CN110648775B - 核电站放射性废液mvr蒸发系统的操作方法 - Google Patents

核电站放射性废液mvr蒸发系统的操作方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了核电站放射性废液MVR蒸发系统,包括预热器、蒸发塔、循环泵、加热器、蒸汽压缩机、电加热装置和蒸馏罐,加热器位于蒸发塔外部,加热器的一侧入口和出口均连通蒸发塔,蒸发塔还连通蒸汽压缩机,蒸汽压缩机的出口连通加热器的另一侧入口,加热器另一侧的出口连通蒸馏罐,电加热装置的两端分别连接蒸馏罐和加热器的另一侧入口。基于上述蒸发系统的操作步骤,包括步骤a:启动进液泵,将待处理的料液加到蒸发塔至指定液位;步骤b:启动循环泵、电加热装置和蒸馏泵;步骤c:启动蒸汽压缩机、喷液泵;步骤d:关闭电加热装置和蒸馏泵。本发明高效处理了核电站的放射性废液,降低了放射性污染,回收使用废液产生的二次蒸汽的潜热。

Description

核电站放射性废液MVR蒸发系统的操作方法
技术领域
本发明属于核电站放射性废液处理和处置技术领域,具体为核电站放射性废液MVR 蒸发系统及其操作方法。
背景技术
核电站运行过程中,会产生各种放射性废液,目前的许多核电站放射性废液处理系统使用自然循环蒸发器或者外加热式强制循环蒸发器。但无论是自然循环蒸发器还是强制循环蒸发器均采用普通常压蒸发工艺,需不断输入新蒸汽加热料液,耗能较大。对于蒸发器内产生的大量二次蒸汽,直接采用冷却水冷凝,热能无法回收且耗用冷却水。MVR是机械式蒸汽再压缩技术的简称,是利用蒸发系统自身产生的二次蒸汽及其能量,将低品位的蒸汽经压缩机的机械做功提升为高品位的蒸汽热源,即MVR能回收二次蒸汽,无需使用冷却塔,避免冷却水的消耗。但是现有的MVR技术还存在着一些缺陷,一是蒸发器多采用升膜或降膜蒸发器,加热与蒸发均发生在同一设备内,因沸腾汽化无法解决蒸发器表面易结垢问题。二是仍需要外来蒸汽作为初始启动能源。
发明内容
针对现有技术存在的上述问题,本发明提供了核电站放射性废液MVR蒸发系统及其操作方法,高效处理了核电站的放射性废液,降低了放射性废液的污染,回收使用放射性废液产生的二次蒸汽的潜热,克服了蒸发塔易结垢、起沫的问题,节水节汽节省能源。
为了实现上述目的,本发明所采用的技术方案是:
核电站放射性废液MVR蒸发系统,包括预热器、蒸发塔、循环泵、加热器、蒸汽压缩机和蒸馏罐,还包括电加热装置,加热器位于蒸发塔外部,加热器的一侧入口和出口均连通蒸发塔,蒸发塔还连通蒸汽压缩机的入口,蒸汽压缩机的出口连通加热器的另一侧入口,加热器另一侧的出口连通蒸馏罐的入口,电加热装置的两端分别连接蒸馏罐的出口和加热器的另一侧入口。
蒸馏罐的出口还连通预热器内介质温度降低的一侧入口,预热器内介质温度降低的一侧出口连通冷凝液箱,预热器内介质温度升高的出口连通蒸发塔,待处理的料液通过预热器内介质温度升高的入口进入预热器。
待处理的料液通过进液泵泵入预热器内。
蒸汽压缩机采用罗茨泵。
蒸汽压缩机的入口处设有喷水口,喷水口为雾化喷头,喷水口将外部流体喷入蒸汽压缩机的入口。
喷水口将所述冷凝液箱内的液体通过喷液泵喷入蒸汽压缩机的入口。
连通加热器的一侧出口和蒸发塔的管道上设有减压阀。
所述减压阀位于近蒸发塔处。
加热器的一侧入口和蒸发塔之间通过循环泵连通。
蒸馏罐还连通外部除盐水供应系统。
蒸发塔底部连通用于收集处理后的合格残液的蒸残液箱。
蒸发塔内包括蒸发部和分离部,所述分离部位于蒸发部上方。
电加热装置和蒸馏罐之间设有蒸馏泵,将蒸馏罐内的液体泵入电加热装置。
连通蒸馏罐和预热器的管道上设有调节阀。
基于上述核电站放射性废液MVR蒸发系统的操作方法,包括如下步骤:
步骤a:启动进液泵,将待处理的料液加到蒸发塔内,使蒸发塔内的料液到指定液位;
