CN109405032B - 核电站余热供热系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电站余热供热系统，所述核电站余热供热系统包括：冷凝器，所述冷凝器适于与冷却水源连通以冷却反应堆系统的上一级回路；热泵，所述热泵具有热泵第一输入端、热泵第二输入端和热泵输出端，所述热泵第一输入端与所述冷凝器的出口端相连；高位能源提供装置，所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端相连；供热网，所述供热网与所述热泵输出端相连。本发明的核电站余热供热系统，通过热泵技术，可以有效地回收核电站的冷却余热，降低核电站的热污染，且提供安全可靠的供热，无安全隐患。

Description

核电站余热供热系统
技术领域
本发明属于核能利用技术领域，具体而言，涉及一种核电站余热供热系统。
背景技术
目前压水堆核电站一般分三个回路，其中三回路一般会采用经过过滤的海水或河水，以对二回路进行冷却后，再排放到沿海或沿河，三回路在安全壳外，排放的水不含放射性，但由于排出了二回路中多余的热量，所以相对排放环境是存在热污染的，存在改进空间。
发明内容
本发明旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本发明提出一种核电站余热供热系统，所述核电站余热供热系统可以有效地回收核电站的冷却余热。
根据本发明实施例的核电站余热供热系统，包括：冷凝器，所述冷凝器适于与冷却水源连通以冷却反应堆系统的上一级回路；热泵，所述热泵具有热泵第一输入端、热泵第二输入端和热泵输出端，所述热泵第一输入端与所述冷凝器的出口端相连；高位能源提供装置，所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端相连；供热网，所述供热网与所述热泵输出端相连。
根据本发明实施例的核电站余热供热系统，通过热泵技术，可以有效地回收核电站的冷却余热，降低核电站的热污染，且提供安全可靠的供热，无安全隐患。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述冷凝器通过进水管和出水管与所述冷却水源相连形成反应堆系统的末级回路，所述热泵第一输入端的进口端与所述出水管相连，所述热泵第一输入端的出口端与所述进水管相连。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵第一输入端的进口端与所述出水管之间设有流量调节阀。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵为多个，多个所述热泵的多个所述热泵第一输入端并联在所述进水管与所述出水管上。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，包括：安全壳；反应堆容器，所述反应堆容器设在所述安全壳内，所述反应堆容器具有容器进口和容器出口；堆芯，所述堆芯设在所述反应堆容器内；第一换热器，所述第一换热器设在所述安全壳内，所述第一换热器与所述容器进口和所述容器出口相连以形成封闭的第一回路；第二换热器，所述第二换热器与所述第一换热器相连以形成封闭的第二回路，所述第二回路为所述上一级回路。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述供热网包括主管道和多个换热器，所述主管道与所述热泵输出端相连，多个所述换热器与所述主管道相连。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵为吸收式，所述热泵第一输入端、所述热泵第二输入端和所述热泵输出端均包括换热装置，且首尾相连形成封闭的换热循环。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵为吸收式，所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端之间的换热介质为水蒸汽，所述高位能源提供装置包括锅炉。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵为吸收式，所述高位能源提供装置用于提供高温换热介质。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述冷凝器、所述热泵、所述高位能源提供装置和所述供热网之间的换热介质均为水，所述冷凝器输入给所述热泵第一输入端的换热介质的温度为T1，所述高位能源提供装置输入给所述热泵第二输入端的换热介质的温度为T2、压力为P2，热泵输出端输出的换热介质的温度为T3，满足：28℃≤T1≤35℃，120℃≤T2≤450℃，0.6MPa≤P2≤2MPa，60℃≤T3≤90℃。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵为吸收式，且所述热泵第一输入端包括蒸发器，所述热泵第二输入端包括发生器，所述热泵输出端包括吸收器和热泵冷凝器，所述吸收器与所述热泵冷凝器相连，所述供热网的回水管与所述吸收器相连，所述供热网的供水管与所述热泵冷凝器相连。
根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统，所述热泵第一输入端包括蒸发器，所述热泵第二输入端包括压缩机，所述热泵输出端包括换热机，所述蒸发器与所述换热机之间还设有膨胀阀，所述高位能源提供装置用于驱动所述压缩机转动。
本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。
