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水冷固態增殖包層模塊冷卻劑管系流量分配研究

2016-03-27 12:13:26佟立麗曹學武
核科學與工程 2016年6期
關鍵詞:分配模型

王 迪,佟立麗,曹學武

(上海交通大學機械與動力工程學院,上海200240)

水冷固態增殖包層模塊冷卻劑管系流量分配研究

王 迪,佟立麗,曹學武

(上海交通大學機械與動力工程學院,上海200240)

包層是磁約束聚變堆中實現氚增殖和能量導出的重要部件,針對包層模塊中,由于復雜的串并聯流道結構所導致的冷卻劑流量分配不均勻問題,采用一維熱流體流動分析軟件Flowmaster,建立了水冷固態增殖包層子模塊的冷卻劑流道結構模型。對運行工況下包層冷卻劑流量分配進行模擬,并與相關試驗以及模擬結果進行比對。模擬結果表明,所建立的子模塊一維模型各部分冷卻劑溫升和壓降均與設計值吻合,模型能夠準確的描述包層冷卻劑流動特性。在穩態運行工況下,包層子模塊側壁支管出現較為明顯的流量分配不均勻現象,流量最大值與最小值偏差達到5%。位于側壁上下兩端的集合管對流量分配均勻性起重要作用,保持矩形集合管橫截面積不變,橫截面長寬相等時流量分配最為均勻。當集合管采用不同形狀設計時,圓形管道流量分配均勻性要好于矩形管道。

水冷固態增殖包層模塊;復雜管系;流量分配

目前,國際熱核聚變實驗堆(ITER)計劃參與各方提出了多種增殖包層設計方案,其中水冷固態增殖包層(WCSB)設計因其冷卻劑運行工況與壓水堆接近,具備成熟運行經驗,用水作冷卻劑具有可避免由液態金屬冷卻劑導致的MHD效應以及水的獲取成本相對低廉等優勢,作為增殖包層研發的對象,也是未來增殖包層設計的重要選擇之一[1]。在ITER布置方案中,WCSB以測試模塊的形式設置在ITER裝置的赤道窗口,一個測試包層模塊(TBM)由兩個相同的子模塊所組成[2]。冷卻劑從包層背板下方入口流入子模塊,依次流經第一壁、側壁、氚增殖區和中子倍增區四個部分的管路,最后從背板上方出口流出。包層各部分流道均為并聯通道結構,即通過集合管將冷卻劑分配到各根支管當中,從而對包層整體進行冷卻。因此,能否確保冷卻劑均勻分配,避免包層局部過熱,確保聚變堆安全運行與傳熱效率,就成為包層模塊并聯通道結構設計的關鍵問題。

在并聯通道流量分配數值模擬研究方面,大多采用三維計算流體力學分析軟件。針對中國氦冷固態增殖包層子模塊后板分配腔流動特性,相關學者采用Fluent建立模型,發現氦氣流量分配的不均勻性,并導致包層結構材料的溫度高于許用溫度[3]。JAEA亦采用Fluent對日本水冷固態增殖包層第一壁支管冷卻劑流量分配進行了模擬[4],模擬結果與實驗結果基本吻合。上海交通大學采用計算流體力學方法對水冷包層子模塊第一壁冷卻劑管系建立了三維模型,通過分析發現,第一壁入口集管存在復雜的流動行為,冷卻劑可以明顯區分為主流和逆流兩部分,并且主流進入冷卻管的位置是影響流量分配的主要因素,逆流區形成了一系列次級渦流和沿管壁的環向流動[5]。目前,使用三維CFD分析軟件對包層冷卻劑流動規律進行的研究主要基于包層模塊某一局部結構的建模。對于冷卻劑流道結構十分復雜的包層模塊整體,冷卻劑流道結構十分復雜,使用三維CFD方法存在困難;而對于包含有多個增殖包層模塊的冷卻劑扇段的流動規律研究,CFD分析方法則更加困難。因此,著眼于整個管路系統的一維流動分析軟件,在包層模塊整體乃至冷卻劑扇段的流動規律研究方面,比三維分析軟件更加具有優勢,同時一維流動分析軟件中具備的充足的流道元件模型,也保證其能夠反映包層管系的布置特點。

