核电厂供热站换热系统的制作方法

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂供热站换热系统。

背景技术：

在核电厂的日常运行中，为了满足电厂冬季防冻及正常的生产运行的要求，在厂区设置用于集中采暖的供热站。

目前，常规的供热站设计采用高温蒸汽进行直接换热的换热方式，抽取汽轮机中低压缸的150℃高温蒸汽，通过汽水换热器换热提供125℃的热水供一次网使用，现设计方案一次网回水温度较高(80℃)，造成汽水换热器的疏水温度必然高于80℃，高温疏水未经处理直接排至凝汽器，增大了凝汽器的负荷。

同时，由于原设计供回水温差较小，造成水流量较大，管道直径相应较大，管网初始投资较高；输送的高温水温度较高，需采用大量的保温材料进行隔热。而且，现有设计方案对常规岛的高温余热也没有充分利用。

有鉴于此，确有必要提供一种能充分利用电厂余热、节省管道投资的核电厂供热站换热系统。

技术实现要素：

本发明的目的在于：提供一种能充分利用电厂余热、节省管道投资的核电厂供热站换热系统。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂供热站换热系统，其包括吸收式换热机组、一次网管路、二次网管路和吸收式热泵机组，所述一次网管路从供水到回水依次经过所述吸收式换热机组的发生器、蒸发器和所述吸收式热泵机组的吸收器、冷凝器，所述二次网管路的供水和回水通过所述吸收式换热机组进行换热，所述核电厂供热站换热系统还包括余热回收装置，所述一次网管路回水在进入所述吸收器前，先经过所述余热回收装置。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述余热回收装置包括各级抽汽的高温疏水换热器。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述余热回收装置还包括闭式冷却水换热器。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述余热回收装置还包括汽轮机凝结水换热器。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述一次网管路从回水到供水还经过一调峰设备，用于提升一次网回水温度。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述吸收式换热机组将一次网回水温度降低至25℃。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述余热回收装置利用余热预加热一次网回水温度至40～50℃。

作为本发明核电厂供热站换热系统的一种改进，所述吸收式热泵机组提升一次网回水温度至90℃。

相对于现有技术，本发明核电厂供热站换热系统利用吸收式换热机组降低了一次网管路的回水温度，充分利用余热回收，优化流程设计，降低了管道投资及运行费用。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂供热站换热系统进行详细说明，其中：

图1所示为本发明核电厂供热站换热系统的工作原理图。

图2为图1所示吸收式换热机组的工作原理图。

图3为图1所示吸收式热泵机组的工作原理图。

具体实施方式

为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

请参阅图1至图3所示，本发明核电厂供热站换热系统包括吸收式换热机组10、一次网管路20、二次网管路30和吸收式热泵机组40，一次网管路20从供水200到回水202依次经过吸收式换热机组10的发生器1000、蒸发器1004和吸收式热泵机组40的吸收器402、冷凝器406，二次网管路30的供水和回水通过吸收式换热机组10进行换热，换热系统还包括余热回收装置50，一次网管路回水202在进入吸收器402前，先经过余热回收装置50。

吸收式热泵机组40是利用高温热源把低温热源的热量提高到中温的热泵机组，它是同时利用吸收热和冷凝热以制取中温热水的吸收式制冷机。吸收式热泵机组40是一种以溴化锂-水为工质的第一类热泵机组，低温热水获得吸收热和冷凝热后被加热成较高温度的热水。

吸收式热泵机组40的蒸发器400中的冷剂水4002吸取30-40℃的低温热源4000的热量后将其冷却5-10℃，蒸发成冷剂蒸汽4004进入吸收器402。吸收器402中溴化锂浓溶液吸收冷剂蒸汽4004变成稀溶液4020，同时放出吸收热，吸收热加热热水，使热水4024温度升高得到制热效果。而稀溶液4020由溶液泵4022送往发生器404，被工作蒸汽4040加热浓缩成浓溶液4042返回到吸收器402。浓缩过程产生的冷剂蒸汽4044进入冷凝器406，继续加热得到热水4060，使其温度进一步升高得到最终制热效果，此时冷剂蒸汽4044也凝结成冷剂水4002进入蒸发器进入下一个循环，如此反复循环，从而形成了一个完整的工艺流程。

热水通过吸收器402和冷凝器406用吸收热和冷凝热将热水从35-40℃增加至65-80℃，提升温度30-40℃，工作蒸汽温度为150℃左右，此时，每消耗1kw的蒸汽可获得1.6-1.8kw的热量。

吸收式换热机组10由高温热水吸收式热泵100和连接在发生器1000和蒸发器1004中间的水-水换热器102以及连接管路104组成，其中，高温热水吸收式热泵100采用与吸收式热泵机组40相同的技术。二次网管路供水300(温度为50℃)经过吸收器1002和冷凝器1006获得吸收热和冷凝热后被加热成较高温度的二次网管路回水302(温度为60℃)。吸收式换热机组10能够有效地进行高温热水的梯级利用，使得一次网管路供水200和一次网管路回水202温度从125/80℃调整为125/25℃，可大幅度降低集中供热系统一次网管路回水202的温度，并能够产生满足使用要求的采暖或生活热水的换热机组。

吸收式换热机组10将一次网管路回水202的温度降为25℃后，再通过溶液泵60进入余热回收装置50。余热回收装置50包括各级抽汽的高温疏水换热器500、闭式冷却水换热器502、汽轮机凝结水换热器504。所有抽汽疏水5000汇总至换热器500，温度降为35℃左右的疏水5002排至凝汽器5004，降低了凝汽器5004的负荷；核电站常规岛闭式冷却水将常规岛设备及bop部分设备产生运转产生的热量导出，闭式循环冷却水供回水参数为43.8/38℃，通过闭式冷却水换热器502加热一次网管路回水202；汽轮机凝结水水温40℃，余热量超百万千瓦，通过海水换热排至大海，通过汽轮机凝结水换热器504回收此部分的热量，可减少辅助冷却水的设计用量，降低辅助冷却水设备的能耗。通过余热回收装置50将一次网管路回水202预热至40-50℃。

经过余热回收装置50预热后的一次网管路回水202输入至吸收式热泵机组40的吸收器402，依次通过吸收器402和冷凝器406利用吸收热和冷凝热进一步提升一次网管路回水202温度至90℃。其中，温度降低后的疏水4046作为低温热源4000的一部分回至凝汽器4048。

调峰设备70通过输入高温蒸汽700、输出低温疏水702，将一次网回水202的温度进一步提升至合适的设计温度，再输入吸收式换热机组10，从而完成一次循环。

结合以上对本发明实施方式的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电厂供热站换热系统具有以下优点：

1.减轻凝汽器的负荷，利用换热站的高温疏水及各级抽汽的高温疏水对低温回水进行加热，换热后的疏水温度可降至35℃左右，大大减轻了凝汽器热负荷。

2.节省热水管网投资，由于一次网管路供回水的温差由45℃提升至100℃，提高了一次网管道的供热能力，在输送同样热量的条件下，流量可降低为原设计的0.45倍，因此可以减小一次网管道的设计直径，节省管道的材料及安装费用。

3.节省高温蒸汽的管道投资，吸收式热泵的综合能效系数为1.6-2.4，蒸汽使用量减少约50％，蒸汽管道安装量节约使用约40％。

4.节省保温材料投资，由于供回水管道直径减少，可减少管道散热量，节能效果明显，回水管道温度较低，可取消保温，节省50％以上的保温材料。

5.节省运行费用，由于流量的降低，循环水泵可采用一用一备，用电功率降低45％左右。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。