發(fā)布時間：2020-09-21 21:33

　　 中國聚變工程實驗堆(CFETR)是一個介于國際熱核聚變實驗堆(ITER)與未來聚變示范堆之間的聚變實驗裝置,目前正處于設(shè)計階段。CFETR的主要目標(biāo)是為了實現(xiàn)聚變功率為50-200MW長脈沖或穩(wěn)態(tài)運行,驗證聚變堆氚自持,探索遠(yuǎn)程操作技術(shù)以及獲得示范堆級別聚變電站許可文件的技術(shù)途徑。包層是CFETR的核心部件之一,要求在CFETR提供的有限空間內(nèi)獲得較高的氚增殖性能以滿足堆的氚自持要求,這使CFETR包層設(shè)計具有很大挑戰(zhàn)性。 本論文的主要工作是基于CFETR設(shè)計了一種產(chǎn)氘性能較好,并且結(jié)構(gòu)比較簡單、冷卻劑壓降比較小的氦冷固態(tài)包層結(jié)構(gòu),對典型包層模塊進(jìn)行了熱工水力學(xué)分析研究,初步評估了包層設(shè)計方案的合理性,同時對包層的結(jié)構(gòu)以及熱工水力學(xué)性能進(jìn)行了優(yōu)化,將為包層的進(jìn)一步設(shè)計研究提供重要基礎(chǔ)和參考。 對典型包層模塊進(jìn)行了詳細(xì)結(jié)構(gòu)設(shè)計和熱工水力學(xué)分析。采用多層U形球床作為氚增殖區(qū)結(jié)構(gòu),使包層結(jié)構(gòu)更加簡單。提出緊湊型氣體聯(lián)箱設(shè)計,為包層氚增殖區(qū)爭取了更多空間,有利于提高包層氚增殖性能。部件內(nèi)流道布置方式簡單靈活,并且冷卻劑的壓力損失比較小�；诎鼘咏Y(jié)構(gòu)設(shè)計,三維中子學(xué)初步分析結(jié)果顯示目前包層方案能夠滿足CFETR氚自持要求。根據(jù)中子學(xué)計算提供的熱源數(shù)據(jù),從部件的冷卻需求、冷卻劑的冷卻效果和包層結(jié)構(gòu)的復(fù)雜程度等方面考慮,建立了氦氣在包層模塊內(nèi)的流動方案,并分析了各部件流道內(nèi)氦氣的質(zhì)量流率、溫度和壓降。 采用理論分析與有限元數(shù)值模擬相結(jié)合的方法評估了典型包層模塊的熱性能。分別考察了在第一壁面向等離子體的壁面受到平均和最大表面熱流作用時包層模塊的溫度分布,結(jié)果顯示即使第一壁承受最大表面熱流作用,包層模塊各區(qū)域的溫度分布也能夠滿足材料許用溫度限制,由此驗證了包層冷卻方案的合理性。最后,從熱工安全的角度分別分析了氦氣流量損失和聚變功率失常激增對包層溫度性能的影響。 利用計算流體動力學(xué)軟件對典型包層模塊氦氣聯(lián)箱的氦氣流量分配進(jìn)行了分析。獲得了各層氦氣聯(lián)箱內(nèi)的氦氣流動細(xì)節(jié)及聯(lián)箱各出口的氦氣流量分布情況,采用改變氦氣進(jìn)口尺寸和添加導(dǎo)流板的方法大大提高了氦氣分配的均勻性�；诹髁糠治�,考察了各氦氣聯(lián)箱的氦氣壓降性能,并通過優(yōu)化聯(lián)箱內(nèi)部結(jié)構(gòu)的布局尺寸使氦氣壓力損失顯著降低。根據(jù)結(jié)構(gòu)材料許用溫度限值,評估了聯(lián)箱壁面溫度性能,并提取出聯(lián)箱壁面的平均對流換熱系數(shù),可為將來開展聯(lián)箱熱應(yīng)力分析提供重要參考依據(jù)。 根據(jù)ITER真空室內(nèi)部部件結(jié)構(gòu)設(shè)計標(biāo)準(zhǔn),利用有限元分析軟件對典型包層模塊進(jìn)行了熱-機(jī)械分析。在不考慮電磁載荷作用的條件下分別考察了包層模塊在正常運行工況和盒內(nèi)超壓事故工況下結(jié)構(gòu)的承載能力,提出利用冷卻板加固蓋板的方法提高包層的結(jié)構(gòu)強(qiáng)度以抵抗盒內(nèi)超壓事故,并通過分析驗證了方法的有效性,可為將來包層結(jié)構(gòu)的進(jìn)一步優(yōu)化設(shè)計提供重要參考。
【學(xué)位單位】：中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)
【學(xué)位級別】：博士
【學(xué)位年份】：2015
【中圖分類】：TL411;TL33
【部分圖文】：

圖1.1 W際熱核聚變實驗堆ITER結(jié)構(gòu)示意圖的主要技術(shù)目標(biāo)足|171: (1)文現(xiàn)感應(yīng)電流驅(qū)動等離子體持續(xù)燃燒，助加熱功率之比Q 2 10，MT+排除控制點火的|」丨能性；（2)卜的非感應(yīng)電流驅(qū)動等離子體穩(wěn)態(tài)運行；（3)演示聚變堆關(guān)鍵技

聚變功率 500 (700功率與加熱功率之比Q - ^均 14 MeV 屮子壁負(fù)荷 MW/m- 0.57(0.8離子體感應(yīng)燃燒時問 S ^等離了體大半徑R m ^等離丫i體小半徑(3 m 2.0等離了體電流/p ^ 15(17)垂直拉長比 A:95 - 1.70/1.8二免變形 d、5 - 0.33/0.49安全因了 q95 - ^環(huán)丨(ij場強(qiáng)度 T ^等離了?體體積 m ^等離了體表面積 ^輔助加熱功申. 73

圖1.5歐盟HCPB-TBM結(jié)構(gòu)小?意間俄羅斯丨24】羅斯的CHC-TBM是由兩個獨立的子模塊構(gòu)成，子模塊沿極l(ij布置。BM懫用子模塊結(jié)構(gòu)設(shè)計可以使其史加靈活地與其他ITER參與方的共亨實驗窗11,也會使一些部件的加:r.制造變得更加簡單，而且可以同時獨立的位層子模塊進(jìn)行實驗。CHC-TBM子模塊采用徑-極-徑向U形第構(gòu)，圖1.6所示為CHC-TBM中位于極向上部的子模塊結(jié)構(gòu)示意圖。子

【參考文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前5條

1 于興哲;宋月清;崔舜;李明;李增德;;聚變堆用結(jié)構(gòu)材料的研究現(xiàn)狀與進(jìn)展[J];材料導(dǎo)報;2008年02期

2 朱德瓊;陳曉軍;彭述明;;固體氚增殖劑的制備及性能綜述[J];材料導(dǎo)報;2008年09期

3 陳紅麗;柏云清;;Thermo-Mechanical Analyses of the High Heat Flux Component for ITER Dual Functional Lithium Lead Test Blanket Module[J];Plasma Science and Technology;2009年02期

4 馮開明;;ITER實驗包層計劃綜述[J];核聚變與等離子體物理;2006年03期

5 侯京偉;羅陽明;陳曉軍;;產(chǎn)氚鋰陶瓷的研究現(xiàn)狀[J];核技術(shù);2010年08期

本文編號：2824017