高温气冷堆耦合高温电解规模化制氢系统仿真

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。     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

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…     

200MW 核供热反应堆重力注硼系统模拟研究准则

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。     

NHR-200燃料组件定位格架水力学模拟实验研究

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。     

两相流稳定裕度

进行了用相关分析系统辨识方法判别两相流稳定裕度的实验研究。由于采用了该实验方法使两相流动稳定性实验研究方法建立在控制理论基础上，可以在系统正常运行工况下判定两相流稳定裕度及其动态特性，对核供热堆的两相流稳定性预报有实用价值，实验是在核供热堆热工水力学模拟实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，实验结果对两相流动态数学模型的建立与验证提供基础数据。     

自然循环两相流系统压降特性研究

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。     

Investigation on Dynamic Character of Thermohydraulic TestSystem

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。     

上空腔破口失水时的压力衰减过程和失水量

在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究,给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面积、系统内水汽质量、二回路运行状态和加热功率等因素对系统内压力变化速度的影响。对于具有一定压力处于饱和状态的汽水两相分离系统的破口失水过程,采用准稳态假设进行了分析,建立起基本关系式,导出了系统内压力和水量变化的表达式。对于核供热反应堆和其他类似系统的安全分析提供了一个简捷有效的分析工具。     

核供热堆注硼系统喷射泵的特性研究

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。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

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。