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应用SolidWorks和ANSYS软件设计了自由液态锡表面流体结构模型,计算了初始流速和热通量不同时液态锡的速度变化和温度变化,得到了流动液态锡的速度分布和温度分布。结果表明,垂直流动方向液态锡流速较为均匀,沿流动方向液态锡流速逐渐增大、液态锡液面厚度逐渐变薄。初始温度为600K的条件下,热通量为1MW·m?2时,液态锡出口温度为623.38K;热通量为5MW·m?2时,液态锡出口温度为720.18K。在相同条件下使用液态锂作为计算流体,结果表明出口处液态锂的温度低于液态锡的温度。     

热通量和液态锂流速对自由流动液态锂温度分布的影响

应用商业软件ANSYS CFX 计算了等离子体热通量和液态锂流速对自由流动液态锂温度分布的影响。计算结果表明,导向槽中心附近液态锂温度较高,冷却水入口和出口对应位置液态锂温度最低。液态锂出口温度随着等离子体热通量的增大而线性升高,冷却水流速为1.5m·s⁻¹,热通量分别为0.1MW·m⁻² 和1MW·m⁻² 时,液态锂在出口处对应的温度分别为255.3°C 和458.6°C。增大液态锂流速,导向槽内液态锂的温度逐渐降低,但温度变化的幅度较小。计算结果对液态锂回路安全稳定运行提供了一定参考。     

液态锂实验装置中水冷效率模拟

应用商业软件CFX 计算了液态锂流速、热通量、冷却水的速度和温度对自由流动液态锂在热负荷作用下液态锂温度和水冷效率的影响。结果表明：液态锂温度随液态锂流速的增大而降低。热通量小于2MW·m^-2 时,水冷能够满足对液态锂温度控制的要求;在更大热通量作用下,水冷却显现出冷却能力不足。增大冷却水流速是降低液态锂温度、提高冷却效率的有效途径;冷却水温度对液态锂温度和冷却效率的影响较小。     

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应用商业软件ANSYS CFX计算了等离子体热通量和液态锂流速对自由流动液态锂温度分布的影响。计算结果表明,导向槽中心附近液态锂温度较高,冷却水入口和出口对应位置液态锂温度最低。液态锂出口温度随着等离子体热通量的增大而线性升高,冷却水流速为1.5m·s-1,热通量分别为0.1MW·m-2和1MW·m-2时,液态锂在出口处对应的温度分别为255.3°C和458.6°C。增大液态锂流速,导向槽内液态锂的温度逐渐降低,但温度变化的幅度较小。计算结果对液态锂回路安全稳定运行提供了一定参考。     

流动液态锂回路的设计与初步实验研究

对流动的液态锂限制器回路平台的热力学及流动性进行了分析。通过ANSYS分析发现,限制器工作在350℃的温度下,通过真空室壁内侧添加的热屏蔽层及氦冷的应用,可以有效地控制真空室壁的温度在180℃以下。对注锂管法兰的温度分析发现,通过流速2.5m•s^-1的水冷设计,能够控制法兰刀口位置的温度在60℃左右。根据液态锂2m³.h^-1的流量设计要求,分别估算了液态锂回路中沿程阻力损失及局部阻力损失,综合回路中的锂流动盘与电磁泵之间的高度压差,计算出液态锂驱动所需的电磁泵压头为14.2m。根据流动液态锂实验回路的热力学及流动性分析,设计完成了液态锂回路并开展了流动液态锂实验。实验结果表明,系统温度控制合适,没有出现真空室或注锂法兰过热引起的泄漏。同时电磁泵能够克服阀门及管道的阻力等顺利的驱动液态锂流动形成闭合的循环回路。     

2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究

在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW 的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH₂ 对中子的屏蔽效果,发现200mm 的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR 在运行10 个满功率年(FPY)和20FPY 后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY 后中子壁载荷在1.0MW·m⁻²、1.5MW·m⁻²、 2.5MW·m⁻² 时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY 后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR 先进包层设计提供参考。     

