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。     

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。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

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。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层热工水力学参数设计与分析

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层是一个以氦气和液态金属LiPb为冷却剂,以嬗变核废料为主要目的的多功能包层。依据功率平衡模型对不同工况优化的基础上,对该包层热工系统参数进行了设计分析。采用三维商用计算流体力学程序对第一壁和高功率密度区中液态LiPb的流场进行数值模拟计算,给出了优化的典型热工水力参数。     

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...     

DEMO堆包层第一壁热工水力优化分析研究

聚变堆包层第一壁是影响包层换热效率与运行安全性最重要的部件,为了研究第DEMO堆包层第一壁的热工水力性能,对第一壁流道内氦气冷却剂的流动及其与结构材料的换热进行了数值模拟研究及优化分析。结果表明,通过增大氦气进口质量流量可以有效地降低第一壁结构材料的最高温度,但是由此带来的压力损失很大,不能作为强化换热的主要途径。此外,增加每组流道的盘绕次数能起到强化换热的效果,目前每组流道盘绕五次的方案是合理的。流道中存在的圆角包层第一壁的流动换热影响不大,但圆角的存在会使第一壁最高温度有一定的升高。铍涂层的导热系数与第一壁最高温度成反相关关系,但是对第一壁流道的对流换热影响不大。结构材料的导热系数的增大能显著降低第一壁结构材料的最高温度。     

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。     

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。     

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。     

Radiative Heat Deposition Analysis of Fusion Reactor First Wall by Monte Carlo Transport Code

Heat flux distribution on the first wall of a fusion reactor due to the thermal radiation from high temperature protection wall placed in front of the first wall was analyzed. With necessary modifications, a three-dimensional Monte Carlo transport code developed for neuronics calculation was successfully applied in the analysis. That is, reasonable results with sufficiently small statistical error were obtained with reasonable computational time. The heat flux distribution was found to be insensitive to the reflection characteristic of the radiation at the first wall i. e. diffusive or specular.     

聚变堆氦冷固态包层结构和6Li富集度对产氚率的影响

在聚变堆固态包层基本参数基础上，建立简化20°模型，包层分第1壁装甲、第1壁冷却板、氚增殖区和支撑结构。分别选择Li₄SiO₄和Li₂O做增殖材料，应用MCNP程序，研究第1壁结构布置和6Li富集度对产氚率的影响。结果表明：₆Li富集度适宜选择在30％~80％之间；第1壁选择Be装甲可提高产氚率；冷却管板的厚度应取3cm以下，以避免对产氚造成不利的影响。     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

Numerical simulation of a high velocity impact on fiber reinforced materials

Whereas the calculation of a high velocity impact on isotropical materials can be done on a routine basis, the simulation of the impact and penetration process into nonisotropical materials such as reinforced concrete or fiber reinforced materials still is a research task.

We present the calculation of an impact of a metallic fragment on a modern protective wall structure. Such lightweight protective walls typically consist of two layers, a first outer layer made out of a material with high hardness and a backing layer. The materials for the backing layer are preferably fiber reinforced materials. Such types of walls offer a protection against fragments in a wide velocity range.

For our calculations we used a non-linear finite element Lagrange code with explicit time integration. To be able to simulate the high velocity penetration process with a continuous erosion of the impacting metallic fragment, we used our newly developed contact algorithm with eroding surfaces. This contact algorithm is vectorized to a high degree and especially robust as it was developed to work for a wide range of contact-impact problems. To model the behavior of the fiber reinforced material under the highly dynamic loads, we present a material model which initially was developed to calculate the crash behavior (automotive applications) of modern high strength fiber-matrix systems. The model can describe the failure and the postfailure behavior up to complete material crushing.

A detailed simulation shows the impact of a metallic fragment with a velocity of 750 m s⁻¹ on a protective wall with two layers, the deformation and erosion of fragment and wall material and the failure of the fiber reinforced material.     

