超临界压力水冷包层方案第一壁的热与应力分析

针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体的动量和热量的交换,使传热性能优于圆形管道,而四个角域的存在也造成了该处的应力集中,使结构材料的最大应力明显高于圆形管道。进一步研究冷却剂流向和冷却管道几何结构参数对第一壁结构温度场和应力场的影响发现,在ITER运行工况下,冷却剂流向影响很小,增大冷却管道直径和减小冷却管道最小壁厚均能改善第一壁结构材料中的最高温度,而这两个几何结构参数对第一壁应力的影响较为复杂。     

多工况下CFETR包层背板及流道热工分析

根据中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)包层背板的设计方案及具体的包层模块内部工况,分别完成了对高场侧包层背板和低场侧包层背板的流道的设计。背板的内部流道具体包括两根吹扫气体流道、三根冷却剂冷流道、三根冷却剂热流道。通过ANSYS软件中的FLUENT模块来初步模拟仿真包层背板的固体和流体热工基本情况,分别得到了背板在200 MW、500 MW、1 GW和1.5 GW工况下的温度场分布及各流道内部流体的热交换情况。结果表明:高场侧背板和低场侧背板的最高温度均小于结构材料的许用温度;高场侧和低场侧内部流道的冷却剂平均温度变化均符合包层端入口和出口的设计要求。     

水冷固态增殖包层模块冷却剂管系流量分配研究

包层是磁约束聚变堆中实现氚增殖和能量导出的重要部件,针对包层模块中,由于复杂的串并联流道结构所导致的冷却剂流量分配不均匀问题,采用一维热流体流动分析软件Flowmaster,建立了水冷固态增殖包层子模块的冷却剂流道结构模型。对运行工况下包层冷却剂流量分配进行模拟,并与相关试验以及模拟结果进行比对。模拟结果表明,所建立的子模块一维模型各部分冷却剂温升和压降均与设计值吻合,模型能够准确的描述包层冷却剂流动特性。在稳态运行工况下,包层子模块侧壁支管出现较为明显的流量分配不均匀现象,流量最大值与最小值偏差达到5%。位于侧壁上下两端的集合管对流量分配均匀性起重要作用,保持矩形集合管横截面积不变,横截面长宽相等时流量分配最为均匀。当集合管采用不同形状设计时,圆形管道流量分配均匀性要好于矩形管道。     

托卡马克工程试验堆包层结构应力分析

本文给出了托卡马克工程试验堆包层结构没计的主要特点和包层设计的主要参数。利用线弹性结构分析程序SAP_(5P)和SAP_6程序对包层结构进行应力分析。考虑了包层燃料球重量、温度载荷和冷却剂压力载荷。计算结果表明,在现行设计参数条件下,包层材料应力在所选材料的许用应力范围内,包层结构设计是基本可行的。     

双功能锂铅实验包层模块第一壁冷却流道热工水力学设计优化分析研究

采用理论计算与数值模拟相结合的手段对双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)第一壁(FW)冷却剂流道热工水力学优化方案进行了研究.理论计算给出了不同流速时第一壁结构温度与冷却剂出口温度,并用经验公式估算出相应的冷却剂压降,考虑氦气出口总温、总压降与结构温度限制给出最优方案.采用CFD数值模拟对优化方案进行验证,结果表...     

CFETR COOL包层热-机械性能研究

超临界二氧化碳(sCO₂)液态锂铅包层(COOL)是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层，其主要功能是增殖产氚、屏蔽中子辐射以及能量转换发电。COOL包层在正常运行工况下需要承受冷却剂压力、热应力、重力、电磁力等载荷。本文在不考虑重力和电磁载荷的情况下，采用ANSYS有限元方法对COOL包层扇段的赤道面外包层模块进行热-机械性能分析，结果表明，COOL包层在正常运行工况下，各类材料的最高温度不超过限值，并且结构应力能够满足ITER SDC-IC设计标准，分析结果可为包层优化设计提供重要参考和数据支撑。     

