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,目前正處于設計階段。CFETR的主要目標是為了實現(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,探索遠程操作技術以及獲得示范堆級別聚變電站許可文件的技術途徑。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包層設計具有很大挑戰(zhàn)性。 本論文的主要工作是基于CFETR設計了一種產氘性能較好,并且結構比較簡單、冷卻劑壓降比較小的氦冷固態(tài)包層結構,對典型包層模塊進行了熱工水力學分析研究,初步評估了包層設計方案的合理性,同時對包層的結構以及熱工水力學性能進行了優(yōu)化,將為包層的進一步設計研究提供重要基礎和參考。 對典型包層模塊進行了詳細結構設計和熱工水力學分析。采用多層U形球床作為氚增殖區(qū)結構,使包層結構更加簡單。提出緊湊型氣體聯(lián)箱設計,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。部件內流道布置方式簡單靈活,并且冷卻劑的壓力損失比較小。基于包層結構設計,三維中子學初步分析結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構的復雜程度等方面考慮,建立了氦氣在包層模塊內的流動方案,并分析了各部件流道內氦氣的質量流率、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軟件對典型包層模塊氦氣聯(lián)箱的氦氣流量分配進行了分析。獲得了各層氦氣聯(lián)箱內的氦氣流動細節(jié)及聯(lián)箱各出口的氦氣流量分布情況,采用改變氦氣進口尺寸和添加導流板的方法大大提高了氦氣分配的均勻性。基于流量分析,考察了各氦氣聯(lián)箱的氦氣壓降性能,并通過優(yōu)化聯(lián)箱內部結構的布局尺寸使氦氣壓力損失顯著降低。根據(jù)結構材料許用溫度限值,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)箱熱應力分析提供重要參考依據(jù)。 根據(jù)ITER真空室內部部件結構設計標準,利用有限元分析軟件對典型包層模塊進行了熱-機械分析。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超壓事故工況下結構的承載能力,提出利用冷卻板加固蓋板的方法提高包層的結構強度以抵抗盒內超壓事故,并通過分析驗證了方法的有效性,可為將來包層結構的進一步優(yōu)化設計提供重要參考。
【學位單位】：中國科學技術大學
【學位級別】：博士
【學位年份】：2015
【中圖分類】：TL411;TL33
【部分圖文】：

圖1.1 W際熱核聚變實驗堆ITER結構示意圖的主要技術目標足|171: (1)文現(xiàn)感應電流驅動等離子體持續(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)卜的非感應電流驅動等離子體穩(wěn)態(tài)運行；（3)演示聚變堆關鍵技

聚變功率 500 (700功率與加熱功率之比Q - ^均 14 MeV 屮子壁負荷 MW/m- 0.57(0.8離子體感應燃燒時問 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結構小?意間俄羅斯丨24】羅斯的CHC-TBM是由兩個獨立的子模塊構成，子模塊沿極l(ij布置。BM懫用子模塊結構設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行實驗。CHC-TBM子模塊采用徑-極-徑向U形第構，圖1.6所示為CHC-TBM中位于極向上部的子模塊結構示意圖。子

【參考文獻】

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本文編號：2824017