附图说明
本发明的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：
图1是根据本发明实施例的核电站余热供热系统的结构示意图。
附图标记：
核电站余热供热系统100，
冷凝器1，冷却水源2，热泵3，热泵第一输入端31，热泵第二输入端34，热泵输出端35，高位能源提供装置4，换热器5，用户6，流量调节阀7。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。此外，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，除非另有说明，“多个”的含义是两个或两个以上。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
下面参考图1描述根据本发明实施例的核电站余热供热系统100。
如图1所示，根据本发明一个实施例的核电站余热供热系统100包括：冷凝器1、热泵3、高位能源提供装置4和供热网。
其中，热泵3具有热泵第一输入端31、热泵第二输入端34和热泵输出端35，热泵第二输入端34中通入少量的高位热源，即可将热泵第一输入端31输入的低位热源加热，产生中位热源。
热泵第一输入端31与冷凝器1的出口端相连，冷凝器1用于向热泵第一输入端31持续提供低位热源，高位能源提供装置4与热泵第二输入端34相连，高位能源提供装置4用于向热泵第二输入端34提供高位热源，比如对于吸收式的热泵3，高位能源提供装置4用于提供高温换热介质，供热网与热泵输出端35相连，热泵输出端35用于向供热网提供中位热源。
换言之，冷凝器1向热泵第一输入端31持续提供低位热源，低位热源被高位能源提供装置4输入的高位热源加热为中位热源并提供给供热网，热泵3可以进一步提升低位热源的利用率，将低位热源拉升为中位热源。
冷凝器1适于与冷却水源2连通以冷却反应堆系统的上一级回路，且上一级回路将冷却水源2输入给冷凝器1的换热介质加热，以使冷凝器1可以持续向热泵第一输入端31提供低位热源。
可以理解的是，反应堆系统具有多级回路以用来逐级冷却堆芯，冷凝器1可以为多级回路中的一个换热单元，冷凝器1所在的回路用于冷却上一级回路。
比如对于三级回路式的压水堆，冷凝器1与冷却水源2可以形成第三回路，第三回路用于冷却第二回路，冷却水源2可以为经过过滤的海水、江水或河水等。
具体地，核电站余热供热系统100可以包括：安全壳、反应堆容器、堆芯、第一换热器和第二换热器。
反应堆容器设在安全壳内，反应堆容器具有容器进口和容器出口，堆芯设在反应堆容器内，第一换热器设在安全壳内，第一换热器与容器进口和容器出口相连以形成封闭的第一回路，换热介质(通常为水)在第一换热器与反应堆容器之间循环流动以带走堆芯的热量，第一回路用于冷却堆芯。
第二换热器可以位于安全壳内或设在安全壳外，第二换热器与第一换热器相连以形成封闭的第二回路，第二回路用于冷却第一回路，冷凝器1用于冷却第二回路，第二回路即为上述的上一级回路，冷凝器1设在安全壳外，冷凝器1与冷却水源2之间的冷却水不含放射性，使用安全可靠。
也就是说，低位热源可以为核电站的温排水，从而可以减少核电站排放到环境中的热污染。
当然，压水堆不一定局限于三级回路式，还可以为其他级，其原理与三级回路式类似，在此就不再一一赘述。
高位能源提供装置4用于提供高位能源，比如对于吸收式热泵3，高位能源提供装置4用于提供高温换热介质，高位能源提供装置4与热泵第二输入端34之间的换热介质可以为水蒸汽，高位能源提供装置4包括锅炉，锅炉的能源选择较广，可以来源于燃烧化学能源，包括但不限于煤、燃油、天然气等，也可以为其他生物质能源、太阳能或者电能等。
供热网用于向用户6供热，比如供热网可以包括主管道和多个换热器5，供热网的主管道与热泵输出端35相连，多个换热器5与主管道相连，换热器5用于向用户6供热。
根据本发明实施例的核电站余热供热系统100，通过热泵3技术，可以有效地回收核电站的冷却余热，降低核电站的热污染，且提供安全可靠的供热，无安全隐患。
根据本发明一个优选实施例的核电站余热供热系统100，冷凝器1通过进水管和出水管与冷却水源2相连形成末级回路，对于三级回路式的压水堆，该末级回路即为第三回路。
如图1所示，热泵第一输入端31的进口端与出水管相连，热泵第一输入端31的出口端与进水管相连，热泵第一输入端31的进口端与出水管之间设有流量调节阀7，流量调节阀7用于调节输送给热泵第一输入端31的低温位源的水量。
热泵3可以为多个，多个热泵3的多个热泵第一输入端31并联在进水管与出水管上，这样可以更多地利用冷凝器1输出的低位热源。
优选地，对于吸收式的热泵3，高位能源提供装置4用于提供高温换热介质，热泵第一输入端31、热泵第二输入端34和热泵输出端35均包括换热装置，且首尾相连形成封闭的换热循环，该换热循环可以将低位热源拉升为中位热源。
热泵3为吸收式时，热泵第一输入端31包括蒸发器，热泵第二输入端34包括发生器，热泵输出端35包括吸收器和热泵冷凝器，吸收器与热泵冷凝器相连，供热网的回水管与吸收器相连，供热网的供水管与热泵冷凝器相连，吸收式热泵3还可以包括抽气装置，屏蔽泵(溶液泵和冷剂泵)等辅助部分，热泵3的介质有多种，包括但不限于溴化锂、氨水等。
比如冷凝器1、热泵3、高位能源提供装置4和供热网之间的换热介质均为水(液体或气体形式)，冷凝器1输入给热泵第一输入端31的换热介质的温度为T1，高位能源提供装置4输入给热泵第二输入端34的换热介质的温度为T2、压力为P2，热泵输出端35输出的换热介质的温度为T3，也就是说，低位热源、高位热源、中位热源均为水，低位热源的温度为T1，高位热源的温度为T2，高位热源的压力为P2，中位热源的温度为T3，满足：28℃≤T1≤35℃，120℃≤T2≤450℃，0.6MPa≤P2≤2MPa，60℃≤T3≤90℃。
