按照核电厂热泵蒸发系统的工艺设计要求,设计研发了一套热泵蒸发试验装置,研究热泵蒸发系统的蒸发分离效率。模拟含硼料液的蒸发分离试验结果表明,回流比和浓缩液的硼浓度对试验装置的蒸发分离效率影响较小,冷凝液的硼浓度均小于0.2 mg/L,远低于国内最严格的地方排放标准2 mg/L。利用Mg SO4进行的放射性替代试验显示,该试验装置对不易挥发放射性核素的去污因子可达105。试验装置在硼酸分离和放射性去污方面的性能均优于目前的同类设备,优异的性能为内陆厂址的"近零排放"理念提供了可行性。
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