步骤b:启动循环泵,将蒸发塔内的料液打入加热器的一侧,同时启动电加热装置和蒸馏泵,将蒸馏罐内的液体泵入电加热装置,生成蒸汽;
步骤c:启动蒸汽压缩机,打开所述喷液泵;
步骤d:当从蒸汽压缩机进入加热器的蒸汽的温度达到设定值时,关闭电加热装置和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐和预热器的管道上的调节阀。
步骤a中所述指定液位低于设有减压阀的管道进入蒸发塔的入口。
步骤b中,当蒸馏罐内的液体液位低于设定下限值时,步骤b包括如下两步:
步骤b1:关闭连通蒸馏罐和预热器的管道上的调节阀,启动外部除盐水供应系统,向蒸馏罐内供应除盐水,至蒸馏罐内的液体液位达到设定范围后关闭外部除盐水供应系统;
步骤b2:启动循环泵,同时启动电加热装置和蒸馏泵。
步骤d中,关闭电加热装置和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐和预热器的管道上的调节阀后,当从加热器进入蒸汽压缩机的二次蒸汽的温度高于设定值时,打开喷液泵,抽取部分冷凝液通过喷水口喷入蒸汽压缩机的入口与所述二次蒸汽混合。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
(1)将核电站放射性废液通过罗茨蒸汽压缩机实现减压循环蒸发,保证料液低温蒸发,保证减压同时无需真空泵装置;
(2)加热器位于蒸发塔外部,将加热与蒸发分离,料液在加热器内加热但不沸腾,经减压阀进入蒸发塔后在塔内闪蒸产生二次蒸汽,蒸发塔内不存在加热过程,避免了普通蒸发器存在的结垢问题;
(3)使用电加热装置加热蒸馏液或除盐水产生蒸汽,用于启动所述蒸发系统的,启动迅速,避免了使用外来一次蒸汽,使用蒸馏液和除盐水而非放射性废液,避免电热器相关设备被污染、结垢;
(4)通过喷水口将部分冷凝液喷入蒸汽压缩机的入口,合理消除二次蒸汽的过热度;
(5)运行成本低,所述系统外部接口简单,无需外部蒸汽、冷却水,回收使用二次蒸汽,减少泡沫的产生;
(6)回收了料液蒸发过程中产生的二次蒸汽的全部潜热,节约了一次能源,大大降低了料液蒸发时的能源消耗,彻底避免了外加蒸汽和冷却水系统被放射性废液污染的情况。
附图说明
图1为本发明一个实施例的结构示意图。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明提供的核电站放射性废液MVR蒸发系统及其操作方法作进一步详细、完整地说明。下面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。
核电站放射性废液MVR蒸发系统,如图1所示,包括预热器1、电加热装置2、蒸发塔3、循环泵4、加热器5、蒸汽压缩机6和蒸馏罐7。
预热器1为一换热器,预热器1内被分隔为两个独立的空间,所述两个独立的空间分别流经两股温度不同的流体进行热交换,对应的,每个所述独立的空间至少有一个入口和一个出口。本文所说的预热器的一侧或另一侧表示一个所述的独立的空间,此为本领域技术人员所熟知的表述方式,在此不再赘述。预热器1的一侧入口连通外部的待处理的料液供应系统、出口连通蒸发塔3;预热器1的另一侧的入口连通蒸馏罐7、出口连通冷凝液箱 9。具体的,预热器1内介质温度升高的出口连通蒸发塔3,待处理的料液通过预热器1内介质温度升高的入口进入预热器1;预热器1内介质温度降低的一侧入口连通蒸馏罐7的出口,预热器1内介质温度降低的一侧出口连通冷凝液箱9。较佳的,待处理的料液通过进液泵泵入预热器1内。本文所述料液为核电站放射性废液。