聚变增殖堆液态金属Li自冷包层的热工水力分析

完成了托卡马克商用混合堆 TCB(Tokamak Commercial Breeder)Li 自冷包层设计的热工水力分析,讨论了热工水力设计中的一些关键问题。用两维有限元热传导程序 AYER 计算了 TCB 包层的温度分布,用液态金属 MHD(Magnetohydraudynamic)压降公式计算了包层的压降。同时,还分析了包层冷却剂丧失事故 LOCA 的瞬态热工过程。分析表明,正常工况下,包层结构材料最高温度,结构材料与冷却剂界面最高温度,以及包层总压降都满足堆设计要求。在 LOCA 工况下,如果停堆后1小时内包层中的燃料球能够借助重力卸出包层,第一壁和包层是安全的,并且不会受到损伤。     

高氚增殖比包层的设计及热工水力分析

本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。利用中子学软件分析计算了包层的氚增殖比(TBR)和热沉积分布,并根据计算结果对包层进行热力耦合分析。结果表明:包层TBR较高,且核性能稳定;冷却剂的流量分配情况和压降合理;包层内各组件冷却充分,温度和结构材料热应力不超过限值。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

双冷嬗变包层第一壁热工水力特性数值模拟研究

利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水,取嬗变包层第一壁的局部模型,考虑了流固热耦合,重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂温度、压降及结构材料最高温度的分布。计算结果显示,当水的入口流速为1～5m/s时,结构材料的最高温度较使用典型工况下的氦气作冷却剂时低16～91K,同时结构材料最大温差降低了12.2%～49.5%。结果表明：水可较好地满足稳态工况下第一壁的换热要求。     

水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量分配不均匀的现象;在稳态工况下,水冷包层模块第一壁具有较好的传热能力,瞬态工况下水冷包层模块能够有效地导出反应堆热量;失流事故下冷却管内温度短时间上升至系统压力下的饱和温度,有待进一步研究。相关研究为优化包层第一壁传热设计提供参考,并为今后聚变堆的安全分析提供依据。     

聚变实验堆ITER实验包层瞬态热工安全分析

在中国向ITER(International Thermonuclear Experiment Reactor)实验包层工作组提交的双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)设计分析的基础上,通过对DFLL-TBM系统相关的瞬态事故如真空室内部冷却剂泄漏、TBM(实验包层模块)内部冷却剂泄漏以及真空室外部冷却剂泄漏事故进行计算分析,评价DFLL-TBM对ITER在热工方面对安全的影响.结果表明:当发生瞬态事故时,DFLL-TBM有能力通过热辐射将余热排出,且包层结构不会熔化.DFLL-TBM可满足ITER在热工方面对安全的要求.     

ITER中国氦冷固体实验包层模块温度场和氦气流场三维数值分析

采用通用计算流体力学软件Fluent对应用于国际热核实验堆(ITER)的实验包层模块(TBM)的第一壁Be、Be球床中子增殖区、Li4SiO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场和氦气流道内流场进行了三维数值模拟,研究了TBM的温度场及冷却管道内的氦气流场的分布.结果表明,除极小区域外,材料的温度在该材料所允许的工作范围之内;氦气表现出很好的流动和换热特性.     

DEMO堆包层第一壁热工水力优化分析研究

聚变堆包层第一壁是影响包层换热效率与运行安全性最重要的部件,为了研究第DEMO堆包层第一壁的热工水力性能,对第一壁流道内氦气冷却剂的流动及其与结构材料的换热进行了数值模拟研究及优化分析。结果表明,通过增大氦气进口质量流量可以有效地降低第一壁结构材料的最高温度,但是由此带来的压力损失很大,不能作为强化换热的主要途径。此外,增加每组流道的盘绕次数能起到强化换热的效果,目前每组流道盘绕五次的方案是合理的。流道中存在的圆角包层第一壁的流动换热影响不大,但圆角的存在会使第一壁最高温度有一定的升高。铍涂层的导热系数与第一壁最高温度成反相关关系,但是对第一壁流道的对流换热影响不大。结构材料的导热系数的增大能显著降低第一壁结构材料的最高温度。     