本文基于一維熱流體流動分析軟件Flowmaster,針對水冷增殖包層子模塊冷卻劑流道建立模型,通過比對模擬計算結果與相關實驗數據驗證了所建模型能夠準確描述包層子模塊流量分配規律,針對流量分配出現較為明顯不均勻現象的側壁部分流道,適當改變側壁流道集合管形狀,有助于使流量分配趨于均勻,降低包層局部過熱的危險。

1 包層側壁流量分配模擬與實驗比對

首先建立水冷包層子模塊側壁(side wall, SW)部分模型,側壁冷卻劑流道是由7根支管和兩根集合管組成的U型并聯通道結構(冷卻劑出入口都位于1號支管一側,集合管中冷卻劑流動方向則相反)。圖1為建立的側壁一維流動模型,模型中支管與集合管等均直接選擇程序元件庫中相應元件,再將各個元件相互連接構成整個側壁模型。側壁入口設置流量邊界條件1kg/s,出口設置壓力邊界條件0.3MPa,與7號支管相連的三通管左端設置零流量邊界條件,選擇不可壓縮流體,流動視為絕熱過程。

圖1 Flowmaster建立側壁驗證模型Fig.1 Side wall built by Flowmaster

通過模擬,可得到7根支管的流量分配結果,將其同JAEA完成的側壁流量分配特性實驗值及其模擬值[6]進行比較,如圖2所示。通過比對分析可見,穩態模擬的流量分配結果與JAEA模擬值吻合較好,都體現了U型并聯通道的流動特點,距離入口越遠,支管流量越小的趨勢。表1列出了用兩種數值模擬方法得到的支管流量與實驗結果的誤差范圍對比,誤差范圍比較接近,說明了一維模型的可用性。

圖2 不同數值模擬方法結果比較Fig.2 Comparison of three simulations

管道編號誤差/%JAEASimulation誤差/%Flowmaster1-2.5-4.324.93.53-3.9-4.142.13.15-7.9-6.662.23.676.47.9

2 水冷包層子模塊模型建立

水冷固態增殖包層子模塊冷卻劑流道由第一壁(FW)、側壁(SW)、最靠近等離子體增殖區(NP)、增殖區其余流道(TO)和背板(BP)五個部分的并聯通道所組成。

冷卻劑液態水在包層子模塊內由下方入口進入,入口溫度為280℃,壓力為15.5MPa,依次流經第一壁、側壁、最靠近等離子體增殖區、增殖區其余流道和背板,最后從上方出口流出,出口溫度為325℃,表2列出了這五個部分的并聯流道結構參數和冷卻劑流動方向。基于上述設計數據,建立包層子模塊模型,如圖3所示。

表2 包層子模塊各部分結構參數與冷卻劑流動方向

圖3 包層子模塊模型Fig.3 Model of sub-module

根據JAEA設計報告中的要求,水冷固態增殖包層子模塊第一壁承受平均表面熱流密度設計值為0.3MW/m2,中子壁負載0.78MW/m2,流入單個子模塊的冷卻劑質量流量為3.08kg/s,溫升從280℃到325℃,整個流動過程中一共帶走0.78MW熱量,冷卻劑總壓降約為120kPa,溫度變化為從280℃到325℃,熱流密度沿管道長度方向均勻分布。添加15.5MPa壓力下液態水的物理性質曲線,進行穩態計算,得到的各部分壓降與溫升模擬值同設計值的對比分別如表3和表4所示。對比包層子模塊各部分壓降與溫升模擬值和設計值,兩者數據基本吻合,子模塊壓降與溫升誤差均接近1%,因此建立的模型能夠準確描述子模塊流道內冷卻劑在運行工況下的流動狀況。

表3 包層子模塊壓降模擬值與設計值對比

表4 包層子模塊溫升模擬值與設計值對比

3 水冷包層子模塊流動特性分析

3.1 子模塊穩態流量分配

對建立的包層子模塊模型進行穩態運行工況下的模擬,分別得到子模塊各部分并聯通道支管的流量分配。

圖4為穩態條件下第一壁29根支管質量流量分配圖,在第7根和第23根支管處流量出現兩個峰值,而位于中間的13號~17號支管流量相對較小,流量分布與管道結構具有很大關系,峰值的出現是由于第一壁管道出口即連接第一壁上方集合管與側壁上方集合管的90°彎管入口所處位置恰好與第7和23號支管最近所導致的。第一壁與側壁連接處彎管結構如圖5所示,圓圈中為第一壁出口位置。

