基于RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析

利用嵌入了液态锂铅（LiPb）的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3,对双功能液态锂铅（DFLL）实验包层模块（TBM）的安全特性进行评价。对DFLL-TBM及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。计算结果表明,稳态运行时第一壁（FW）结构材料表面最高温度低于允许值550 ℃。事故工况下氦气泄漏引起的ITER真空室（VV）、窗口设备室（port cell）以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶（TCWS vault）的增压均低于ITER要求的限值0.2 MPa。实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。DFLL-TBM的设计可满足ITER对其热工水力安全方面的要求。     

双功能液态锂铅包层氚增殖性能分析

双功能液态锂铅(DFLL)包层作为一种高性能的产氚包层,是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层之一。氚增殖比(TBR)是产氚包层核心设计参数之一,是评估聚变堆氚自持性能的重要指标,有必要对其进行详细分析。本文介绍了DFLL包层氚增殖性能数值分析与实验验证工作。其中数值分析采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC建立了全堆三维中子学模型,计算分析了包层不同位置处的TBR值,并对影响包层氚增殖性能的相关因素,如第一壁材料、钨护甲、包层增殖区厚度、6 Li富集度等进行了敏感性分析及参数优化;实验验证工作利用强流聚变中子源HINEG,开展了DFLL中子学实验模块不同位置产氚率(TPR)测量。研究结果显示,经过优化的DFLL包层TBR设计参数可达到1.208,满足CFETR第一阶段的氚自持要求;实验结果与理论计算结果的最大偏差为8%以内符合,实验结果的测量不确定度在2σ内优于9.8%。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块氚渗透分析

对ITER中国液态锂铅实验包层模块的氚渗透途径进行了初步分析,并建立了氚渗透模型;在确保环境安全的前提下,通过计算LiPb中的氚分压分析了氚渗透量及氚总量的分配情况;在此基础上通过改变进入氚提取系统中LiPb比例(F)和涂层氚渗透减少因子(TPRF)对氚提取及渗透的影响做了灵敏性分析.     

破口条件下高压氦气冲击液态铅锂压力传播实验分析

液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内破口事故时保证其在高压氦气冲击下的完整性以避免放射性物质外泄具有重要意义。为获得高压氦气冲击铅锂所形成冲击波的压力传播规律,本文基于液态重金属安全回路KYLIN-S实验平台,先后开展了高压氦气冲入水的测试实验和高压氦气注入高温铅锂的破口实验。研究表明,高压氦气(8MPa)冲击铅锂现象可以分为两个阶段,第一阶段为冲击波快速震荡叠加阶段,该阶段持续时间很短约0.064s,形成的冲击波产生多个压力波峰,压力峰值最高达到6.42MPa,压力震荡经过3～6个周期后,不同监测点的压力波动快速耗散消失。第二阶段为压力稳定增长阶段,该阶段持续时间约为3.5s,压力持续增加直至实验系统压力达到平衡,系统平衡压力达到3.45MPa。     

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。     

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块液态金属流动MHD效应数值模拟

为研究国际热核聚变实验堆(ITER)的中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)中液态金属磁流体动力学(MHD)效应,对在强磁场环境下磁流体动力学效应对液态金属LiPb流动和传热的影响进行数值模拟和分析.主要包括三部分:(1) 建立模拟液态金属磁流体的磁感应方程数学模型和程序简介;(2) 对液态LiPb MHD流体在全模块内流动的数值模拟,给出了速度场和压力场分布,重点考察和分析局部的流动特点和对传热的影响;(3) LiPb在进口供给联箱内的流场的数值模拟,对供给联箱的分流作用给出了初步的估算和评价.     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层氚增殖中子学分析研究

针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisualBUS1.0以及相应的数据库HENDL1.0/MG。基于二维模型进行校核计算所使用的程序为MCNP4C,相应的数据库为FENDL 2/MC。     

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一.结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路.本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况.     

ITER中国液态锂铅实验包层模块氚提取系统设计

ITER中国液态锂铅实验包层模块氚提取系统(TES)是通过含0.1%H2的低压氦吹洗气流,在鼓泡器中将液态锂铅内产生的氚交换和载带出来,进入同位素分离系统连接进行氚提取.给出了该系统总体参数、工艺流程、辅助设施等设计.     

