轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定

2014-11-18 21:44:41 责任编辑: 来源:

表1 去污系数

 

 


注: 1) 在两个离子交换器串联的情况下, 第二个离子交换器的去污系数示于括号中。在蒸发器之后的精处理脱盐装置的去污系数应该用串联情况的第二个交换器的去污系数。

2) 不归放射性废液处理系统,但可用于估计系统的废液来源。

6.1.3.3 反渗透

反渗透设备有时可用于处理中等含盐量或者高含盐的废液。

6.1.3.4 蒸发

成分比较复杂,浓度变化范围较大的废液,可以采用蒸发处理。

6.1.4 去污系数的确定

应该采用表1中给出的数值来计算各种处理设备的性能和系统的总性能,但氚和溶解气体除外。

6.1.5 复用的可能性

放射性废液处理系统应该尽可能考虑复用要求以维持整个电厂的水量平衡和水质要求。洗涤废水经处理后一般不复用。

在各个分系统中,必须设有水质测量装置,处理后的不合格废液应返回到各分系统的收集槽或其他分系统,以便重新处理。

6.2 系统设计和建造

6.2.1 抗震设计

a. 本系统的设备设计不需要考虑抗震因素。

b. 安装放射性废液设备的场所必须设计成在运行基准地震条件下能容纳废液槽的全部液体。

6.2.2 材料

本系统各受压部件材料必须满足《钢制石油压力容器设计规定》1)中的有关要求。

材料选择,必须考虑在正常运行以及预期运行条件下的腐蚀去污和辐射效应。

注:1)由石油化工总公司、化学工业部、机械工业部联合发布。化学工业出版社1985年出版。

6.2.3 焊接

a. 所有承压部件和管道的受压边界的焊接,都必须由经过考试合格的焊工,按照JB741《钢制焊接容器技术条件》和GB235《工业管道工程施工及验收规定》完成。

b. 放射性废液处理系统中的承压部件,应尽量采用焊接结构。

c. 在输送含固体颗粒多的液体、树脂或其他颗粒性物质的管线内,不要使用垫环。

d. 输送泥浆、废离子交换树脂的管线应该采用带自耗焊料的对接焊,要求焊缝内壁光滑,放射性物质在焊接点的沉积最少(但为维修与操作所设的法兰与活动连接应除外)。

6.2.4 取样

废液在处理前后应该取样,取样应具有代表性。对其常量组成和放射性水平分别进行测定。并不定期地测量放射性核素组成。

取样的要求和建议见表2。

表2 取样的要求和建议

6.3 质量保证

6.3.1 设计和订购

a. 设计和订购文件的管理

设计和订购文件必须由设计部门中的非起草人员审校,对这些文件的修改也必须审核。

b. 订购材料设备和供货的管理

必须制定措施,以保证设备材料的供应部门和建造部门按照订购文件中所规定的质量要求供货。可以通过测试或鉴定来达到此目的。

c. 装卸、贮存和运输的管理

必须对设备材料的装卸、贮存、运输和保管加以说明,以防损伤、变质和降低清洁度。

6.3.2 制造

a. 检查:必须由质量检查部门指定和执行检查大纲,以评定是否符合设计文件所提的全部质量要求。大纲中必须包括各设备及部件在装配前后以及在其修正、钝化之后的外观检查。

b. 检验、试验和状态显示

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