圖4 第一壁支管流量分配Fig.4 Flow distribution of FW

圖5 第一壁與側壁連接處彎管結構Fig.5 Joint of the FW and SW

圖6 側壁冷卻劑流道結構Fig.6 Structure of SW coolant pipes

水冷包層子模塊側壁結構與JAEA完成的側壁流量分配特性實驗所采用U型并聯流道結構設計方案有所不同,其結構更加接近Z型并聯流道結構(集合管中冷卻劑流動方向相同),如圖6所示。由于側壁出口位于第9號支管的正下方,導致第9號支管的流量略高于第10號支管。如圖7、圖8所示,相比第一壁均勻的流量分配,側壁流量分配體現出較為明顯的差異,支管最大流量與最小流量相差接近5%,但仍然存在進一步改進的空間。不同支管中冷卻劑由于流量分配不均勻所導致的溫升差異為0.17℃,滿足傳熱要求。包層增殖區流道分為最靠近等離子體部分和其余流道部分,其中最靠近等離子體部分為17根圓形截面支管并聯流道,冷卻劑從子模塊兩邊側壁流出后進入該區域下方集合管,分流進入支管以后再進入上方集合管,由于此并聯通道中,冷卻劑從下方集合管兩端進入,流量分配與冷卻劑僅從一端流入的Z型和U型結構都有所不同,如圖9所示,支管流量整體分配均勻,體現出明顯的軸對稱特點。

圖7 側壁支管流量分配Fig.7 Flow distribution of SW

圖8 側壁支管出口溫度Fig.8 Coolant temperature in outlet of SW

圖9 增殖區流量分配Fig.9 Flow distribution of NP

冷卻劑流出增殖區后,再次進入集合管,通過四根并聯彎管后流入背板下方腔室,然后進入背板四條并聯流道,在上方矩形集合管匯合后流入包層出口管道,完成包層整個流動過程,溫度達到325℃。由于背板在子模塊各部分中受熱載荷最小,因此流道結構也較為簡單,流量分配如圖10所示,各支管流量分配差異接近1%。

圖10 背板流量分配Fig.10 Flow distribution of BP

因此,通過模擬得到在運行工況下包層子模塊流量分配,其中側壁部分出現較為明顯的流量分配不均勻現象,可進一步加以改進。

3.2 側壁流量分配均勻性討論

原側壁集合管橫截面為矩形,高度為50mm,寬度為10mm。現保持其橫截面積不變,將高度減少而寬度增加。共選取5組不同的寬高比截面進行對比,不同截面形狀下的側壁總壓降如表5所示。每根支管流量分配和壓降變化趨勢如圖11、圖12所示,當側壁集合管截面積不變且截面形狀始終為矩形時,正方形截面能夠使側壁總壓降達到最小,同時各支管壓降也更加均勻,由此產生的流量分配更加均勻,原側壁結構所導致的支管流量差異達到5.4%,當截面為正方形時,支管流量差異減少至3.7%。

圖11 不同矩形截面側壁支管流量Fig.11 Mass flow rate of different rectangular pipes of SW

圖12 不同矩形截面側壁支管壓降Fig.12 Pressure drop of different rectangular pipes of SW

在此基礎上進一步改變集合管橫截面形狀,仍然保持截面積不變,將截面改為圓形,管徑為25.2mm,將此結果與正方形截面結果和矩形截面結果進行比較,如圖13、圖14所示,當集合管截面為圓形時,流量分配均勻性要好于正方形截面,此時支管流量最大值與最小值僅相差3.2%。上述對側壁結構的改進主要增大了集合管的水力學直徑,減少了集合管摩擦壓降,從而使集合管中的冷卻劑每流經一根支管,向支管中分流的流量都更加趨于相等,因此支管流量分配也更加均勻。