加热器5也为一换热器,加热器5位于蒸发塔3外部,加热器5一侧的入口和出口均连通蒸发塔3;加热器5的另一侧的入口连通蒸汽压缩机6、出口连通蒸馏罐7,加热器5 的另一侧的入口还连接电加热装置2。加热器5还设有排气放空口11,换热器开始工作时,流体逐渐充满空间,排气放空口11使换热器内的空气逐渐排出,防止加热器5形成气塞。具体的,加热器5内介质温度升高的一侧入口和出口均连通蒸发塔3;加热器5内介质温度降低的一侧入口连通蒸汽压缩机6的出口,加热器5内介质温度降低的一侧出口连通蒸馏罐7的入口,加热器5内介质温度降低的一侧入口还连接电加热装置2。加热器5内介质温度升高的一侧入口和蒸发塔3之间通过循环泵4连通。连通加热器5内介质温度升高一侧出口和蒸发塔3的管道上设有减压阀,所述减压阀位于近蒸发塔3处。加热器5采用板式或管束换热器。
蒸发塔3还连通蒸汽压缩机6的入口,较佳的,蒸发塔3的顶端连通蒸汽压缩机6的入口。蒸发塔3底部连通用于收集处理后的合格残液的蒸残液箱10。蒸发塔3内包括蒸发部和分离部,所述分离部位于蒸发部上方。蒸发塔3为圆筒状,分离部设若干丝网塔板,能够有效的分离放射性液滴。
由上可知,蒸汽压缩机6的两端分别连通蒸发塔3和加热器5。蒸汽压缩机6采用罗茨泵,使蒸发塔3内真空度增加,保证蒸发塔3内闪蒸温度下降,减少了泡沫的产生,提高了蒸发效率,从而降低MVR蒸发系统的能耗和投资成本。蒸汽压缩机6的入口处设有喷水口,喷水口为雾化喷头,喷水口将外部流体喷入蒸汽压缩机6的入口,较佳的,喷水口将所述冷凝液箱9内的液体通过喷液泵喷入蒸汽压缩机6的入口。
电加热装置2的另一端连接蒸馏罐7的入口,即,电加热装置2的两端分别连接蒸馏罐7的出口和加热器5的入口。电加热装置2包括电加热器,用于加热流经电加热装置的料液,且电加热器不直接接触料液,即放射性废液,既防止电加热器被放射性污染又避免电加热装置2结垢和腐蚀。
蒸馏罐7还连通外部除盐水供应系统8。即,蒸馏罐7的入口连通外部除盐水供应系统8、加热器5内介质温度降低的一侧出口;蒸馏罐7的出口连通电加热装置2、预热器1 内介质温度降低的一侧入口。电加热装置2和蒸馏罐7之间设有蒸馏泵,用于将蒸馏罐7 内的液体泵入电加热装置2。连通蒸馏罐7和预热器1的管道上设有调节阀。
基于上述核电站放射性废液MVR蒸发系统的操作方法,包括如下步骤:
步骤a:启动进液泵,将待处理的料液加到蒸发塔3内,使蒸发塔3内的料液到指定液位;
步骤b:启动循环泵4,将蒸发塔3内的料液打入加热器5的一侧,同时启动电加热装置2和蒸馏泵,将蒸馏罐7内的液体泵入电加热装置2,生成蒸汽;
步骤c:启动蒸汽压缩机6,打开所述喷液泵;
步骤d:当从蒸汽压缩机6进入加热器5的蒸汽的温度达到设定值时,关闭电加热装置2和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐7和预热器1的管道上的调节阀。
步骤a中所述指定液位低于设有减压阀的管道进入蒸发塔3的入口,以保证所述料液维持动态循环的连续性。进液泵将所述料液泵入预热器1,料液通过预热器1预热后进入蒸发塔3。
步骤b中,当蒸馏罐7内的液体液位低于设定下限值时,步骤b包括如下两步:
步骤b1:关闭连通蒸馏罐7和预热器1的管道上的调节阀,启动外部除盐水供应系统 8,向蒸馏罐7内供应除盐水,至蒸馏罐7内的液体液位达到设定范围后关闭外部除盐水供应系统8;
步骤b2:启动循环泵4,同时启动电加热装置2和蒸馏泵。
步骤b启动循环泵4后,蒸发塔3内的料液被泵入加热器5。系统需要初始能量来源,通过电加热装置2为所述蒸发系统提供启动能源。启动时,保证蒸馏罐7内有冷凝液或除盐液,以供电加热装置2进行加热产生蒸汽,产生的蒸汽进入加热器5一侧,对加热器5 另一侧的被预热器1预热后的料液进一步加热,加热器5另一侧的料液被加热但不沸腾。
