超臨界水冷固態實驗包層中子學與熱工水力特性研究

超臨界水冷固態實驗包層中子學與熱工水力特性研究

程杰1,2，巫英偉1,2，田文喜1,2，秋穗正1,2，蘇光輝1,2

(1.西安交通大學 動力工程多相流國家重點實驗室，陜西 西安710049；

2.西安交通大學 核科學與技術學院，陜西 西安710049)

摘要：基于國際熱核聚變實驗堆(ITER)實驗包層方案，提出了一個超臨界水冷固態實驗包層概念設計方案。設計采用Be作為中子倍增劑，Li4SiO4作為氚增殖劑，CLAM鋼作為結構材料。包層第一壁采用多層盤道設計以提高第一壁出口溫度，內部采用增殖劑與中子倍增劑分層布置以提高熱沉積與氚增殖率。為驗證包層設計的可行性，分析計算了三維包層氚增殖率與熱沉積的分布，然后根據中子學計算得到的結果對超臨界水冷固態實驗包層進行了數值模擬研究。結果表明：包層功率密度分布較合理；氚增殖率滿足運行中氚自持的要求；在冷卻劑出口溫度達到500 ℃條件下材料溫度不超過限值。該設計方案能滿足中子學設計與熱工水力的要求。

關鍵詞：超臨界水冷；實驗包層模塊；熱沉積分布；氚增殖率；熱工水力

中圖分類號：TL33 文獻標志碼：A

收稿日期：2014-08-26;修回日期：2015-03-05

基金項目：國際熱核聚變實驗堆(ITER)計劃專項(國內研究)資助項目(2014GB114001)

作者簡介：程杰(1989—)，男，四川儀隴人，博士研究生，核能科學與工程專業

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

國際熱核聚變實驗堆(ITER)計劃的目標是為未來的聚變示范堆(DEMO)的設計和建造提供技術和數據基礎[1]。ITER的一項重要任務就是利用實驗包層模塊(TBM)測試氚增殖包層技術且應用于下一步DEMO聚變堆的發展。

根據冷卻劑選取的不同，ITER的各參與國的TBM設計分為氦冷包層、液態金屬包層及水冷包層[2-6]。氦氣比熱容相對較低，造成熱效率的降低；液態金屬磁流體效應會帶來較大的冷卻劑壓降[7]。超臨界水不發生相變，能量轉換的系統大幅簡化，同時超臨界水熱轉換效率接近40%，因此被作為最有潛力的包層冷卻劑之一。此外，超臨界火電機組及近年來發展的超臨界水堆設計均可為超臨界水冷包層提供技術上的支持。在過去的研究中，日本曾提出了基于超臨界水的水冷陶瓷鐵素體鋼/馬氏體鋼的包層設計概念[8-9]。

本文針對ITER提出一種新的超臨界水冷固態實驗包層概念，該方案具有熱效率高、結構簡單、容易加工制造等特性。采用蒙特卡羅輸運程序MCNP對包層進行中子學分析，驗證概念包層中子學設計的可行性，利用數值模擬軟件ANSYS-CFX將中子學分析得到的熱源分布進行熱工水力分析，從而考察包層的熱工水力特性。

1超臨界水冷包層概念設計

超臨界水冷包層作為ITER測試窗口包層設計，其尺寸受到ITER-FEAT包層實驗窗口的物理尺寸限制[10]。包層模塊的整體尺寸確定為極向高度1.66 m、環向寬度0.484 m、徑向深度0.569 m。包層采用正硅酸鋰(Li4SiO4)作為氚增殖劑，采用Be作為中子倍增劑，選擇CLAM鋼作為包層結構材料[11]。包層的總體設計參數列于表1。

表1　超臨界水冷固態實驗包層主要設計參數

超臨界水冷包層由第一壁、氚增殖區、中子倍增區、冷卻劑管道、上下蓋板、不銹鋼隔板及1個焊接的后板組成。氚增殖劑與中子倍增劑在包層內分層布置，中間間隔以不銹鋼隔板用以在事故工況下增加1層超臨界水與Be層之間的屏障；氚增殖區整體嵌入中子倍增劑層中，有利于提高產氚率及產生的氚的收集；冷卻劑管道布置于增殖劑內，因其在包層內處于產熱最高區域。包層的結構如圖1所示。