CFETR第一壁及赤道面外包层中子辐照损伤初步分析

中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的包层和偏滤器第一壁面向堆芯等离子体,第一壁辐照损伤分析对于托克马克安全运行至关重要。赤道面外包层较其它包层距离堆芯等离子体中心更近,其结构材料承受中子辐照大。因此,进行中子辐照损伤评估十分必要。基于此目的,采用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型和蒙特卡罗中子学建模转换接口Mc CAD完成中子学建模,并用蒙特卡罗方法的粒子输运程序计算第一壁和氦冷固态外包层结构材料辐照损伤。此外,对比了铍和钨作为面向等离子体材料两种情况下第一壁的受损情况。计算结果表明,氦冷固态包层模型下结构材料可以满足CFETR一期的运行要求。     

基于汽泡壅塞流模型的竖直圆管临界热流密度理论研究

为研究单管壅塞流的临界热流密度（CHF）现象,建立了基于近壁处汽泡壅塞机理的CHF计算模型。模型通过求解相应的质量、动量和能量方程,再结合汽泡直径脱离模型、壁面临界空泡份额等模型,从而计算得到CHF。将模型计算结果同实验值比较,吻合良好,验证了模型的正确性。在此基础上,以建立的CHF模型为基础,研究了进口焓差、质量流速、管径和加热长度对CHF的影响,为预测壅塞流CHF提供依据。      

管内过冷流动沸腾CFD模型参数敏感性研究

采用CFD方法对燃料组件进行过冷流动沸腾数值模拟研究是反应堆热工水力分析的一项重要内容。本研究使用STAR CCM+基于欧拉双流体模型结合壁面沸腾模型对管内过冷流动沸腾进行数值模拟,得到了壁面温度、主流温度及空泡份额的分布。基于实验结果对网格模型、湍流模型、壁面沸腾模型及相间作用力模型的参数设置进行了敏感性分析。研究结果表明,对于欧拉双流体模型,并非网格量越多结果越准确,加热面第1层网格的高度对结果影响显著。湍流模型和曳力模型对计算结果影响较小,非曳力中的湍流耗散力及升力对结果影响较大。Li Quan或Hibiki Ishii汽化核心密度模型与Kocamustafaogullari气泡脱离直径模型组合对壁面温度及空泡份额的计算较准确。本研究可为反应堆燃料组件内过冷流动沸腾数值模拟提供参考依据。     

Calculation of the Heat Flux on the First Wall During Disruption on Tokamak

Disruptions are the most dangerous instabilities in tokamak plasma. During plasma disruption, the large amounts of energy will be deposited on Plasma Facing Components (PFCs) which is a damaging threat for the divertor target and the first wall materials. Therefore, studying the characteristic of heat deposition on the first wall is very significant. The Infrared (IR) camera is an effective tool to measure the surface temperature profile on the first wall on the Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST). With a finite difference method, the heat flux arrived to the divertor can be calculated from the surface temperature. However, the surface layer on the divertor has a great influence on the calculation of the heat flux on the divertor. The numerical method for solving heat conduction for semi-infinite model is given in this paper. And the thermal resistance of surface layers is considered in this numerical method. In addition, the distribution of heat flux on the divertor during disruption is also shown.     

Parametric Study of Shielding Codes used for Packaging

Abstract

It is very important to be able to predict the dose rates external to a flask package. Currently in Japan several shielding calculation codes are used to evaluate the dose rate around a package. It is, however, generally appreciated that there are differences between the results obtained when using different calculation codes for the same shielding calculation problems. The differences appear to be particularly important for gamma ray shielding calculations when using the point-kernel method on a package with a multi-layer wall because of the build-up factor. In this paper the calculation accuracy of some codes for gamma ray shielding calculations using the codes QAD and MARMER (a point-kernel method), the ANISN code (a discrete ordinate (Sn) method) and the MCNP code (a Monte Carlo method) are examined and compared using the benchmark problems. The calculation results are then compared with the results from a simulated actual flask package body wall. The results presented here show that the calculation results using MARNER and MCNP (which have recently been introduced into Japan) agree with the experimental measurements. These codes can therefore be used for future gamma shielding calculations and the calculation conditions of those codes in Japan.