次临界能源堆安全性研究

次临界能源堆由中心的托卡马克装置和围绕其的裂变包层组成。本文根据物理和热工专业分析计算得出的一种针对其裂变包层的燃料和冷却剂通道布置方式,分析设计的包层结构安全性和工程应用中的安全性。包层结构安全性分析使用CFD方法,计算了正常运行工况和冷却剂通道堵管的情况,得到堵管发生后包层的局部状况。通过RELAP程序模拟了裂变包层参与核电厂发电运行过程中,其本身所具有的固有安全性。本文通过计算发现了其安全上的薄弱环节,并提出了改进措施,为以后改进次临界能源堆安全性提供参考。     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层模块结构设计与分析

给出聚变发电反应堆FDS Ⅱ模块式液态锂铅包层(DLL)结构方案,以低活化马氏体(RAFM)钢为结构材料,采用液态金属LiPb作为增殖材料和冷却剂,使用碳化硅流道插件作为电绝缘和热绝缘。包层的设计特点体现在:从增殖区、冷却剂流道、屏蔽包层、母管、机械连接、维修装配等几个方面全局考虑包层设计,结构布置完整;独有的“”形隔板设计使氦气冷却回路容易实现,增殖流道简单,可简化制造工艺,提高可靠性。同其他液态锂铅包层相比,DLL包层在冷却剂系统、制造、装配上可成就较高的可行性。     

中国液态锂铅包层材料研究进展

液态锂铅包层是国际上普遍关注和最有发展潜力的聚变堆包层概念设计之一,而包层材料是液态锂铅包层的核心问题之一.目前,液态锂铅包层普遍选用低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)作为结构材料,液态锂铅作为中子倍增剂及氚增殖剂.另外,部分设计采用了耐高温、电绝缘流道插件作为功能材料,以降低磁流体动力学效应及提高冷却剂出口温度(高于700℃).为适应液态包层的发展需求,中国科学院等离子体物理研究所FDS团队联合国内外相关研究单位,进行了具有中国自主知识产权的中国低活化马氏体钢(CLAM钢)及液态锂铅包层功能材料研发,并开展了锂铅热对流及强迫对流回路的设计、研制及腐蚀实验研究,以研究液态金属锂铅的流动特性及其与结构和功能材料的相容性.同时建立了聚变堆材料数据库平台,为促进中国聚变堆液态包层及材料技术的研究和发展提供数据支持.     

ITER中国液态锂铅实验包层模块设计研究与实验策略

在广泛调研和深入分析国际聚变堆包层发展状况的基础上,根据液态锂铅包层一般特点和中国发展的系列液态锂铅包层概念设计,提出了一个具有演示氦气单冷却剂和氦气/锂铅双冷却剂包层技术的双功能包层模块实验系统方案,对其性能进行了分析研究,作为中国向ITER实验包层工作组(TBWG)提交的液态包层实验模块最终设计描述文件的内容框架。总结了该工作主要内容,包括基本设计思想和方案描述、性能分析概况、对辅助系统的要求和实验策略与关键技术等。     

He冷却试验包层模块的热-力耦合分析

试验包层模块(TBM)是国际热核聚变实验堆(ITER)的关键核心组件,其设计涉及多学科综合优化分析.本文介绍了He冷却固态增殖试验包层的设计概念,并应用热功耦合模拟方法对所提出的包层概念模型的热力响应特性进行分析.结果表明,包层内部各区域的最大温度值和最大应力值均未超过材料容许的限值,所提出的包层设计概念在正常运行工况下是安全可靠的.     

中国先进研究堆稳态自然循环能力分析

针对中国先进研究堆(CARR)的结构和运行特点,开发了CARR自然循环能力计算程序,计算得到了不同池水温度条件下CARR自然循环能力,并分析了池水温度对CARR自然循环特性的影响:自然循环冷却剂流量随池水温度的升高而增大,但自然循环能力(带走的堆芯功率)随池水温度升高而降低.基于理论推导和程序计算结果,提出了一个适用于预测不同池水温度下CARR自然循环流量和堆芯功率的简单关系式,该关系式预测值与程序计算结果误差小于±10%.