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随着能源体系变革,氢能在能源系统中发挥着越来越重要的作用,绿色化、低碳化制氢技术日益受到关注。高温气冷堆耦合高温电解制氢技术是一种具有潜力的零碳排大规模绿氢制备技术。该文提出了热功率为250MW,氦气出口温度分别为750和950℃的高温气冷堆与高温电解制氢系统的耦合策略,建立了全流程ASPEN仿真模型,并分析了系统热电比对制氢产能和能耗的影响规律,据此评估并探讨了制氢成本及成本降低策略。结果表明:750和950℃制氢系统的最大氢产能分别为28108和35160m3/h。在最大氢产能下,750℃制氢系统的耗电量和耗热量分别为3.73和0.49kW·h/m3,总能量转化效率为40.1%;950℃制氢系统的耗电量和耗热量分别为3.11和0.56kW·h/m3,总能量转化效率为50.2%。提升电解制氢模块的电流密度可显著降低制氢成本,电解模块阳极耦合制备油品等高附加值化工品一方面可以分摊制氢成本,另一方面可以拓展核能高温电解应用场景。 相似文献
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IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the… 相似文献
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两相流压降特性是两相流稳定性研究中的重要特征参数,不同类型的不稳定有不同的压降特性与之对应。本文在清华大学核能技术设计研究院的5MW热工水力模拟实验台架上对自然循环条件下两相流压降与系统流量的关系进行了实验研究。对自然循环和强迫循环流动中压降流量特性进行了比较。实验发现在发生振荡时,压降与流量反相,加热段入口欠热度保持不变。在压降流量相图上,振荡呈现为逆时针方向周期6s的极限圈。 相似文献
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介绍了用阶跃响应法研究热工水力学实验系统的动态特性。给出了热工水力学实验系统不同工况下的动态特性参数。在诸如系统辨识、核反馈实验等含有动态过程的模拟实验中,这些参数是必须考虑的。该实验是在HRTL热工水力学实验系统上进行的,系统的动态响应是用阶跃信号响应描述的。实验结果为其他动态过程实验提供了基础数据。 相似文献
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NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究 总被引:2,自引:0,他引:2
为了掌握200MW核供热堆定位格架对燃料组件阻力系数的影响,采用11的实验本体,模拟条件为几何形状,雷诺数相同,在HRHTL-200水力实验回路上完成本实验研究。描述了实验本体的设计及制作方法,研究了燃料组件进口节流孔板在开孔直径分别为70mm,90mm和110mm条件下,燃料组件及模拟定位格架的流动阻力特性。分析了定位格架对燃料组件阻力系数的影响。实验还研究了有、无定位格架时棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响。实验结果表明棒束机械振动对燃料组件阻力系数的影响可以忽略。研究结果可直接用于200MW核供热堆的热工水力学设计。 相似文献
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描述了200MW核供热反应堆(NHR-200)重力注硼系统启动时发生的各种热工水力学现象。推导了描述该系统动态特性的微分方程组。在此基础上提出了在缩小比例的实验系统上进行模拟实验研究时应遵循的模拟准则,即几何准则,联通准则,流动准则,汽化准则及冷凝准则。分析了各准则在注硼系统动态过程中的作用及相对重要性。给出了在几种简化条件下描述该重力注硼系统的微分方程组及模拟准则。此研究对建立重力注硼模拟研究系统,对分析该系统的热工、流动及工作特性,对NHR-200的安全都有重要意义。 相似文献
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注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性,实验的压力为0.1~1.5MPa,温度为20~198℃,喷射泵工作喷嘴直径为1~8mm,注入流量为0.1~0.8kgs-1。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于5MW核供热堆注硼系统中。 相似文献
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核供热堆失水事故模拟实验研究 总被引:1,自引:0,他引:1
叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路HRTL-5上,对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验,给出了小破口失水事故发生后,系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线,以及对低温堆安全性的影响。 相似文献
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采用移动粒子半隐式法(moving particle semi-implicit method, 简称MPS法)直接数值模拟了蒸汽膜覆盖的液滴破裂, 求解了关于液滴、蒸汽和环境液体的二维Navier-Stokes方程. 计算结果表明蒸汽膜的存在抑制了液滴破裂, 液滴破裂的临界Weber数随蒸汽膜厚度增加而增加. 液滴破裂过程可分为两个阶段, 液滴变形与破裂主要发生于后一个阶段. 同时计算结果揭示, 除了液滴与蒸汽界面处的Rayleigh-Taylor不稳定性较强外, 蒸汽膜覆盖的液滴破裂机理与无蒸汽膜覆盖的液滴破裂机理是一致的. 数值模拟结果的部分特征得到了相关实验的验证. 相似文献