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相似文献
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1.
托卡马克工程试验混合堆概念设计   总被引:2,自引:2,他引:0  
本文描述了托卡马克工程试验混合堆(TETB-Ⅲ)的概念设计。堆芯等离子体、各类磁体、包层中子学与热工水力、磁体屏蔽等设计协调一致地体现在堆结构设计中。结构设计考虑了各部件维修的需要和冷却剂进出管道的具体安排。燃料增殖只安排在等离子体环的外侧包层,放宽对内侧包层的中子学性能要求,以及实现较低的锂冷却剂磁流体动力学压降等是设计的一些特点。最后,对设计进行了安全性分析和有关放射性的计算。  相似文献   

2.
根据这几年HCCB-DEMO包层技术的发展,对原氦冷固态氚增殖包层进行相应设计改进。利用三维有限元软件CFX对该改进设计进行了热工水力学计算及分析。分析模型包括:第一壁,增殖单元,筋板以及三者集成模型。结果表明:各子部件在单独分析的情况下,材料最高温度低于设计要求限值;冷却剂进出口温度为300/500°C,满足设计需求。同时对比分析了集成计算及单独计算的结果,得出第一壁与铍球床之间的相互热作用较大,铍球床材料最大温度会高于设计限值。针对经集成计算后发现的问题,未来将对氦冷固态包层的设计进行进一步的优化。  相似文献   

3.
根据这几年HCCB-DEMO包层技术的发展,对原氦冷固态氚增殖包层进行相应设计改进.利用三维有限元软件CFX对该改进设计进行了热工水力学计算及分析.分析模型包括:第一壁,增殖单元,筋板以及三者集成模型.结果表明:各子部件在单独分析的情况下,材料最高温度低于设计要求限值;冷却剂进出口温度为300/500℃,满足设计需求.同时对比分析了集成计算及单独计算的结果,得出第一壁与铍球床之间的相互热作用较大,铍球床材料最大温度会高于设计限值.针对经集成计算后发现的问题,未来将对氦冷固态包层的设计进行进一步的优化.  相似文献   

4.
通过对HCSB-DEMO示范堆包层子模块进行热工水力及中子学的迭代计算及优化,得到了第一壁、包层子模块在单独冷却下满足要求的结构布局。材料温度均已低于限值,冷却剂出口温度达到了500℃,冷却剂压降也符合工程上的要求,同时TBR在不考虑格架等复杂结构的情况下达到了1.30。结合得到的结构布局对第一壁、包层子模块共同冷却情况进行了讨论,鉴于第一壁是具有高热负载的特殊部件,建议工程上采用单独冷却方式进行冷却。  相似文献   

5.
根据中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CH HCCB TBM)设计方案,对TBM 第一壁进行改进设计,在ITER 相应运行工况条件下,进行了热工水力及应力计算与分析。分析结果表明,改进后的第一壁要求、最大应力值和在最高温度、冷却剂压降及应力分布方面,表现均优于原设计方案第一壁。  相似文献   

6.
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。  相似文献   

7.
对ITER靠近中性束端口的标准屏蔽包层模块进行了热工水力与热应力计算与分析。首先用流体力学方法计算了两种导流管的阻力系数,然后通过合理简化计算了冷却管道系统的水力学,最后根据水力学的计算结果得到温度及应力的分布。分析结果表明,现有的屏蔽包层设计与旧的设计相比,能更有效地降低能量损失、提高冷却效率,满足设计要求。同时需要做局部改进,以确保安全运行。  相似文献   

8.
1引言 ITER实验包层模块(Test Blanket Modules,TBM)是验证未来聚变反应堆能否实现氚自持、高热量提取的重要实验平台,也是将来发展DEMO聚变堆包层技术而进行电磁性能测试、热工水力学测试、氚增殖实验的重要工具。由于ITER对自身安全的严格要求和对TBM安全性的要求限制,TBM内部能量产生的多少和最大功率密度及其分布等参数都非常重要。同时,产氚实验也是TBM重要的目的之一,它关系到热核聚变堆氚燃料的供给。因此,提高TBM的氚增殖性能的优化设计同样具有十分重要的意义。  相似文献   

9.
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。  相似文献   

10.
基于 CFD 软件平台,针对中国 HCCB-TBM 氚增殖区球床热工水力学特性开展 3 维数值模拟研究。 依据 ITER 实际运行工况给出吹氚氦气和结构冷却剂氦气在硅酸锂球床内的流动与传热特性,获取球床内详细的 速度分布、温度分布和压力降。计算结果表明:圆球的排列方式影响球床内氦气流场和球床的最高温度;ITER 运行工况下 HCCB-TBM 增殖区硅酸锂小球及其壁面的最高温度不会超过设计温度。研究结果为增殖区热工水力 学方案的设计验证和下一步开展实验提供参考。  相似文献   

11.
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。  相似文献   

12.
介绍了HCCB TBM屏蔽块初步设计阶段的最新设计,对比了概念设计评审阶段设计方案在结构上的差别,并对其进行了热工水力的分析。结果表明:温度最高处位于下防剪切键顶端,为246.9℃。速度、压强和对流换热系数均满足ITER标准。另外,根据温度分析计算结果,在下防剪切键处增加了挡板,其对于防剪切键的温度降低有显著效果。  相似文献   

13.
Preliminary design for HCSB TBM shield was introduced, and much attention is paid to the comparison between conception design review (CDR) design and the current design, the thermal-hydraulic analyses of TBM shield was performed. The results of analyses indicate that the maximum temperature of TBM shield is about 246.9?? at the bottom key. The velocity, pressure and wall heat transfer coefficient are all well below the allowable values. Moreover, a panel is added to reduce the temperature of bottom key based on the result of thermal-hydraulic analysis.  相似文献   

14.
基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时 TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。  相似文献   

15.
基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。  相似文献   

16.
针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标;并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30cm到5.175cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布;通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21cm。  相似文献   

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