[实用新型]核电站余热供热系统

说明书

技术领域

本实用新型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。

实用新型内容

本实用新型旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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℃。

根据本实用新型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。

根据本实用新型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。

本实用新型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，或通过本实用新型的实践了解到。

附图说明

本实用新型的上述和/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是根据本实用新型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，