由圖1可見，冷卻劑在后板進行流量分配后，沿周向流經第一壁，帶走第一壁產生的熱量；之后流體經后板再次進入包層內冷卻劑管道對包層進行冷卻，最后在后板中部匯集到包層冷卻劑出口。冷卻劑多次循環冷卻可在保證材料溫度不超過限值的前提下得到最大的出口溫度，有助于提高聚變堆系統的熱效率。第一壁中冷卻劑流道為5 mm×12 mm矩形流道，間隔為20 mm；增殖區內冷卻劑管道內徑為9 mm，厚度為1.5 mm，間距選擇為20 mm以便降低包層制造難度。氚增殖區采用0.5 mm與1 mm兩種Li4SiO4顆粒填充而成，Li4SiO4小球填充率達到80%，以提高包層內的產氚率；中子倍增區采用1 mm的Be小球填充，在中子倍增區與氚增殖區之間布置有1.5 mm厚不銹鋼隔板。包層內部結構如圖2所示。

圖1　超臨界水冷固態實驗包層示意圖 Fig.1　Scheme of SWCB-TBM

圖2　實驗包層截面圖 Fig.2　Cross-section of TBM

2中子學分析

設計分析過程中主要進行的是中子學的三維穩態計算，所使用的中子學計算程序為MCNP[12]，計算中使用的核截面數據庫為FENDL2.1[13]。計算包層中的熱沉積分布及氚增殖率，同時為熱工計算提供邊界條件及優化方向。選擇整體的全堆氚增殖率(TBR)大于1.15作為確保包層能滿足氚自持的條件，主要考慮到核數據的不確定性、6Li的燃耗、非增殖包層窗口的安放及在燃料循環過程中的氚損失[14]。根據ITER堆芯參數，計算包層的氚增殖率與三維條件下包層內的熱沉積分布。包層的內部尺寸與材料布置如圖3所示。

圖3　實驗包層徑向幾何與材料分布 Fig.3　Radial geometry and material distribution of TBM

2.1氚增殖率計算與分析

6Li富集度為10%～90%時TBR計算結果如圖4所示。由圖4可見：TBR隨6Li富集度的增加而顯著增加，其原因在于6Li的反應截面大，7Li的反應截面小；6Li富集度從10%上升到60%的過程中，TBR上升了0.21，富集度從60%上升到90%的過程中，TBR只上升了0.04。考慮到工程實際，6Li富集度選取為90%，在90%富集度條件下，包層總體TBR可達到1.17，產氚率沿徑向的分布如圖5所示。

圖4　氚增殖率隨 6Li富集度的變化 Fig.4　Variation of TBR with 6Li enrichment

2.2核熱沉積計算與分析

由于包層內不同材料與中子反應截面不同，各處中子強度不同，因此熱沉積在空間上呈現不均勻分布特征。根據計算顯示，包層內產生的核熱總量為0.634 MW，約有59.2%的熱量沉積于中子倍增區與氚增殖區中，而第一壁沉積的熱量占全部釋熱的30.6%。不同材料區域的釋熱量列于表2。

圖5　產氚率沿徑向的分布 Fig.5　TBR distribution of SWCB-TBM along radial distance

包層組件核熱沉積功率/MW中子光子合計第一壁0.01790.04180.0597中子倍增區0.2270.03360.26氚增殖區0.2610.01420.275隔板0.004010.01580.0198管道0.006310.01340.0197合計0.5160.1190.634

圖6　核熱沉積率沿徑向的分布 Fig.6　Heat deposition rate distribution along radial distance

圖6示出包層內各組件核熱沉積率沿徑向的分布。由圖6可見：不同材料區的核熱沉積率沿指數下降，并在靠近等離子體附近達到最大值；氚增殖區的核熱沉積率最高，中子倍增區的核熱沉積率最低，因此將冷卻劑管道設置于氚增殖區內，以便更有效地冷卻包層；全包層核熱沉積率峰值為5.4 W/cm3，出現在氚增殖區最靠近等離子體側。

3熱工水力分析

3.1熱工水力計算模型

本文采用數值模擬軟件ANSYS-CFX對包層進行穩態建模計算。ANSYS-CFX能在流固傳熱耦合的同時計算流體與固體的溫度場，是熱工水力分析的重要軟件。對超臨界水冷包層模型進行對稱簡化，在第一壁和增殖區中各取3個冷卻劑通道進行熱工計算，兩側均為絕熱邊界條件。計算暫不考慮后板流量不均勻分配對數值模擬結果的影響。熱工水力計算模型如圖7所示。

圖7　熱工水力計算模型 Fig.7　Thermo-hydraulic calculation model

熱工水力計算條件如下：計算的熱源分布源項取自中子計算得到的核熱沉積率分布；計算采用k-ε湍流模型用于超臨界水的數值模擬；模型采用六面體網格劃分，其網格節點數量為737萬，壁面y+在20～120之間，能滿足數值模擬精度要求。

