高增益包层冷却系统设计及初步热工水力分析北大核心CSCD

高增益包层氚增殖率能够达到1.5以上,能量放大倍数约为5,包层燃料区平均功率达50MW/m3,针对包层存在高功率密度区的这一特点,设计了采用迂回流动方案的水冷系统,主要由内嵌冷却管和汇总分流腔组成。建立了包括第一壁和燃料区的包层三维热工水力计算模型,利用CFD程序FLUENT对冷却系统进行模拟分析,研究了稳态工况条件下包层关键区域的整体热工水力特性。结果表明,该水冷系统流量分配合理,燃料区冷却剂压降为102kPa,出口温度为594K,符合设计预期。包层温度分布结果表明各区域最高温度均满足限值要求,冷却系统能够有效载出包层内裂变反应释放的热量。     

ITER驱动混合堆次临界包层燃料区结构设计与分析

基于国际热核聚变实验反应堆磁约束聚变-裂变混合能源系统次临界包层的物理-热工设计结果,提出了聚变-裂变混合堆次临界包层燃料区结构设计方案,包括纵骨支撑结构、燃料区结构和锆包壳结构。运用Pro/e建模软件建立了次临界包层燃料区结构模型,并利用ANSYS-workbench mechanical有限元分析软件对纵骨式支撑结构开展了初步力学分析,得到了燃料部件和纵骨式多层支撑结构的最大Tresca应力值、应力分布云图和总变形量,其中最大应力为87.04 MPa,最大变形量为0.17mm。按照第3强度理论校核,计算结果表明纵骨式次临界包层结构各部件能够满足强度要求。     

磁约束聚变堆次临界包层概念设计研究进展

为使磁约束聚变堆实现能量放大与氚自持,在其等离子体区周围设置次临界包层和产氚包层。采用天然铀合金燃料、轻水作冷却剂兼慢化剂,内嵌压力管式的次临界包层设计方案,通过对包层物理性能、结构概念设计、热工水力性能和安全分析,表明该方案可将聚变能量放大10倍以上,氚增殖比大于1.15,具有天然的临界安全性和良好余热安全性能。立足于近中期可利用的聚变技术,力争实现聚变能源的提前商用,为我国能源可持续发展提供一种有竞争力的技术选项。     

中国氦冷固态包层热工水力瞬态安全分析

中国氦冷固态包层（TBM）是在国际热核聚变实验堆（ITER）上验证将来聚变商用堆技术可行性的重要一步，相应的热工水力安全分析是保证TBM及ITER安全运行的必要工作。本文使用RELAP5程序，计算了中国氦冷固态包层在稳态和各种严重事故下的热工水力瞬态行为。结果表明，中国氦冷固态包层稳态运行的各种参数都在设计给定范用内；各种事故状态中，由于Ex—Vessel LOCA事故会引起第一壁熔化．是回路系统最严重的失冷事故。In—Vessel LOCA和In—Box LOCA事故并不会对系统造成严重危害基于安全分析结果，TBM结构和中子学设计还可以做进一步改进。     

压力管嵌入式燃料部件入口堵流事故多尺度热工模拟

压力管嵌入式燃料部件内冷却剂管道间不存在横向交混,若燃料辐照肿胀或碎片进入冷却管道内,容易引发堵流事故,造成局部冷却条件恶化,使燃料烧毁。考虑到次临界能源包层流动路径长、方向弯曲等特点,针对入口堵流事故提出一种多尺度热工模拟方法,通过RELAP5程序给计算流体力学(CFD)软件提供边界条件,对核功率密度最高的燃料部件入口处第一排单根流道部分堵塞和全部堵塞工况进行数值模拟,分析事故条件下燃料热工安全特性。结果表明:第一排单根流道部分堵塞时燃料温度仍满足安全限值,而全部堵塞时峰值温度将超过燃料相变温度限值。     