步骤c中,启动蒸汽压缩机6和喷液泵同时打开减压阀,在加热器5被加热的料液经过减压阀后进入蒸发塔3,在蒸发塔3的蒸发部闪蒸,产生二次蒸汽。产生的二次蒸汽上升至蒸发塔3内的分离部,分离部用于对二次蒸汽进行汽液分离,分离出的液体下落至蒸发塔3底部、和从预热器1来的料液混合后被循环泵4泵入加热器5,蒸汽继续上升至离开蒸发塔3、进入蒸汽压缩机6内,蒸汽压缩机6采用罗茨蒸汽压缩机,从蒸汽压缩机6出来的一次蒸汽的压力和温度高于二次蒸汽。被蒸汽压缩机6提高了温度和压力的一次蒸汽进入加热器5一侧,对加热器5另一侧的从蒸发塔3底部来的料液进行加热,一次蒸汽经过加热器5后温度降低,冷凝为具有一定温度的液体。冷凝成的液体进入蒸馏罐7蒸馏得到蒸馏液,所述蒸馏液一部分被蒸馏泵泵入电加热装置2,进行加热转变为蒸汽后再进入加热器 5,另一部分进入预热器1的一侧,将预热器1另一侧的原始料液进行预热后温度降低,并从加热器5出来进入冷凝液箱9。
步骤d关闭电加热装置2和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐7和预热器1的管道上的调节阀后,所述蒸发系统进入正常运行状,当二次蒸汽的温度高于设定值时,打开喷液泵,抽取部分冷凝液通过喷水口喷入蒸汽压缩机6的入口,消除二次蒸汽的过热度,蒸汽压缩机6 采用一次蒸汽的冷凝液进行喷水消除过热度,既回收冷凝液部分余热,又避免喷水温度过低造成系统的热平衡失衡。采用雾化喷头进行喷水,可以细化液滴,避免大液滴对水蒸气压缩机的冲击而影响水蒸气压缩机的使用寿命。
所述蒸发系统进入正常运行状态后,放射性废液,即原始料液经预处理器2与蒸馏液进行热交换,原始料液回收蒸馏液的热量后进入蒸发塔3,与蒸发塔3内分离部分离出的原循环液混合后通过循环泵4进入加热器5加热,在加热器5内回收二次蒸汽加压后(一次蒸汽)的冷凝热,被加热后的料液经减压阀进入蒸发塔3,在蒸发部闪蒸,形成二次蒸汽,形成的二次蒸汽进入蒸汽压缩机6内被加压后温度升高,形成一次蒸汽,然后送入加热器5 内,一次蒸汽向加热器5内循环液传送热量,自身的温度下降发生冷凝,形成冷凝液,经蒸馏罐7蒸馏后自流进预热器1中,将余热传递给原始料液,冷凝液外排,蒸发塔3内循环液浓缩合格后从蒸发塔3底排出口排出,收集在蒸残液箱10中。
本发明的工作原理如下:所述系统用于对放射性废液进行浓缩,具体的,是将放射性废液加热,使其中大部分的水蒸发,留下有害物质浓度较高的合格的残液,被浓缩后的高浓度残液较浓缩前更便于处理,可防止有害物质被浓缩前的大量的水带走扩散。本系统的目的是为了利用被加热蒸发的废液中水分的潜热,将所述潜热用于加热料液。
系统初运行时,首先需要使蒸发塔3内的料液到达指定液位,防止液位过低导致运行时系统各设备和管道不充满料液,出现干加热的情况。蒸发塔3内的料液到达指定液位后启动循环泵4,将蒸发塔3内的料液泵入加热器5的一侧,加热器5一侧的料液被另一侧的高温蒸汽加热,料液中的水温度升高但不沸腾。
启动循环泵4同时需启动进液泵,将外部待处理的料液泵入蒸发塔3内,保持蒸发塔 3内的料液在设计范围内。
加热器5另一侧的高温蒸汽由电加热装置2加热的液体生成,被电加热装置2加热的液体由蒸馏罐7提供,蒸馏罐7内的液体来源于两部分:一是加热器5另一侧高温蒸汽释放热量后生成的冷凝液,所述冷凝液中还有部分余热可利用,二是外部除盐水供应系统8,在冷凝液不够的情况下才利用外部除盐水供应系统8。
加热器5一侧被加热的料液经过减压阀进入蒸发塔3内的蒸发部,由于减压阀的减压作用,被加热的料液闪蒸,形成二次蒸汽,二次蒸汽上升至蒸发塔3内的分离部,分离部对二次蒸汽进行汽液分离,分离出的液体下落至蒸发塔3底部、和外部进入蒸发塔3的料液混合,分离出的蒸汽继续上升至离开蒸发塔3、进入蒸汽压缩机6内,蒸汽压缩机6对进入其中的蒸汽进行加压,生成温度和压力进一步升高的一次蒸汽,一次蒸汽进入加热器5 另一侧,对加热器一侧的料液进行加热,一次蒸汽在加热器5内释放热量后生成冷凝液,冷凝液进入蒸馏罐7中。
