超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

程杰1,2，巫英伟1,2，田文喜1,2，秋穗正1,2，苏光辉1,2

(1.西安交通大学 动力工程多相流国家重点实验室，陕西 西安710049；

2.西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安710049)

摘要：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。

关键词：超临界水冷；实验包层模块；热沉积分布；氚增殖率；热工水力

中图分类号：TL33 文献标志码：A

收稿日期：2014-08-26;修回日期：2015-03-05

基金项目：国际热核聚变实验堆(ITER)计划专项(国内研究)资助项目(2014GB114001)

作者简介：程杰(1989—)，男，四川仪陇人，博士研究生，核能科学与工程专业

doi：10.7538/yzk.2015.49.11.1966

Neutronics and Thermo-hydraulic Characteristic Studies

of Supercritical Water Cooled Solid Breeder Test Blanket Module

CHENG Jie1,2, WU Ying-wei1,2, TIAN Wen-xi1,2, QIU Sui-zheng1,2, SU Guang-hui1,2

(1.StateKeyLaboratoryofMultiphaseFlowinPowerEngineering,

Xi’anJiaotongUniversity,Xi’an710049,China;

2.SchoolofNuclearScienceandTechnology,Xi’anJiaotongUniversity,Xi’an710049,China)

Abstract:A conceptual supercritical-water cooled solid breeder test blanket module (SWCB-TBM) design was carried out based on the ITER test blanket project. The SWCB-TBM used the beryllium pebbles as neutron multiplier, Li4SiO4 lithium ceramic pebbles as tritium breeder, CLAM steel as the structure material respectively. For enhancing the outlet temperature, the first wall adopted the design of multi-channel in each circuit to increase temperature of outlet, and arranged the breeder and neutron multiplier by layers to increase heat deposition and tritium breeding ratio (TBR). In order to verify the feasibility of the SWCB-TBM, the distributions of the three-dimensional TBR and thermal deposition were calculated, and the numerical simulation of SWCB-TBM combining with results of neutronics calculation was also carried out. The results show that the power density distribution of the SWCB-TBM is reasonable. The TBR could meet the requirements for tritium self-sufficiency and the SWCB-TBM components are effectively cooled below the allowable temperature while the temperature of outlet reaches 500 ℃. The design of SWCB-TBM in this paper is reasonable under neutronics and thermal-hydraulic conditions.

Key words：supercritical water cooled; test blanket module; heat deposition distribution; tritium breeding ratio; thermal-hydraulics

国际热核聚变实验堆(ITER)计划的目标是为未来的聚变示范堆(DEMO)的设计和建造提供技术和数据基础[1]。ITER的一项重要任务就是利用实验包层模块(TBM)测试氚增殖包层技术且应用于下一步DEMO聚变堆的发展。

根据冷却剂选取的不同，ITER的各参与国的TBM设计分为氦冷包层、液态金属包层及水冷包层[2-6]。氦气比热容相对较低，造成热效率的降低；液态金属磁流体效应会带来较大的冷却剂压降[7]。超临界水不发生相变，能量转换的系统大幅简化，同时超临界水热转换效率接近40%，因此被作为最有潜力的包层冷却剂之一。此外，超临界火电机组及近年来发展的超临界水堆设计均可为超临界水冷包层提供技术上的支持。在过去的研究中，日本曾提出了基于超临界水的水冷陶瓷铁素体钢/马氏体钢的包层设计概念[8-9]。

本文针对ITER提出一种新的超临界水冷固态实验包层概念，该方案具有热效率高、结构简单、容易加工制造等特性。采用蒙特卡罗输运程序MCNP对包层进行中子学分析，验证概念包层中子学设计的可行性，利用数值模拟软件ANSYS-CFX将中子学分析得到的热源分布进行热工水力分析，从而考察包层的热工水力特性。

1超临界水冷包层概念设计

超临界水冷包层作为ITER测试窗口包层设计，其尺寸受到ITER-FEAT包层实验窗口的物理尺寸限制[10]。包层模块的整体尺寸确定为极向高度1.66 m、环向宽度0.484 m、径向深度0.569 m。包层采用正硅酸锂(Li4SiO4)作为氚增殖剂，采用Be作为中子倍增剂，选择CLAM钢作为包层结构材料[11]。包层的总体设计参数列于表1。

表1　超临界水冷固态实验包层主要设计参数

超临界水冷包层由第一壁、氚增殖区、中子倍增区、冷却剂管道、上下盖板、不锈钢隔板及1个焊接的后板组成。氚增殖剂与中子倍增剂在包层内分层布置，中间间隔以不锈钢隔板用以在事故工况下增加1层超临界水与Be层之间的屏障；氚增殖区整体嵌入中子倍增剂层中，有利于提高产氚率及产生的氚的收集；冷却剂管道布置于增殖剂内，因其在包层内处于产热最高区域。包层的结构如图1所示。

由图1可见，冷却剂在后板进行流量分配后，沿周向流经第一壁，带走第一壁产生的热量；之后流体经后板再次进入包层内冷却剂管道对包层进行冷却，最后在后板中部汇集到包层冷却剂出口。冷却剂多次循环冷却可在保证材料温度不超过限值的前提下得到最大的出口温度，有助于提高聚变堆系统的热效率。第一壁中冷却剂流道为5 mm×12 mm矩形流道，间隔为20 mm；增殖区内冷却剂管道内径为9 mm，厚度为1.5 mm，间距选择为20 mm以便降低包层制造难度。氚增殖区采用0.5 mm与1 mm两种Li4SiO4颗粒填充而成，Li4SiO4小球填充率达到80%，以提高包层内的产氚率；中子倍增区采用1 mm的Be小球填充，在中子倍增区与氚增殖区之间布置有1.5 mm厚不锈钢隔板。包层内部结构如图2所示。

