一种核电机组温排水余热利用系统的制作方法

1.本发明属于核电余热利用技术领域，具体涉及一种核电机组温排水余热利用系统。


背景技术：

2.目前，压水堆核电机型是世界范围内核电的主流机型，也是我国二代、三代核电的主力机型。压水堆核电机组通过一回路冷却剂将堆芯核裂变产生的热量带出堆芯，并使用蒸汽发生器产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。由于压水堆核电机组的蒸汽参数低，热电转换效率相比火电等类型机组较低，大量的热量通过温排水形式排放，核能利用效率不高，造成巨大的浪费。因此，有必要探索对压水堆核电机组温排水余热利用的技术，在不影响机组安全、稳定运行的前提下，提高机组的核能利用效率。
3.查询核电机组相关已公开专利发现：在核能供汽方面，有利用蒸汽转换技术将二回路蒸汽转换为工业蒸汽，例如“适用于大型压水堆核电机组的热电联合系统及生产工艺”(cn 114033512 a)，而该专利技术未利用温排水余热产生工业蒸汽，同时抽取二回路蒸汽还会减少汽轮机用的蒸汽，会降低机组发电功率；在核能余热蓄能方面，有将乏燃料池、余热排出系统、主蒸汽旁排系统等余热进行蓄能，例如“一种核电站余热蓄能和分配再利用系统”(cn 216487339u)，而该专利技术也未涉及收集利用温排水余热的相关内容；在温排水余热利用方面，有通过热泵技术生产采暖用高温水，例如“核电厂余热利用系统及核电厂余热利用方法”(cn 112489843 a)，而该专利技术未能实现利用温排水余热生产工业蒸汽，仅应用于有采暖需求的地区，具有一定局限性。
4.因此，亟需设计一种核电机组温排水余热利用系统，以解决上述问题并提高机组的核能利用效率。


技术实现要素：

5.本发明的目的在于提供一种核电机组温排水余热利用系统，实现核电机组温排水余热的收集利用，解决压水堆核电机组核能利用效率低的问题。
6.本发明的技术方案如下：
7.一种核电机组温排水余热利用系统，凝汽器的循环水出口和循环水进口通过管道a相连，管道a穿过首级热泵以实现热交换；
8.首级热泵和末级热泵通过管道b相连形成回路，首级热泵作为热源与末级热泵实现热交换；
9.末级热泵与低压蒸发器通过管道d相连形成回路，末级热泵作为热源与低压蒸发器实现热交换；
10.除盐水装置通过管道e与低压蒸发器相连；
11.低压蒸发器通过管道f与蒸汽过热器相连，蒸汽过热器通过管道g与蒸汽压缩机相连。
12.所述的管道e穿过首级热泵以实现预加热。
13.在凝汽器循环水出口和循环水进口处的管道a上，分别装设有排放阀门。
14.汽轮机组乏汽排放至凝汽器冷却为凝结水，乏汽冷凝释放的热量由凝汽器中的冷却循环水吸收，形成温排水；从凝汽器的循环水出口排出的温排水，通过首级热泵进行换热，换热后的冷却水返回凝汽器的循环水进口；
15.首级热泵高温出水作为末级热泵的热源，经换热后形成首级热泵低温回水，返回至首级热泵；
16.末级热泵高温出水作为低压蒸发器的热源，经换热后形成末级热泵低温回水，返回末级热泵；
17.除盐水装置用于生产低温除盐水，低温除盐水经首级热泵加热形成预热除盐水，然后经低压蒸发器产生饱和蒸汽；
18.饱和蒸汽经蒸汽过热器加热，形成过热蒸汽；
19.过热蒸汽经蒸汽压缩机进行升压，形成工业蒸汽，满足工业使用。
20.冷却水的温度介于20～25℃。
21.末级热泵高温出水的温度介于90～120℃。
22.预热除盐水的温度介于40～90℃。
23.饱和蒸汽的温度介于90～120℃、压力介于0.05～0.2mpa。
24.工业蒸汽的温度介于150～400℃、压力介于0.5～8mpa。
25.本发明的显著效果在于：
26.(1)本发明系统采用热泵技术收集温排水余热，并产生蒸汽，可大幅提高核能利用效率。
27.(2)本发明系统采用余热回收、低压蒸发、蒸汽过热再压缩技术，可避免或减少现有核能供汽技术方案对机组发电功率的影响。
28.(3)本发明系统实现了三回路冷却水循环使用，可极大减少机组温排水面积，减少温排水对环境的影响。
29.(4)本发明系统可对已运行机组进行技术改造，对已有系统、设备影响较小，利于核电机组安全、稳定运行。
30.(5)低温除盐水温度约20℃，本发明对其进行预热后提高到饱和蒸汽对应温度，可以提高蒸发器产生饱和蒸汽的效率。
附图说明
31.图1为温排水余热利用系统示意图。
32.图中：1-凝汽器，2-温排水，3-冷却水，4-首级热泵，5-末级热泵，6-首级热泵高温出水，7-首级热泵低温回水，8-末级热泵高温出水，9-末级热泵低温回水，10-除盐水装置，11-低温除盐水，12-预热除盐水，13-低压蒸发器，14-饱和蒸汽，15-蒸汽过热器，16-过热蒸汽，17-蒸汽压缩机，18-压缩蒸汽。
具体实施方式
33.下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
34.如图1所示的一种核电机组温排水余热利用系统，凝汽器1的循环水出口和循环水进口通过管道a相连，管道a穿过首级热泵4以实现热交换。首级热泵4和末级热泵5通过管道b相连形成回路，首级热泵4作为热源与末级热泵5实现热交换；在首级热泵4和末级热泵5之间还可增加多级中间级热泵，相邻热泵之间通过管道相连形成回路，实现多级热交换。末级热泵5与低压蒸发器13通过管道d相连形成回路，末级热泵5作为热源与低压蒸发器13实现热交换。除盐水装置10通过管道e与低压蒸发器13相连，且管道e穿过首级热泵4或中间级热泵以实现预加热。低压蒸发器13通过管道f与蒸汽过热器15相连，蒸汽过热器15通过管道g与蒸汽压缩机17相连。
35.在凝汽器1循环水出口和循环水进口处的管道a上，分别装设有排放阀门。
36.汽轮机组乏汽排放至凝汽器1冷却为凝结水，乏汽冷凝释放的热量由凝汽器1中的冷却循环水吸收，形成温排水2；从凝汽器1的循环水出口排出的温排水2，通过首级热泵4进行换热，换热后的冷却水3返回凝汽器1的循环水进口，以循环获取乏汽冷凝所释放的热量，冷却水3的温度介于20～25℃。
37.首级热泵高温出水6作为末级热泵5的热源，经换热后形成首级热泵低温回水7，返回至首级热泵4。
38.末级热泵高温出水8作为低压蒸发器13的热源，末级热泵高温出水8的温度介于90～120℃，经换热后形成末级热泵低温回水9，返回末级热泵5。
39.除盐水装置10用于生产低温除盐水11，低温除盐水11经首级热泵4加热形成预热除盐水12，预热除盐水12的温度介于40～90℃，然后经低压蒸发器13产生饱和蒸汽14，饱和蒸汽14的温度介于90～120℃、压力介于0.05～0.2mpa。饱和蒸汽14经蒸汽过热器15加热，形成过热蒸汽16；过热蒸汽16经蒸汽压缩机17进行升压，形成工业蒸汽18，工业蒸汽18的温度介于150～400℃、压力介于0.5～8mpa，满足工业使用。


