中国氦冷固态实验包层模块冷却系统换热器管道破裂事故初步分析

利用RELAP 对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER 元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的RELAP 节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦冷固态实验包层模块冷却系统和ITER CCWS-1 的影响。分析结果表明,事故发生后破口附近会形成类似水锤事件,进入CCWS-1 系统的氦气很可能会聚集在CCWS-1 系统的高点,需在系统高点设计合理的排气路径。另外,为了限制进入CCWS-1 系统的氦气量,建议在换热器水侧进出口处增加隔离阀门,隔离阀必须保证可靠性以及较短的响应时间。     

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。     

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用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

CFETR 水冷包层模块真空室内破口事故安全分析

使用 RELAP5 对 CFETR 水冷固态增殖包层的 3#包层模块建立模型,并开展了稳态工况和不同破口 面积下的真空室内破口事故分析。结果表明,事故发生后真空室压力迅速升高,小破口事故时,向大泄压罐泄压 可防止真空室超压;大破口事故时,真空室超压保护系统无法有效地控制压力上升,且增大泄压罐体积以缓解真 空室压力的效果不显著。在添加联箱出口止回阀后,可有效防止冷却剂逆向流动进入真空室,使真空室压力维持 在安全范围内,不需要启用真空室超压保护系统。      

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层(CH HCSB TBM)最新2×6模块化结构设计,用三维中子输运计算程序MCNP/4C和相应数据库,对ITER实验包层模块设计的中子学问题进行计算分析,计算出在实际运行工况下,氚增殖率为0.0123g.d-1,整个TBM内的核热沉积为0.587MW。在各材料区内,最高功率密度为6.26MW.m-3,同时给出了不同材料区的功率密度。     

ITER 试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR 和衰变链数据库AFDC-DLIB, 计算了ITER 中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP 值。计算结果表明: 对于试验包层模块来说, 在500MW 聚变功率下运行一年, 停堆时的总放射性、余热和BHP 值分别为2. 10× 10¹⁶B_q 、5. 06 × 10^{- 3}MW 和 68. 6km³•( kW) ^{- 1}。结果表明: 中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。     

中国氦冷固态实验包层2×6模型三维中子学计算

基于中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层（CH HCSB TBM）最新2×6模块化结构设计,用三维中子输运计算程序MCNP／4C和相应数据库,对ITER实验包层模块设计的中子学问题进行计算分析,计算出在实际运行工况下,氚增殖率为0．0123g·d^-1,整个TBM内的核热沉积为0．587MW。在各材料区内,最高功率密度为6．26MW·m^-3,同时给出了不同材料区的功率密度。     

ITER氦冷固态增殖剂试验包层模块设计子模块热工水利分析

随着ITER（国际热核实验反应堆）计划的进一步实施，ITER的最初参与方（欧盟、日本和俄罗斯）已经在2001年完成了他们的ITER试验包层模块设计。中国在2003年加入了ITER计划的谈判，并计划发展自己的TBM模块。最初的中国氦冷固态增殖剂（CHHC-SB）TBM模块设计已在2004年完成。在2004年设计版本的基础之上，改进的结构设计也已经完成。结构设计的主要改进是采用子模块化的设计代替了原先的一体化模块设计。改进的设计加强了TBM模块结构的可靠性和灵活性。整个TBM模块由9个子模块组成。对子模块进行热工水利分析是非常重要的，因为子模块作为一个相对独立的模块具有试验包层模块的最基本功能，例如释热、提氚等。     

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基于ITER装置窗口C,完成了中国氦冷固态增殖剂试验包层模块的设计改进,给出了模块主要性能参数和设计参数。改进后的TBM包层模块外围尺寸为环向484mm、纵向1660mm和极向675mm。根据该模块设计的结构特点,对研制用材料CLF-1钢真空扩散连接和真空电子束焊等关键工艺进行了研究,初步探索了第一壁等关键部件的研制工艺流程,并最终成功试制了第一壁和子模块冷却板模拟件。     

CN HCCB TBS 的LOFA 与真空室内LOCA 初步分析

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。     

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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。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×10¹⁶ Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。     

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基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果.结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW.活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据.     

微通道换热器大温差条件下流动换热研究

随着高效预冷器在航天航空领域发挥越来越重要的作用,紧凑高效换热器的研究成为了人们关注的热点。本文基于紧凑微通道换热器的几何特征,针对矩形截面平行流道换热器内超临界压力低温流体(氢和氦)在大温差条件下的流动换热现象进行数值模拟研究。通道截面边长小于1 mm,热流体氦和冷流体氢的进出口温差均大于600 K。通道内流体换热系数在顺流和逆流条件下有不同的变化趋势,并出现峰值。换热量随着通道宽度的增大而增大,流动压降随着通道宽度的增大而减小。冷热流体逆流时换热量大,压降较小,但对换热器材料要求较高。     

中国氦冷固态TBM对ITER环向场线圈能量沉积的影响

基于国际热核实验堆(ITER)的Alite 模型和中国氦冷固态陶瓷试验包层模块 (CN HCCB TBM),对装载了CN HCCB TBM后ITER装置的环向场线圈(TFC)的能量沉积的分布和CN HCCB TBM对能量沉积的影响进行了计算分析。结果表明,放入CN HCCB TBM 会使TFC能量沉积减小了3%左右,不会使TFC能量沉积情况恶化;TFC能量沉积主要位于内侧的14个扇区,TFC包壳和超导材料的功率密度的最大值低于限值,满足要求。     

微通道换热器大温差条件下流动换热研究

随着高效预冷器在航天航空领域发挥越来越重要的作用,紧凑高效换热器的研究成为了人们关注的热点。本文基于紧凑微通道换热器的几何特征,针对矩形截面平行流道换热器内超临界压力低温流体(氢和氦)在大温差条件下的流动换热现象进行数值模拟研究。通道截面边长小于1 mm,热流体氦和冷流体氢的进出口温差均大于600 K。通道内流体换热系数在顺流和逆流条件下有不同的变化趋势,并出现峰值。换热量随着通道宽度的增大而增大,流动压降随着通道宽度的增大而减小。冷热流体逆流时换热量大,压降较小,但对换热器材料要求较高。     

ITER中子通量监测控制系统建模与设计

根据中子诊断系统测量和控制的需求分析,在Enterprise Architect平台上建立了中子通量监测系统的设计模型。按照ITER制定的仪器控制系统框架,基于用例以及延伸出的系统需求和用户需求,进行了包括信号调理、运行控制、测量计算等功能的详细分析。通过功能映射设计出等离子放电、设备维护检修以及系统验收测试等工作模式下的自动运行流程,完成了符合ITER控制、数据采集及通讯规范的软硬件架构以及与ITER中央控制系统集成的初步设计方案。     

超流氦制冷系统2K冷却级热力分析

通过对节流阀阀前J-T换热器的效率以及2 K冷却级的制冷量等参量与节流阀前温度、压力以及J-T换热器冷、热端温差等关系的分析表明,考虑比热变化时J-T换热器的效率均低于不考虑比热变化时的J-T换热器的效率,且发现在降低换热器入口温度来提高单位质量氦气的2 K制冷量时,J-T换热器的热效率将降低。分析结果表明为避免系统变工况运行时换热器运行出现负温差,建议J-T换热器应该以限定冷端温差进行设计。