在一个具体的示例中，冷凝器1将海水提供的核电厂三回路冷却水由22℃加热到30℃左右，将流量调节阀7设定一定的开度来抽取部分温排水，并提供到热泵3的低温热源部。由高位能源提供装置4将压力为1.1MPa的水加热到380℃产生高温水蒸汽，提供到热泵3的高温热源部。在热泵3内经过作用，将30℃左右的水加热到70℃左右提供给换热器5，在换热器5内将热量传递到管网，进而提供70℃左右的供暖用水给用户6。以某核电厂为例，经过计算，回收1MW的温排水热量，每年可增加供暖量为10368GJ，可产生约40万元的收益。
当然，热泵3并不局限于吸收式热泵3，在另一种可选的实施例中，热泵第二输入端34可以包括压缩机，热泵第一输入端31可以包括蒸发器，热泵输出端35可以包括换热机，蒸发器与换热机之间还可以设有膨胀阀，高位能源提供装置4用于驱动压缩机转动，高位能源提供装置4可以包括电机，电机通过联轴器与压缩机动力耦合连接，或者高位能源提供装置4可以包括锅炉和汽轮机，锅炉向汽轮机提供高温高压蒸汽，锅炉的能源选择可以参考上文描述，汽轮机通过联轴器与压缩机动力耦合连接，汽轮机的出气口可以与热泵第一输入端31的输入端相连，这样蒸汽驱动汽轮机后的余热还能继续使用，高位能源提供装置4的能效高。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示意性实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例，本领域的普通技术人员可以理解：在不脱离本发明的原理和宗旨的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由权利要求及其等同物限定。

Claims (9)

1.一种核电站余热供热系统，其特征在于，包括：
冷凝器，所述冷凝器适于与冷却水源连通以冷却反应堆系统的上一级回路；
热泵，所述热泵具有热泵第一输入端、热泵第二输入端和热泵输出端，所述热泵第一输入端与所述冷凝器的出口端相连；
高位能源提供装置，所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端相连；
供热网，所述供热网与所述热泵输出端相连，所述供热网包括主管道和多个换热器，所述主管道与所述热泵输出端相连，多个所述换热器与所述主管道相连；
所述冷凝器通过进水管和出水管与所述冷却水源相连形成反应堆系统的末级回路，所述热泵第一输入端的进口端与所述出水管相连，所述热泵第一输入端的出口端与所述进水管相连；
所述冷凝器、所述热泵、所述高位能源提供装置和所述供热网之间的换热介质均为水，所述冷凝器输入给所述热泵第一输入端的换热介质的温度为T1，所述高位能源提供装置输入给所述热泵第二输入端的换热介质的温度为T2、压力为P2，热泵输出端输出的换热介质的温度为T3，满足：28℃≤T1≤35℃，120℃≤T2≤450℃，0.6MPa≤P2≤2MPa，60℃≤T3≤90℃。
2.根据权利要求1所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵第一输入端的进口端与所述出水管之间设有流量调节阀。
3.根据权利要求1所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵为多个，多个所述热泵的多个所述热泵第一输入端并联在所述进水管与所述出水管上。
4.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，包括：
安全壳；
反应堆容器，所述反应堆容器设在所述安全壳内，所述反应堆容器具有容器进口和容器出口；
堆芯，所述堆芯设在所述反应堆容器内；
第一换热器，所述第一换热器设在所述安全壳内，所述第一换热器与所述容器进口和所述容器出口相连以形成封闭的第一回路；
第二换热器，所述第二换热器与所述第一换热器相连以形成封闭的第二回路，所述第二回路为所述上一级回路。
5.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵为吸收式，所述热泵第一输入端、所述热泵第二输入端和所述热泵输出端均包括换热装置，且首尾相连形成封闭的换热循环。
6.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵为吸收式，所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端之间的换热介质为水蒸汽，所述高位能源提供装置包括锅炉。
7.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵为吸收式，所述高位能源提供装置用于提供高温换热介质。
8.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵为吸收式，且所述热泵第一输入端包括蒸发器，所述热泵第二输入端包括发生器，所述热泵输出端包括吸收器和热泵冷凝器，所述吸收器与所述热泵冷凝器相连，所述供热网的回水管与所述吸收器相连，所述供热网的供水管与所述热泵冷凝器相连。
9.根据权利要求1-3中任一项所述的核电站余热供热系统，其特征在于，所述热泵第一输入端包括蒸发器，所述热泵第二输入端包括压缩机，所述热泵输出端包括换热机，所述蒸发器与所述换热机之间还设有膨胀阀，所述高位能源提供装置用于驱动所述压缩机转动。
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