核电站近期对其原有kit系统进行了全面的国产化升级改造,与之关联的ric系统也同时进行了改造。介绍了ric系统的技术改造方案、构成和配置、工作原理和主要功能,着重描述了核反应堆中子注量率的采集和数据处理过程。使用效果表明,新ric系统的技术指标完全满足工艺要求。

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(rpn)、堆芯中子注量率测量系统(ric)、冷却剂丧失事故(loca)监测系统(lss)与数字化仪表控制系统(dcs)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对rpn、ric、lss不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与dcs的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

第三代非能动压水堆核电站ap1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统,在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时,为乏燃料提供冷却。喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。设计者应基于喷嘴性能试验结果,根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性,确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数,完成系统设计,提供足够冷却流量。