蒸馏罐7中冷凝液的另一用途是消除二次蒸汽的过热度。当二次蒸汽的温度高于设定值时,打开喷液泵,抽取部分冷凝液通过设于蒸汽压缩机6入口的喷水口喷入蒸汽压缩机6 的入口,消除二次蒸汽的过热度,既回收冷凝液部分余热,又避免喷水温度过低造成系统的热平衡失衡。
当一次蒸汽释放的热量足够维持加热器5一侧料液的热量需求时,关闭电加热装置2。蒸馏罐7中的冷凝液不断积累,其具有余热,因此,使其流入预热器1的一侧,预热器1的另一侧流过待处理的料液,具体的说,外部待处理的料液进入预热器1的另一侧,被预热器1一侧的冷凝液预热后进入蒸发塔3内,冷凝液释放热量,温度进一步降低后流出预热器1、进入冷凝液箱9。
由上可知,冷凝液来源于料液中的水分,即,料液中的水分被不断去除,控制外部待处理的料液进入蒸发塔3的速率,可使蒸发塔3内的料液不断浓缩,当蒸发塔3内的料液浓度等于合格值后,其通过蒸发塔3底部进入蒸残液箱10。
最后有必要在此说明的是:以上实施例只用于对本发明的技术方案作进一步详细地说明,不能理解为对本发明保护范围的限制,本领域的技术人员根据本发明的上述内容作出的一些非本质的改进和调整均属于本发明的保护范围。

Claims (5)

1.基于核电站放射性废液MVR蒸发系统的操作方法,所述蒸发系统包括预热器(1)、蒸发塔(3)、循环泵(4)、加热器(5)、蒸汽压缩机(6)和蒸馏罐(7),其特征在于,还包括电加热装置(2),加热器(5)位于蒸发塔(3)外部,加热器(5)的一侧入口和出口均连通蒸发塔(3),蒸发塔(3)还连通蒸汽压缩机(6)的入口,蒸汽压缩机(6)的出口连通加热器(5)的另一侧入口,加热器(5)另一侧的出口连通蒸馏罐(7)的入口,电加热装置(2)的两端分别连接蒸馏罐(7)的出口和加热器(5)的另一侧入口;蒸馏罐(7)的出口还连通预热器(1)的一侧入口,预热器(1)的一侧出口连通冷凝液箱(9),预热器(1)另一侧的出口连通蒸发塔(3),待处理的料液通过预热器(1)另一侧的入口进入预热器(1);蒸汽压缩机(6)的入口处设有喷水口,喷水口为雾化喷头,喷水口将外部流体喷入蒸汽压缩机(6)的入口,喷水口将所述冷凝液箱(9)内的液体通过喷液泵喷入蒸汽压缩机(6)的入口,电加热装置(2)和蒸馏罐(7)之间设有蒸馏泵,将蒸馏罐(7)内的液体泵入电加热装置(2),
所述操作方法包括如下步骤:
步骤a:启动进液泵,将待处理的料液加到蒸发塔(3)内,使蒸发塔(3)内的料液到指定液位;
步骤b:启动循环泵(4),将蒸发塔(3)内的料液打入加热器(5)的一侧,同时启动电加热装置(2)和蒸馏泵,将蒸馏罐(7)内的液体泵入电加热装置(2),生成蒸汽;
步骤c:启动蒸汽压缩机(6),打开所述喷液泵;
步骤d:当从蒸汽压缩机(6)进入加热器(5)的蒸汽的温度达到设定值时,关闭电加热装置(2)和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐(7)和预热器(1)的管道上的调节阀。
2.根据权利要求1所述的操作方法,其特征在于:连通加热器(5)的一侧出口和蒸发塔(3)的管道上设有减压阀。
3.根据权利要求1所述的操作方法,其特征在于:蒸发塔(3)内包括蒸发部和分离部,所述分离部位于蒸发部上方。
4.根据权利要求1~3任一所述的操作方法,其特征在于:步骤b中,当蒸馏罐(7)内的液体液位低于设定下限值时,步骤b包括如下两步:
步骤b1:关闭连通蒸馏罐(7)和预热器(1)的管道上的调节阀,启动外部除盐水供应系统(8),向蒸馏罐(7)内供应除盐水,至蒸馏罐(7)内的液体液位达到设定范围后关闭外部除盐水供应系统(8);