SiC/SiC复合材料第一壁热工设计

以日本原子力研究所那珂研究所聚变堆设计室进行的先进稳态托卡马克聚变堆2（A－SSTR2）概念设计为基础，对SiC/SiC复合材料包层／第一壁热工设计进行了分析计算。通过选取各种几何位形和材料敏感特性参数，用有限元法进行了大量的热工计算，以最高温度、最大热应力为基础建立了包层／第一壁设计窗口，选取了满足热工要求的最佳设计方案，对今后的工程设计具有指导作用和重要的参考价值。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

ITER驱动次临界包层总体结构概念设计北大核心CSCD

详细介绍了ITER驱动的次临界包层结构设计,沿环向360°整个次临界包层被分成36瓣,单瓣包层以等离子工作腔为分界面被分为内、外两部分,分别由第一壁结构、支承结构、燃料区结构、产氚区结构和锆包壳结构等组成。有别于ITER装置现有的小模块包层结构,单瓣内、外包层被设计成一种整体式内置结构,从而减少了裂变燃料区中大量内嵌冷却剂压力管道接头数量、缩短了换料周期并节约了成本。同时考虑到ITER装置本体结构空间对次临界包层的限制,提出了一种既能满足包层热工-流体要求又能实现包层工程焊接安装的管道汇总结构。最后运用Pro/e建模软件建立了包层三维CAD结构图,为后续结构力学分析输出了有限元计算模型。     

ITER屏蔽包层屏蔽块热工水力分析

通过ANSYS CFX对ITER屏蔽块进行了热工水力分析,对同一计算模型给出了两套不同的网格,分析了网格对计算精度的影响,结果表明两套网格都有较好的计算精度。通过数值模拟分析了壁面粗糙度对流动及传热的影响,结果表明壁面粗糙度是影响传热的一个非常重要的因素。     

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通过ANSYS CFX对ITER屏蔽块进行了热工水力分析,对同一计算模型给出了两套不同的网格,分析了网格对计算精度的影响,结果表明两套网格都有较好的计算精度。通过数值模拟分析了壁面粗糙度对流动及传热的影响,结果表明壁面粗糙度是影响传热的一个非常重要的因素。     

板状燃料组件流道部分堵塞的安全边界研究

为掌握板状燃料组件内多个流道堵塞下的流动换热特性,获得流动堵塞致传热恶化的触发边界,以提高板状燃料反应堆的运行安全性,以典型板状燃料堆JRR-3M的标准燃料组件为对象,基于定性分析将流道堵塞事故分为非相邻流道堵塞与相邻流道堵塞两类,采用计算流体动力学软件ANSYS Fluent对两类流道堵塞事故下的流动换热特性进行模拟。模拟结果表明:非相邻流道完全堵塞或相邻流道最大堵塞率低于35%,流道内不会发生局部沸腾且燃料最高温度低于许用温度。基于上述结果,可确定JRR-3M反应堆在堵流事故下的安全运行边界。     

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采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。     

Maximal design basis accident of fusion neutron source DEMO-TIN

When analyzing the safety of nuclear (including fusion) facilities, the maximal design basis accident at which the largest release of activity is expected must certainly be considered. Such an accident is usually the failure of cooling systems of the most thermally stressed components of a reactor (for a fusion facility, it is the divertor or the first wall). The analysis of safety of the ITER reactor and fusion power facilities (including hybrid fission–fusion facilities) shows that the initial event of such a design basis accident is a large-scale break of a pipe in the cooling system of divertor or the first wall outside the vacuum vessel of the facility. The greatest concern is caused by the possibility of hydrogen formation and the inrush of air into the vacuum chamber (VC) with the formation of a detonating mixture and a subsequent detonation explosion. To prevent such an explosion, the emergency forced termination of the fusion reaction, the mounting of shutoff valves in the cooling systems of the divertor and the first wall or blanket for reducing to a minimum the amount of water and air rushing into the VC, the injection of nitrogen or inert gas into the VC for decreasing the hydrogen and oxygen concentration, and other measures are recommended. Owing to a continuous feed-out of the molten-salt fuel mixture from the DEMO-TIN blanket with the removal period of 10 days, the radioactivity release at the accident will mainly be determined by tritium (up to 360 PBq). The activity of fission products in the facility will be up to 50 PBq.     