中国液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ磁流体动力学直管实验段数值分析

基于液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ即将开展的磁流体动力学(MHD)实验是分析聚变堆包层中液态金属在强磁场环境下流动特性的重要途径,实验段物理量的准确模拟能够为实验段的设计优化以及速度、压力等的测量方式提供参考和依据,保证实验的顺利完成。本文采用一种电流守恒格式及相容的Projection方法模拟高哈特曼数(Ha)下的MHD流动,在对算法进行校验的基础上,对上述实验段在梯度磁场以及均匀磁场下的磁流体动力学效应进行了数值分析,探讨了感应电流产生的洛伦兹力对速度场、压力场的影响。     

中国双功能锂铅实验包层系统在ITER赤道窗口的界面设计

中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)是中国计划在国际热核实验堆(ITER)进行氚增殖包层实验的两个候选概念之一.实验包层系统(TBS)与ITER界面设计关系到TBS能否在ITER装置有限空间内安装和实验,是ITER国际组关注的重点.本文根据ITER对TBS的设计要求、DFLL-TBS概念设计,结合中国与印度TBS在实验窗口的功能、安全和空间分配的定义,利用CATIA三维设计软件进行了DFLL-TBS在ITER窗口塞、管林区、窗口室的界面设计,初步设计可以满足ITER实验窗口空间要求.     

ITER双功能液态锂铅实验包层系统PIE-PIT分析

ITER要求各参与国的实验包层模块在实验前必须提交安全分析报告(含确定论分析和概率论分析),进而获取安全许可证.结合中国双功能锂铅实验包层模块的具体特点,采用了假设始发事件-潜在影响表(PIE-PIT)分析方法对DFLL-TBM进行了安全评估与分析,已验证确定论安全分析所选择的三个参考事件是否可包络PIE-PIT分析得到的严重事故序列.     

ITER中国液态锂铅实验包层模块热工水力学设计与分析

依据ITER堆芯物理参数和中子学计算结果,给出了双功能锂铅实验包层模块热工水力学设计方案,并对氦气系统和液态金属锂铅系统压降和驱动功率进行了初步计算.相关中子学、结构、安全及MHD模拟结果证实了设计方案的可行性.     

聚变发电反应堆双冷锂铅包层热工水力学设计与分析

依据结构设计和中子学计算结果给出了聚变发电反应堆FDS-Ⅱ双冷锂铅(DLL)包层热工水力学设计方案。采用数值计算软件对液态金属增殖区LiPb流场和第一壁热-结构等进行了模拟,并对功率转换系统的热效率进行了计算。通过分析评估,证实该包层热工水力学方案能较好地实现FDS-Ⅱ聚变发电反应堆预期目标。     

ITER双功能液态锂铅实验包层系统故障模式影响分析

实验包层模块允许放置在ITER中实验的前提是其对ITER的安全以及对工作人员和环境不构成显著影响。ITER要求各参与方的实验包层模块在实验前必须提交安全分析报告,进而获取安全许可证。在中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)设计基础上,采用了故障模式影响分析(FMEA)方法对DFLL-TBM进行了安全评估与分析,得到所有可能导致严重后果的假设始发事件,验证了确定论安全分析所选择的三个参考事件可以包络所有的假设始发事件。     

中国液态金属锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ MHD实验段设计与分析

锂铅实验回路是研究液态金属锂铅包层关键技术问题的必备装置,MHD(Magneto Hydro Dynamic)实验是探究液态金属在聚变强磁场环境下流动特性的重要环节.本文结合聚变堆锂铅包层设计特点和实际的工程可行性,设计了中国高温多功能液态金属锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ中的MHD实验段.初步结果表明MHD实验段设计方案的合理性,能够满足回路的设计原则和要求.     

基于RELAP5的中国氦冷固态包层真空室外破口瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4对中国氦冷固态包层、氦气冷却剂回路和二次侧水冷系统进行建模和系统热工水力安全评价。依据ITER事故分析制定的事故序列,对设计基准真空室外破口进行了瞬态分析,并对比了不同破口位置、面积和停堆方式对第一壁的影响。结果表明：真空室外破口发生在风机的下游较上游危险,且小破口较大破口更危险;若真空室外破口同时包层第一壁破口,也可通过自然循环和辐射换热带走衰变热冷却包层;真空室外破口事故中采用聚变停堆系统的3s停堆方式,可避免第一壁熔化。     

中国液态锂铅热对流实验回路DRAGON-Ⅰ温度场和速度场数值模拟分析

锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属锂铅包层关键科学技术问题的必备装置,其锂铅温度场和速度场分布对分析相关实验结果是必需的。DRAGON-I是中国第一座热对流锂铅实验回路,采用FLU-ENT软件对该回路中液态锂铅的温度场和速度场进行了二维和三维模拟分析。结果表明:回路内锂铅温度场分布符合回路设计时的温度变化要求,并在回路管径截面上变化很小;锂铅速度除了在回路上端两个直拐角处波动较大外,其余管道直段波动非常小,平均速度约0.14 m/s。