3.2熱工水力計算結果

圖8示出第一壁、氚增殖區與中子倍增區的溫度云圖。由圖8可見，第一壁、氚增殖區與中子倍增區在全包層中達到的最高溫度分別為515.8、566.3和567.1 ℃。第一壁最高溫度低于CLAM鋼的蠕變溫度極限(約550 ℃)，氚增殖區、中子倍增區也低于各自的溫度極限(Li4SiO4為900 ℃，Be為600 ℃)，由此可得出該包層在熱工設計上是安全的。值得注意的是，本文僅對穩態工況進行了計算，在脈沖運行等工況下仍需進行更多研究。表3列出熱工水力計算結果。由表3可見，冷卻劑在第一壁與增殖區冷卻劑管道中的壓降分別為2.89 kPa和17.97 kPa，增殖區中管道布置復雜是其壓降高于第一壁的主要原因。冷卻劑在第一壁與增殖區的出口溫度分別為400.5 ℃與499.8 ℃，使得該設計得到的超臨界水出口溫升達到220 ℃，具有較高的經濟效益。

圖8　第一壁(a)、氚增殖區(b)和中子倍增區(c)的溫度云圖 Fig.8　Temperature contours of the first wall (a), tritium breeder zone (b) and neutron multiplier zone (c)

表3　熱工水力計算結果

4結論

本文提出ITER超臨界水冷固態實驗包層概念設計方案，該方案采用固態包層設計，超臨界水冷卻，中子倍增劑與氚增殖劑分別采用Be、Li4SiO4球床，結構材料采用CLAM鋼。在此基礎上對該設計方案進行了一系列驗證與計算。包層的中子學計算與熱工水力數值模擬分析結果表明：該設計能在保證安全的前提下帶出包層內產生的熱量，同時獲得較高的出口溫度(499.8 ℃)；能實現氚的自持(TBR>1.15)。因此，該設計是合理可行的。

此外，本文計算采用了若干近似處理，在后續的優化設計中需要對其進行更加細致的建模分析，以滿足包層的安全標準。

參考文獻：

[1]AYMAR R, BARABASCHI P, SHIMOMURA Y. The ITER design[J]. Plasma Phys Control Fusion, 2002, 44: 519-565.

[2]BOCCACCINI L V, AIELLO A, BEDE O, et al. Present status of the conceptual design of the EU test blanket systems[J]. Fusion Engineering and Design, 2011, 86: 478-483.

[3]WONG C, ABDOU M, DAGHER M, et al. An overview of the US DCLL ITER TBM program[J]. Fusion Engineering and Design, 2010, 85: 1 129-1 132.

[4]FENG K M, PAN C H, ZHANG G S, et al. Progress on solid breeder TBM at SWIP[J]. Fusion Engineering and Design, 2010, 85: 2 132-2 140.

[5]ENOEDA M. Development of the water cooled ceramic breeder TBM[C]∥Proceedings of ISFNT-10. Portland, US: [s. n.], 2011.

[6]PARITOSH C, RAJENDRA E K, SIRCAR A, et al. Status and progress of Indian LLCB test blanket systems for ITER[J]. Fusion Engineering and Design, 2012, 87: 1 009-1 013.

[7]LI F C, SUTEVSKI D, SMOLENTSEV S, et al. Experimental and numerical studies of pressure drop in PbLi flows in a circular duct under non-uniform transverse magnetic field[J]. Fusion Engineering and Design, 2013, 88: 3 060-3 071.

[8]ENOEDA M, KOSAKU Y, HATANO T, et al. Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan[J]. Nuclear Fusion, 2003, 43(12): 1 837-1 844.

[9]YANAGI Y, SATO S, ENOEDA M, et al. Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 2001, 38(11): 1 014-1 018.

[10]SHIMOMURA Y, AYMAR R, CHUYANOV V A, et al. ITER-FEAT operation[J]. Nuclear Fusion, 2001, 41(3): 309-317.

[11]黃群英，李春京，李艷芬，等. 中國低活化馬氏體鋼CLAM 研究進展[J]. 核科學與工程，2007，27(1)：41-51.

HUANG Qunying, LI Chunjing, LI Yanfen, et al. R&D status of China low activation martensitic steel[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2007, 27(1): 41-51(in Chinese).

[12]BRIESMEISTER J F. MCNP: A general Monte CarloN-particle transport code, version 4B, LA-12625-M[R]. USA: Los Alamos National Laboratory, 1997.

[13]International Atomic Energy Agency. FENDL-2.1, fusion evaluated nuclear data library (Dec. 2004)[EB/OL]. [2014-08-10]. http:∥www-nds.iaea.org/fendl21/.

[14]FISCHER U, PERESLAVTSEV P, HERMSMEYER S. Neutronic design optimization of modular HCPB blankets for fusion power reactors[J]. Fusion Engineering and Design, 2005, 75-79(Suppl.): 751-757.