步骤b2:启动循环泵(4),同时启动电加热装置(2)和蒸馏泵。
5.根据权利要求1~3任一所述的操作方法,其特征在于:步骤d中,关闭电加热装置(2)和蒸馏泵,打开连通蒸馏罐(7)和预热器(1)的管道上的调节阀后,当从加热器(5)进入蒸汽压缩机(6)的二次蒸汽的温度高于设定值时,打开喷液泵,抽取部分冷凝液通过喷水口喷入蒸汽压缩机(6)的入口与所述二次蒸汽混合。
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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111312423B (zh) * 2020-02-19 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种放射性含硼废液浓缩装置
CN111508631B (zh) * 2020-04-24 2021-11-09 清华大学 外循环式高放废液连续蒸发浓缩脱硝器
CN113436771B (zh) * 2021-06-21 2022-05-24 西安热工研究院有限公司 一种核电站放射性废液处理系统
CN116206795B (zh) * 2023-01-04 2024-03-22 中国原子能科学研究院 放射性废液处理系统的启动方法
CN115798768B (zh) * 2023-01-04 2024-03-22 中国原子能科学研究院 放射性废液处理方法和系统
CN116013570B (zh) * 2023-01-04 2024-03-22 中国原子能科学研究院 放射性废液处理方法和系统

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55125495A (en) * 1979-03-16 1980-09-27 Hpd Inc Evaporator and entrainment separator
CN101139119B (zh) * 2006-09-09 2011-12-07 侴乔力 压汽闪蒸法海水淡化机
CN103908788B (zh) * 2012-12-31 2015-12-23 中国科学院理化技术研究所 一种mvr热泵蒸发系统
CN104392758B (zh) * 2014-09-05 2017-04-05 中电投远达环保工程有限公司 移动式放射性废液蒸发处理装置
CN204428876U (zh) * 2015-01-25 2015-07-01 陈式好 Mvr连续蒸发结晶系统
CN204910802U (zh) * 2015-06-17 2015-12-30 上海核工程研究设计院 一种自循环mvr热泵蒸发系统
JP6345309B1 (ja) * 2017-05-17 2018-06-20 三菱重工業株式会社 原子力設備廃止方法
CN207871571U (zh) * 2017-12-12 2018-09-18 深圳市捷晶能源科技有限公司 一种蒸发浓缩结晶系统
CN108686393A (zh) * 2018-07-15 2018-10-23 湖北开元化工科技股份有限公司 硫酸铵废水mvr蒸发结晶系统处理过程中的浓缩工艺
CN208985723U (zh) * 2018-10-12 2019-06-14 一重集团大连工程技术有限公司 一种核电厂低放废水mvc蒸发装置
CN110193211B (zh) * 2019-07-10 2021-08-03 山东理工大学 Mvr耦合热泵蒸发浓缩系统及蒸发浓缩方法

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