技术特征：
1.一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：凝汽器(1)的循环水出口和循环水进口通过管道a相连，管道a穿过首级热泵(4)以实现热交换；首级热泵(4)和末级热泵(5)通过管道b相连形成回路，首级热泵(4)作为热源与末级热泵(5)实现热交换；末级热泵(5)与低压蒸发器(13)通过管道d相连形成回路，末级热泵(5)作为热源与低压蒸发器(13)实现热交换；除盐水装置(10)通过管道e与低压蒸发器(13)相连；低压蒸发器(13)通过管道f与蒸汽过热器(15)相连，蒸汽过热器(15)通过管道g与蒸汽压缩机(17)相连。2.如权利要求1所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：所述的管道e穿过首级热泵(4)以实现预加热。3.如权利要求1所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：在凝汽器(1)循环水出口和循环水进口处的管道a上，分别装设有排放阀门。4.如权利要求2所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：汽轮机组乏汽排放至凝汽器(1)冷却为凝结水，乏汽冷凝释放的热量由凝汽器(1)中的冷却循环水吸收，形成温排水(2)；从凝汽器(1)的循环水出口排出的温排水(2)，通过首级热泵(4)进行换热，换热后的冷却水(3)返回凝汽器(1)的循环水进口；首级热泵高温出水(6)作为末级热泵(5)的热源，经换热后形成首级热泵低温回水(7)，返回至首级热泵(4)；末级热泵高温出水(8)作为低压蒸发器(13)的热源，经换热后形成末级热泵低温回水(9)，返回末级热泵(5)；除盐水装置(10)用于生产低温除盐水(11)，低温除盐水(11)经首级热泵(4)加热形成预热除盐水(12)，然后经低压蒸发器(13)产生饱和蒸汽(14)；饱和蒸汽(14)经蒸汽过热器(15)加热，形成过热蒸汽(16)；过热蒸汽(16)经蒸汽压缩机(17)进行升压，形成工业蒸汽(18)，满足工业使用。5.如权利要求4所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：冷却水(3)的温度介于20～25℃。6.如权利要求4所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：末级热泵高温出水(8)的温度介于90～120℃。7.如权利要求4所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：预热除盐水(12)的温度介于40～90℃。8.如权利要求4所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：饱和蒸汽(14)的温度介于90～120℃、压力介于0.05～0.2mpa。9.如权利要求4所述的一种核电机组温排水余热利用系统，其特征在于：工业蒸汽(18)的温度介于150～400℃、压力介于0.5～8mpa。

技术总结
本发明涉及核电余热利用技术领域，具体公开了一种核电机组温排水余热利用系统，凝汽器的循环水出口和循环水进口通过管道A相连，管道A穿过首级热泵以实现热交换；首级热泵和末级热泵通过管道B相连形成回路，首级热泵作为热源与末级热泵实现热交换；末级热泵与低压蒸发器通过管道D相连形成回路，末级热泵作为热源与低压蒸发器实现热交换；除盐水装置通过管道E与低压蒸发器相连；低压蒸发器通过管道F与蒸汽过热器相连，蒸汽过热器通过管道G与蒸汽压缩机相连。本发明系统采用热泵技术收集温排水余热，并产生蒸汽，可大幅提高核能利用效率。可大幅提高核能利用效率。可大幅提高核能利用效率。


技术研发人员：陈昌贻 顾蔚泉 黄晓景 薛峻峰 杨杉 谢文雄 刘力 王亨 仇苏辰 陈鸿飞 张黄玺 丁勤洁 贺治国 黄宇航 阮昭基 陈湛杨 李晓振
受保护的技术使用者：福建福清核电有限公司
技术研发日：2022.06.20
技术公布日：2022/9/2