圖13 不同形狀截面支管流量變化Fig.13 Pressure drop of different pipes of SW

圖14 不同形狀截面支管壓降變化Fig.14 Pressure drop of different pipes of SW

4 結論

水冷固態增殖包層模塊中,復雜工況和冷卻劑流道結構所產生的并聯流道流量分配不均勻現象會影響包層傳熱效率與運行安全。針對這一問題,本文基于一維流體分析軟件Flowmaster首先建立了水冷包層側壁冷卻劑流道模型,將側壁模型中支管流量分配結果同JAEA側壁試驗與數值模擬結果對比,三者符合良好,從而驗證了所建模型描述流量分配規律的可用性。在此基礎上建立了水冷包層子模塊模型,并通過將子模塊模型冷卻劑壓降和溫升模擬值與設計值進行比較,兩者基本一致,因此所建立模型能夠反映冷卻劑在包層中的流動特性。通過水冷包層子模塊穩態流量分配模擬,得到包層第一壁、側壁、增殖區最靠近等離子體流道、增殖區其余流道和背板5個部分冷卻支管的流量分配。針對流量分配差異相對較大的側壁部分,改變冷卻劑流道集合管結構參數,研究其對流量分配產生的影響,將集合管截面形狀由矩形改為相同面積圓形,有利于降低集合管摩擦壓降,從而提高流量分配均勻性。但是在包層模塊中,由于承擔著比第一壁少很多的熱負載,側壁的設計主要著眼于減小壁厚以增大子模塊內部空間,從而使子模塊能夠裝載更多氚增殖劑與中子倍增劑,包層的氚增殖能力也相應增強。目前在厚度方向尺寸較小的側壁集合管設計方案雖然不利于流量分配均勻化,但在提高氚增殖能力方面具有一定優勢,因此也是一種可行的方案。

[1] Mikio Enoeda, Masato Akiba, et al. Overview of design and R&D of test blankets in Japan[J]. Fusion Engineering and Design. 2006, 81: 415-424.

[2] Mikio Enoeda, Hisashi Tanigawa, et al. Development of the Water Cooled Ceramic Breeder Test Blanket Module in Japan. Fusion Engineering and Design[J]. 2012, 87: 1363- 1369.

[3] 郝騰飛, 馮開明, 趙周, 等. TBM 子模塊冷卻劑流量分析及結構改進設計[J]. 核聚變與等離子體物理, 2008, 28(3): 213-217.

[4] K. Ezato, Y. Seki, et al. Thermo-hydraulic testing and integrity of ITER Test Blanket Module(TBM) First Wall mock-up in JAEA[J]. Fusion Engineering and Design. 2010, 85 :1255-1260.

[5] Lili Tong, Mufei Wang, Xuewu Cao. Flow Distribution Analysis of Water-Cooled Solid Breeder Test Blanket Module. Journal of Fusion Energy[J]. DOI 10.1007/s 10894-014- 9749-7.

[6] Yohji Seki, Yoichi Ohnishi, et al. Numerical Simulation of Turbulent Flow of Coolant in a Test Blanket Module of Nuclear Fusion Reactor[J]. Nuclear Science and Technology. 2011,2 : 139-142.

Study on Flow Distribution of Coolant Pipes for WCSB Module

WANG Di, TONG Li-li, CAO Xue-wu

(School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China)

Test blanket module is a critical part of magnetic confinement fusion reactor to be used as tritium breeder and coolant. Aiming at flow distribution problem of coolant caused by complex structure of pipes in the blanket module of fusion reactor, this paper uses one-dimensional thermal fluid systems simulation software of Flowmaster to build sub-modules model of water-cooled solid blanket (WCSB). Flow distribution of the sub-module model in the operating condition is simulated and compared with design values and other relevant simulations. Simulation result shows that the pressure drop and temperature rise in each part of sub-module show good agreement with design value. The model can describe flow characteristics accurately. In operating condition, there is obviously non-uniform flow distribution observed in the side wall tubes. The mass flow rate difference between maximum and minimum is 5%. Manifolds on both ends of the side wall have an impact on flow distribution. Maintaining constant rectangular pipe cross section area, flow distribution is most uniform at square cross section area. Circular manifolds is more favorable to flow distribution.Key words: WCSB; Complicated pipes; Flow distribution

2016-11-21

國家磁約束核聚變能發展研究專項(2014GB122000),國家自然科學基金(11375116)

王 迪(1992—),男,甘肅省蘭州市人,在讀博士研究生,核能與核技術工程專業

曹學武:caoxuewu@sjtu.edu.cn

TL62

A

0258-0918(2016)06-0757-07

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