CFETR增殖包层极向分块对电磁载荷分布影响研究

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的增殖包层采用多模块的设计方案,即在环向和极向上由多个包层模块组成。当发生等离子体大破裂或垂直位移事件等电磁工况时,增殖包层上感应产生的巨大电磁载荷将共同作用于背板结构上,严重影响增殖系统的结构稳定性。为了研究增殖包层极向分块对背板电磁载荷分布的影响,使用通用有限元软件ANSYS,实现了一个具有36 ms指数电流猝灭的等离子大破裂工况模拟。首先系统评估了采用U型套管方式的氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层模块上的电磁力和力矩分布。然后详细比较不同极向分块形式对包层扇段电磁载荷分布的影响。研究结果表明:当高场侧包层模块位置和数目不变时,通过增加低场侧包层的极向分块数目,等离子体大破裂工况在低场侧包层上产生的电磁力和力矩均有所减少。对于高场侧包层,当低场侧包层极向分块增加时,径向方向的电磁力有稍微的增加,其他两个方向变化不明显。此外,随着极向分块数目的增加,高/低场侧包层扇段包层的总电磁力均表现出下降的趋势。     

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。     

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。     

CFETR氦冷固态包层设计及热工水力学分析

基于中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)提出了一种新型氦冷固态氚增殖包层设计方案。以托卡马克中平面上一块外包层模块为例,系统介绍了该包层概念设计。基于工程流体力学理论,对包层模块内冷却剂的流动特性进行了理论求解。同时采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件CFX,对包层模块流体域和固体域进行耦合传热分析,求解得到冷却剂的流动特性和理论计算难以求解的固体域温度场分布。计算结果表明:理论计算与模拟结果吻合程度良好,冷却剂在包层内总压降为243 k Pa,总温升为194.6°C,运行在合理区间;包层各结构材料在正常运行工况下的温度可以满足材料的最高温度限制要求,为该包层方案的进一步结构优化和安全分析提供参考。     

冷却剂温度混合模拟试验

为了研究冷却剂在具有环形堆芯的350MW球床模块式高温气冷堆堆底流道中的温度混合性能,在1:3.7的相似模拟试验台架上进行了模拟试验研究。文中描述了相似试验台架和试验情况,并给出了主要试验结果。试验结果表明,堆底流道结构设计具有很好的冷却剂温度混合功能,可使环形球床高温出口冷却剂在进入蒸汽发生器之前,其温差减小到允许值以下。     

冷却剂温度混合模拟试验

为了研究冷却剂在具有环形堆芯的350MW球床模块式高温气冷堆堆底流道中的温度混合性能,在1:3.7的相似模拟试验台架上进行了模拟试验研究。文中描述了相似试验台架和试验情况,并给出了主要试验结果。试验结果表明,堆底流道结构设计具有很好的冷却剂温度混合功能,可使环形球床高温出口冷却剂在进入蒸汽发生器之前,其温差减小到允许值以下。     

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。     

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。     

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...     

ITER中国液态锂铅实验包层模块结构设计与加工

根据ITER实验包层的发展目标,实验要求,限制条件,结合聚变发电反应堆FDS-Ⅱ DLL/SLL包层方案设计了DFLL-TBM原型结构,给出了加工工艺和装配序列方案.该实验模块特点是极向LiPb流道易于布置FCI流道插件,"]"型隔板和"盒形"背板式联箱简化冷却方案和结构.这种简单的结构易于加工制造,易于派生出在ITER不同运行阶段实验的系列模块,符合在ITER进行SLL-TBM和DLL-TBM两种包层模块实验的策略.     

CLAM用作超临界水冷包层第一壁结构材料的热与应力性能分析

在聚变堆超临界水冷固态增殖包层第一壁的运行工况下,采用数值方法对采用中国低活化马氏体钢(CLAM)作为结构材料的第一壁进行单向流固耦合分析,为超临界水冷实验包层模块(TBM)的热工设计提供借鉴。分别采用CLAM和F82H作为第一壁结构材料,对比温度场和应力场,并考察不同冷却管道形状(矩形和圆形)、不同冷却管道直径和最小壁厚对第一壁温度场和应力场的影响。结果表明:CLAM的最高温度及最大应力均高于F82H的;采用CLAM作为结构材料时,矩形冷却管道的角域的换热得到了增强,但同时也造成了应力集中,第一壁设计时应综合权衡;增大冷却管道直径和减小最小壁厚均有利于换热。     

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.     

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。     

ITER氦冷固态实验包层模块第一壁氢同位素双向输运数值分析

氦冷固态实验包层模块(HCCB-TBM)安装于国际热核聚变实验堆(ITER)中,用以验证HCCB包层概念的氚增殖能力与热移出能力。HCCB-TBM第一壁用于承受堆芯等离子体粒子轰击和包容内部功能材料。外侧等离子体驱动氘、氚粒子渗透与内侧氢分压驱动渗透的同时存在,形成了第一壁的双向氢同位素输运。此双向输运可能对第一壁外表面再循环系数、包层增殖氚的纯化产生重要影响。基于商业软件COMSOL建立第一壁双向氢同位素输运模型,研究第一壁的氢同位素的输运特征。仿真结果表明：第一壁中的冷却剂流道具有强的氢同位素移出能力,使得双向输运解耦合;在ITER等离子体脉冲周期中,放电过程中已扩散到材料内部的氚在等离子体关停时扩散回流到真空室侧,关停时的回流将降低向冷却剂流道的氚渗透损失。     

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.     

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。     

10MW高温气冷反应堆堆底结构中的气体流动模拟试验

在1:1.5相似模拟试验台架上进行了10MW试验高温气冷反应堆堆底结构中的气体流动试验,其目的之一是研究堆底流道及热气导管的冷却剂热混合性能。描述了试验台架和试验情况,并给出了主要试验结果。结果表明,所设计的堆底反射层中的流道结构具有很好的冷却剂热混合性能,在热气导管出口处,温度混合程度达98％以上,而冷却剂的热分布均匀程度超过了99％。     

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。     

DEMO水冷包层第一壁结构优化设计研究

针对聚变示范堆（DEMO）水冷包层,通过计算流体力学程序CFX和计算结构力学程序ANSYSWorkbench中的SIMULATION模块进行单向流固耦合分析。在对现有设计的DEMO水冷包层第一壁温度和应力数值模拟分析的基础上,改变了第一壁流道结构,着重研究了不同流道结构下的温度和应力分布,分析了几何结构对最高温度和最大应力的影响,提出第一壁结构的优化设计方案。数值模拟结果表明,优化设计方案能有效降低第一壁结构中的最高温度和最大应力。     

软化热处理与预变形对CLAM钢塑性的影响分析

CLAM钢是中国ITER液态测试包层模块的首选结构材料,其塑性是影响测试包层冷却流道加工制造的关键因素之一。本文对CLAM钢进行退火软化热处理,测试其拉伸性能,并研究经过5%、10%和15%预变形,均分别在600℃、700℃和800℃回火30 min后,CLAM钢塑性的回复情况,以获得预变形量和回火工艺与CLAM钢塑性之间的关系,为制备包层模块及其冷却流道提供材料技术支持。研究表明:退火态CLAM钢塑性较正常热处理态CLAM钢有较大提高,在预变形和回火过程中,其塑性随预变形量的增大而下降,随回火温度的上升而提高。