W/RAFM 钢偏滤器靶板的结构分析与寿命预测

探究RAFM 钢作为偏滤器靶板热沉的替换材料，验证其在3 种不同工况下的结构强度并预测其在交变载荷下的疲劳寿命。得出3S_m 法则下W/RAFM 钢偏滤器靶板最大可承受热负荷为8MW·m⁻²。结合中国聚变工程实验堆(CFETR)的设计目标，如果以ITER 偏滤器两年运行周期为设计准则，最大承受热负荷为7MW·m⁻²。考虑到偏滤器靶板区域呈现高热负荷低中子辐照、挡板和DOME板区域低热负荷高中子辐照特性，可以采用W/Cu 和W/RAFM 双路偏滤器靶板的结构设计。     

冷却倾斜板熔体处理过程边界层分布及流动传热的理论研究

针对倾斜板熔体处理晶粒细化与半固态成形原理,研究了倾斜板熔体处理过程边界层分布,建立了熔体传热和冷却速率的计算模型.计算结果表明,随着斜板倾角和熔体初始流动速度的增大,熔体在倾斜板上从层流向紊流的转变时间减少;温度边界层厚度随着熔体初始流动速度的增加而减小,斜板倾角对温度边界层厚度的影响较小;温度边界层厚度和速度边界层厚度都随熔体流动距离的增加而增大,在层流区,温度边界层厚度远大于速度边界层厚度,而在紊流区,温度边界层厚度与速度边界层厚度重合;倾斜板上熔体冷却速率与熔体厚度成反比,初始流速小于1m/s时,熔体的冷却速率沿着倾斜板长度方向逐渐增大,初始流速为1m/s时,熔体的冷却速率沿倾斜板长度方向基本不变,当初始流速大于1m/s时,熔体冷却速率沿倾斜板长度方向逐渐减小;倾斜板上熔体冷却速率在100—1000 K/s之间,属于亚快速凝固范畴.     

液态锂在铜的微通道中的流动行为

本文采用分子动力学方法模拟了液态锂在铜的微通道内的流动行为. 通过构建铜(111), (100)和(110)晶面的微通道内壁, 研究了液态锂在流固界面上的微观结构以及在铜微通道中的流动速度分布情况, 并探讨了微通道尺寸对液态锂流动行为的影响. 研究结果表明铜微通道内的液态锂在靠近铜固体壁附近区域呈有序的层状结构分布, 并受铜内壁晶面微观结构的影响. 铜(111)和(100)面内壁附近的液态锂有序层分布结构更明显. 外驱力作用下的液态锂在微通道内的流动速度呈抛物线分布, 流固界面和流动方向对液态锂的流动速度都会产生影响. 液态锂在铜(111)面内壁上流动的速度最大, 且出现了速度滑移; 在铜(110)面内壁上流动速度最小. 通过对不同尺寸的微通道内液态锂流动行为的研究, 发现流动速度的大小随着微通道尺寸的增加而增大, 且最大速度与微通道尺寸呈二次函数关系, 与有关理论计算结果符合得很好.     

聚变堆同芯母管流速分布的MHD效应研究

磁约束聚变堆中的液态金属包层等部件处于磁场之中,在磁流体动力学效应的影响下,液态金属的流速分布及压降会随磁场不同而改变。本文基于相容守恒格式,对液态锂铅包层中的重要结构同芯母管,在磁场作用下的流速分布进行了数值模拟。对不同方向加磁场的计算结果表明,磁场会对其所在方向上的流动产生拉平效应,对于同芯母管而言,沿宽度方向所加的磁场能使流量在不同出口管道之间均匀分布,沿高度方向所加的磁场主要使同一出口管道中流速均匀分布,而对于管道间的流量分布作用较小。     

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Using commercial software CFX, the effect of velocity of liquid lithium, heat flux, velocity and temperature of water on temperature of the free flow liquid lithium and cooling efficiency of water under the action of thermal load was calculated. Results indicate that temperature of liquid lithium will decrease with the increase of velocity of liquid lithium. When heat flux is less than 2MW·m^-2, water cooling can meet the requirements of the temperature control of liquid lithium, however, cooling capacity of water is insufficient when heat flux is much higher. Increasing the velocity of cooling water is the effective way to decrease temperature of liquid lithium and improve cooling efficiency. The temperature of water has a little impact on temperature of liquid lithium and cooling efficiency.     

