Design and analysis of the very high temperature gas-cooled reactor-driven nuclear hydrogen production system based on sulfur-iodine thermochemical cycle and gas-steam combined cycle
Übersetzter Titel:
Design und Analyse des gasgekühlten reaktorbetriebenen nuklearen Wasserstofferzeugungssystems bei sehr hoher Temperatur basierend auf dem thermochemischen Schwefel-Jod-Zyklus und dem kombinierten Gas-Dampf-Zyklus
Two promising VHTR-driven nuclear hydrogen production systems using S-I thermochemical cycle and gas-steam combined cycle were designed and analyzed in this thesis. The proposed system design ideas and the obtained analysis results not only provide some important data references for future engineering applications, but also lay a theoretical foundation for understanding the thermo-economic characteristics of the VHTR-driven nuclear hydrogen production system.
Übersetzte Kurzfassung:
In dieser Dissertation wurden zwei vielversprechende VHTR-betriebene nukleare Wasserstofferzeugungssysteme unter Verwendung des thermochemischen S-I-Zyklus und des kombinierten Gas-Dampf-Zyklus entworfen und analysiert. Die vorgeschlagenen Systemdesignideen und die erzogenen Analyseergebnisse liefern nicht nur einige wichtige Datenreferenzen für zukünftige technische Anwendungen, sondern legen auch eine theoretische Grundlage für das Verständnis der thermoökonomischen Eigenschaften des VHTR-betriebenen nuklearen Wasserstofferzeugungssystems.
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In dieser Dissertation wurden zwei vielversprechende VHTR-betriebene nukleare Wasserstofferzeugungssysteme unter Verwendung des thermochemischen S-I-Zyklus und des kombinierten Gas-Dampf-Zyklus entworfen und analysiert. Die vorgeschlagenen Systemdesignideen und die erzogenen Analyseergebnisse liefern nicht nur einige wichtige Datenreferenzen für zukünftige technische Anwendungen, sondern legen auch eine theoretische Grundlage für das Verständnis der thermoökonomischen Eigenschaften des VHTR-betr...
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