图1　超临界水冷固态实验包层示意图 Fig.1　Scheme of SWCB-TBM

图2　实验包层截面图 Fig.2　Cross-section of TBM

2中子学分析

设计分析过程中主要进行的是中子学的三维稳态计算，所使用的中子学计算程序为MCNP[12]，计算中使用的核截面数据库为FENDL2.1[13]。计算包层中的热沉积分布及氚增殖率，同时为热工计算提供边界条件及优化方向。选择整体的全堆氚增殖率(TBR)大于1.15作为确保包层能满足氚自持的条件，主要考虑到核数据的不确定性、6Li的燃耗、非增殖包层窗口的安放及在燃料循环过程中的氚损失[14]。根据ITER堆芯参数，计算包层的氚增殖率与三维条件下包层内的热沉积分布。包层的内部尺寸与材料布置如图3所示。

图3　实验包层径向几何与材料分布 Fig.3　Radial geometry and material distribution of TBM

2.1氚增殖率计算与分析

6Li富集度为10%～90%时TBR计算结果如图4所示。由图4可见：TBR随6Li富集度的增加而显著增加，其原因在于6Li的反应截面大，7Li的反应截面小；6Li富集度从10%上升到60%的过程中，TBR上升了0.21，富集度从60%上升到90%的过程中，TBR只上升了0.04。考虑到工程实际，6Li富集度选取为90%，在90%富集度条件下，包层总体TBR可达到1.17，产氚率沿径向的分布如图5所示。

图4　氚增殖率随 6Li富集度的变化 Fig.4　Variation of TBR with 6Li enrichment

2.2核热沉积计算与分析

由于包层内不同材料与中子反应截面不同，各处中子强度不同，因此热沉积在空间上呈现不均匀分布特征。根据计算显示，包层内产生的核热总量为0.634 MW，约有59.2%的热量沉积于中子倍增区与氚增殖区中，而第一壁沉积的热量占全部释热的30.6%。不同材料区域的释热量列于表2。

图5　产氚率沿径向的分布 Fig.5　TBR distribution of SWCB-TBM along radial distance

包层组件核热沉积功率/MW中子光子合计第一壁0.01790.04180.0597中子倍增区0.2270.03360.26氚增殖区0.2610.01420.275隔板0.004010.01580.0198管道0.006310.01340.0197合计0.5160.1190.634

图6　核热沉积率沿径向的分布 Fig.6　Heat deposition rate distribution along radial distance

图6示出包层内各组件核热沉积率沿径向的分布。由图6可见：不同材料区的核热沉积率沿指数下降，并在靠近等离子体附近达到最大值；氚增殖区的核热沉积率最高，中子倍增区的核热沉积率最低，因此将冷却剂管道设置于氚增殖区内，以便更有效地冷却包层；全包层核热沉积率峰值为5.4 W/cm3，出现在氚增殖区最靠近等离子体侧。

3热工水力分析

3.1热工水力计算模型

本文采用数值模拟软件ANSYS-CFX对包层进行稳态建模计算。ANSYS-CFX能在流固传热耦合的同时计算流体与固体的温度场，是热工水力分析的重要软件。对超临界水冷包层模型进行对称简化，在第一壁和增殖区中各取3个冷却剂通道进行热工计算，两侧均为绝热边界条件。计算暂不考虑后板流量不均匀分配对数值模拟结果的影响。热工水力计算模型如图7所示。

图7　热工水力计算模型 Fig.7　Thermo-hydraulic calculation model

热工水力计算条件如下：计算的热源分布源项取自中子计算得到的核热沉积率分布；计算采用k-ε湍流模型用于超临界水的数值模拟；模型采用六面体网格划分，其网格节点数量为737万，壁面y+在20～120之间，能满足数值模拟精度要求。

3.2热工水力计算结果

图8示出第一壁、氚增殖区与中子倍增区的温度云图。由图8可见，第一壁、氚增殖区与中子倍增区在全包层中达到的最高温度分别为515.8、566.3和567.1 ℃。第一壁最高温度低于CLAM钢的蠕变温度极限(约550 ℃)，氚增殖区、中子倍增区也低于各自的温度极限(Li4SiO4为900 ℃，Be为600 ℃)，由此可得出该包层在热工设计上是安全的。值得注意的是，本文仅对稳态工况进行了计算，在脉冲运行等工况下仍需进行更多研究。表3列出热工水力计算结果。由表3可见，冷却剂在第一壁与增殖区冷却剂管道中的压降分别为2.89 kPa和17.97 kPa，增殖区中管道布置复杂是其压降高于第一壁的主要原因。冷却剂在第一壁与增殖区的出口温度分别为400.5 ℃与499.8 ℃，使得该设计得到的超临界水出口温升达到220 ℃，具有较高的经济效益。

图8　第一壁(a)、氚增殖区(b)和中子倍增区(c)的温度云图 Fig.8　Temperature contours of the first wall (a), tritium breeder zone (b) and neutron multiplier zone (c)

表3　热工水力计算结果

4结论

本文提出ITER超临界水冷固态实验包层概念设计方案，该方案采用固态包层设计，超临界水冷却，中子倍增剂与氚增殖剂分别采用Be、Li4SiO4球床，结构材料采用CLAM钢。在此基础上对该设计方案进行了一系列验证与计算。包层的中子学计算与热工水力数值模拟分析结果表明：该设计能在保证安全的前提下带出包层内产生的热量，同时获得较高的出口温度(499.8 ℃)；能实现氚的自持(TBR>1.15)。因此，该设计是合理可行的。

此外，本文计算采用了若干近似处理，在后续的优化设计中需要对其进行更加细致的建模分析，以满足包层的安全标准。

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