EAST ��ƫ������а��ȹ�ˮ������

In order to improve the anti-thermal load and heat dissipation performance of the divertor of EAST, its first wall material is changed to tungsten from graphite. In the structure, outer target adopts the ITER-like monoblock, bracing and cooling structure adopts incorporate cassette. After establishing the cooling structure of EAST tungsten divertor, the flows-solid coupling heat conduction model of water-pipes is used to analyze the heat dissipation situation of outside target in the form of turbulent flow. While the cooling system comes to failure, a series of heat flux value 3MW·m^-2, 5MW·m^-2, 8MW·m^-2, 10MW·m^-2 are applied in the hazardous area to analyze transient conditions and real temperature distribution. The results shows that if the water flows at 4m·s^-1, the cooling pipes can withstand the heat flux with peak power in 10MW·m^-2. It can well meet the needs in heat dissipation of EAST experiment.     

EAST 钨偏滤器外靶板热工水力分析

为提高EAST 偏滤器的抗热载和排热能力,将偏滤器第一壁的材料由原来的石墨改为钨,在结构上,靶板采用了类ITER 的单块结构,支撑和冷却采用一体化的盒式结构。确定了EAST 钨偏滤器的冷却结构后,通过水管的流固耦合传热模型,分析了外靶板在紊流冷却方式下的散热情况。同时计算了在水冷系统失效的情况下,偏滤器外靶板的危险区域在3、5、8、10MW·m^-2 热流密度下的瞬态温度分布情况。结果表明,水流速度在4m·s^-1 时, 水管可以承受峰值功率10MW·m^-2 的热流密度,能够很好地满足EAST 装置运行的排热要求。     

非均匀加热条件下内插扭带管强化传热模拟分析

以水为工作介质,采用欧拉多相流模型和非平衡沸腾模型,当流速在0.3~0.7m·s^-1范围内、工作压力为4.5MPa、热流密度为2MW·m^-2时,数值模拟了内插扭带管和光管管内流动过冷沸腾传热。对比了两种管道的换热系数、气泡份额、流动速度、流场流线、固体组件温度和压降,分析了内插扭带管的综合性能。结果表明,与光管相比较,内插扭带管的换热系数提高约6%~90%,压降增大约200%~250%,得到流速在0.4~0.6m·s^-1范围内时内插扭带管的综合性能评价因子η为1.1~1.3。     

2GW ������CFETR �������εij�������ѧ�о�

Using a one-dimensional (1D) neutronics model, the neutronics performance in the China fusion engineering test reactor (CFETR) with latest design dimensions of vacuum vessel is calculated under the 2GW fusion power. The shielding effect of neutron reflecting material ZrH₂ on neutrons is calculated, and it is found that the 20cm reflector can shield 94.3% neutron fluence and 94.9% neutron nuclear heat. Meanwhile, the minimum shield blanket thickness corresponding to different neutron wall loads is calculated when CFETR is operated at 10FPY (full power year) and 20FPY. The results show that the minimum shield blanket thickness are 44cm, 53cm, and 65cm corresponding to the neutron wall loads with 1.0MW·m⁻², 1.5MW·m⁻², and 2.5MW·m⁻² respectively after the device is operated at 10 FPY; whereas the shielding blanket needs to be thicker in the radial direction to meet the neutron shielding requirements after the device is operated at 20FPY. The optimized size of the shielding blanket provides a significant reference for the design of CFETR advanced blanket.