CFETR水冷包层一回路系统初步设计和配套设备的模拟

通过设计两套独立的聚变堆一回路系统(PHTS),分别为増殖区(BZ)和第一壁(FW)提供冷却,采用在FW PHTS和电力转换系统(PCS)之间设计一套中间传热系统(IHTS)的方案,解决了托卡马克装置脉冲操作对PCS的影响。同时利用Ebsilon软件建立一套核电厂配套设备(BOP)的系统模型,模拟该系统在1.5GW聚变功率下的运行状况。初步的设计包括管道、蒸汽发生器(SG)、中间换热器(IHX)、给水泵在内的PHTS设计和布局,并确定了系统各部件的主要参数。从Ebsilon软件模拟的结果可以看出,该系统可以在脉冲/间隙时间为2h/0.5h的模式下以80%的功率下平稳的运行,保证了PCS有持续稳定的电力输出。     

基于垂直磁场压缩的EAST等离子体初步研究

 基于等离子体参数随大半径/小半径变化的规律，分析了电流平顶段垂直磁场与相关等离子体参数的关系。垂直磁场的非线性部分用于分析非感应电流驱动效应，包括自举电流效应。此外，对于给定的等离子体电流，推导了平顶段垂直磁场与线平均密度之间的关系，并进一步研究压缩后的等离子体。基于EAST第41195次放电的数据分析表明，垂直磁场强度的增大可以使得等离子体温度、密度、βp和自举电流份额获得提升，为等离子体参数高参数，特别是βp提供了一种可能性参考。     

聚变堆液态包层增殖区铅锂与氦气多流场耦合换热特性研究

采用三维计算流体动力学(CFD)方法对聚变堆液态包层增殖区高温液态铅锂与结构内高压氦气耦合换热进行数值模拟。建立了充放式高压氦气回路和换热实验段,开展了包层典型工况下液态铅锂与氦气多流场耦合换热对比实验验证。研究了氦气压力和增殖区铅锂入口温度、核热功率密度变化时的流动与传热特性及其影响规律,获得了氦气与RAFM钢壁面、液态铅锂与RAFM钢壁面之间的换热系数和换热关联式,为液态包层的设计研发提供了参考依据。     

铅基反应堆自然循环与应急余热排出研究

自然循环特性是铅基反应堆一回路的关键运行特性,对反应堆的非能动应急余热排出具有重要的影响,自然循环特性与余热排出能力是反应堆热工水力研究的重要内容。采用多孔介质方法,建立了CiADS铅基堆1/4三维计算模型,使用FLUENT程序对额定工况与低功率工况进行稳态计算。为了研究全厂断电事故下的余热排出过程,从热工水力的等效原则出发,尝试建立二维等效模型以提高瞬态计算效率。结果表明,CiADS铅基堆具备低功率自然循环运行能力和一定的事故容错能力;二维等效模型与三维模型计算结果吻合较好,可用于瞬态下的简化分析;CiADS铅基堆的非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,反应堆具有良好的固有安全性。     

氘氚聚变中子发生器旋转氚靶传热特性研究

强流氘氚中子发生器可用于模拟聚变堆中子环境, 对于开展聚变堆包层材料相关实验研究具有重要意义. 本文提出了一种用于10¹² n·^-1量级氘氚中子发生器HINEG (high intensity neutron generator)的旋转氚靶系统设计方案, 并对其技术难点和强化传热方法进行了介绍. 为考查该氚靶系统的传热特性, 利用Computational Fluid Dynamics方法对冷却水层厚度、冷却水流速和氚靶系统旋转速度对靶面冷却的影响进行了分析, 并对不同热功率密度下靶面的传热过程进行了研究. 结果显示, 大的水层厚度、大的冷却水流速和高的靶系统旋转速度有利于靶面的冷却, 但水层厚度和水流速的变化对靶面传热影响较小. 一定条件下靶面所承受的热功率密度不能超过某个限值.