靳 強(qiáng),劉松林,李 敏,汪衛(wèi)華,,F(xiàn)DS團(tuán)隊(duì)
(1.中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院,安徽合肥230027;2.中國(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所,安徽合肥230031;3.中國(guó)科學(xué)院等離子體物理研究所,安徽合肥230031)
基于一系列聚變鋰鉛增殖包層概念的研究與設(shè)計(jì)[1-7],F(xiàn)DS團(tuán)隊(duì)提出了中國(guó)ITER雙功能鋰鉛實(shí)驗(yàn)包層模塊(DFLL-TBM)[8-10]概念,用于演示和驗(yàn)證中國(guó)聚變示范堆(DEMO)雙冷鋰鉛包層(DLL)和單冷鋰鉛包層(SLL)相關(guān)技術(shù)。
第一壁(FW)作為DFLL-TBM的重要組成部件,采用氦氣帶走來(lái)自等離子體側(cè)的輻射熱流與中子在結(jié)構(gòu)上沉積的核熱。從熱工水力學(xué)角度考慮,F(xiàn)W結(jié)構(gòu)最高溫度與氦氣流動(dòng)壓降是限制熱載荷承受能力與經(jīng)濟(jì)性能的兩個(gè)重要因素,取決于氦氣與結(jié)構(gòu)間換熱效率和流動(dòng)壓降。氦氣換熱效率與氦氣溫度、流速、對(duì)流換熱系數(shù)等參數(shù)相關(guān),這些參數(shù)受流道的幾何特征如截面尺寸、流動(dòng)方案、內(nèi)壁粗糙度等因素的影響。若要保證FW結(jié)構(gòu)溫度滿足要求,最大限度保持與DEMO包層的相關(guān)性,又要使氦氣出口溫度盡可能高而壓降較低以保證經(jīng)濟(jì)性,則優(yōu)化氦氣流道的幾何特征,提高氦氣與結(jié)構(gòu)間換熱效率是解決問(wèn)題的關(guān)鍵。
本文對(duì)DFLL-TBM的FW氦氣流道的截面尺寸與流動(dòng)方案進(jìn)行熱工水力學(xué)分析,并利用數(shù)值模擬程序Fluent進(jìn)行驗(yàn)證與評(píng)估,獲得優(yōu)化流道的布置方案。
目前的DFLL-TBM設(shè)計(jì)方案是一個(gè)尺寸為484mm(環(huán)向)×1 660mm(極向)×585mm(徑向)矩形鐵盒。FW采用中國(guó)低活化馬氏體鋼(CLAM)[11-12]做結(jié)構(gòu)材料,U形彎曲成型,如圖1所示。FW內(nèi)部有16組氦氣流道,內(nèi)通8MPa高壓氦氣用于帶走FW上沉積的熱能(等離子體平均熱流為0.3MW/m2,核熱約為0.183 1MW)。每組氦氣流道由4排流道首尾連接盤繞而成,相鄰兩流道的氦氣流動(dòng)方向相反以均衡結(jié)構(gòu)溫度,減小熱應(yīng)力,如圖2所示。氦氣流道截面為15mm(徑)×20mm(極),面向等離子體前壁厚度為5mm,與增殖區(qū)相鄰的后壁厚度為10mm,相鄰流道間隔為5mm,如圖3所示??紤]到結(jié)構(gòu)韌脆轉(zhuǎn)變溫度,氦氣進(jìn)口溫度設(shè)定為340℃,氦氣流量1.49kg/s(流速50m/s),出口氦氣溫升55℃。
圖1 DFLL-TBM三維視圖Fig.1 3Dview of the DFLL-TBM
圖2 每組循環(huán)流道的氦氣流動(dòng)方案Fig.2 He flow scheme in each circuit channel
圖3 目前設(shè)計(jì)中氦氣流道的截面Fig.3 The section of He channel in current version
氦氣流道內(nèi)壁光滑,新的設(shè)計(jì)方案主要在流道截面極向尺寸(15mm/20mm/25mm)和單組流道盤繞第一壁的次數(shù)做出改動(dòng)(3/4/5)。其中極向尺寸20mm、盤繞次數(shù)為4的設(shè)計(jì)為原方案設(shè)計(jì),作為優(yōu)化效果的參照。
由文獻(xiàn)[13]可以推導(dǎo)冷卻劑各項(xiàng)變量與最大核熱攜帶量之間的關(guān)系。為使計(jì)算更加精確,氦氣與結(jié)構(gòu)間的換熱系數(shù)h(W/(m2·K))應(yīng)使用文獻(xiàn)[14]推薦的實(shí)驗(yàn)關(guān)系式:
考慮到公式變量間的內(nèi)部相關(guān)性,直接使用上式計(jì)算將異常復(fù)雜,擬利用Dittus-Boelter公式除以1.15的計(jì)算結(jié)果做近似處理,適用范圍為雷諾數(shù)105<Re<106[14]。式中d是管道水力直徑,m;f是流道摩擦因子;k是氦氣的熱導(dǎo)率,W/(m·K);Nu是努塞爾數(shù);Re是雷諾數(shù);Pr是氦氣的普朗特?cái)?shù);THe是氦氣主流平均溫度,℃;Ts是流道內(nèi)壁表面溫度,℃。
由阻力等因素產(chǎn)生的氦氣流動(dòng)壓降為:
式中:ΔPacc為加速壓降,由流道面積改變而導(dǎo)致的流速變化引起,這里可忽略不計(jì);ΔPgrav為提升壓降,由流體重力勢(shì)能的改變引起,對(duì)于氣體可忽略不計(jì);ΔPfric為沿程摩擦壓降,由沿程摩擦阻力的作用產(chǎn)生的壓力損失,對(duì)于光滑壁面,可由經(jīng)驗(yàn)公式得到:
式中:L是流道長(zhǎng)度,m;u是氦氣平均流速,m/s;ρ是氦氣密度,kg/m3;ΔPform為局部壓降,是流體流過(guò)急劇變化的固體邊界時(shí)出現(xiàn)的集中壓力損失,主要由流道的出入口和彎曲等造成,其公式如下[15-16]:
式中:K是流道局部摩擦因子;R是流道曲率半徑,m;θ是流道彎曲角度。
氦氣入口溫度仍設(shè)定為340℃,F(xiàn)W表面等離子體熱流取平均值0.3MW/m2,核熱沉積密度等其他邊界條件保持不變,分析結(jié)果如下:
(1)如圖4所示,平均入流速度u增大,結(jié)構(gòu)最高溫度Tmax減小,但單組流道盤繞第一壁的次數(shù)相同時(shí),Tmax隨平均入流速度u的變化速率基本一致。相同入流速度與流道截面尺寸時(shí),盤繞次數(shù)每增加一次,Tmax至少增加5℃。單組流道盤繞第一壁的次數(shù)越多所需u越高,盤繞次數(shù)為3/4/5時(shí),相應(yīng)的最低入流速度為35/41/45(m/s)。
圖4 FW結(jié)構(gòu)最高溫度與入流速度之間的關(guān)系Fig.4 Correlations between maximum temperature of FW structure and inlet velocity
(2)如圖5所示,平均入流速度u增大,出口溫度THe逐漸減小。單組流道盤繞第一壁的次數(shù)相同,管道截面尺寸越小THe越高。截面尺寸改變時(shí),盤繞次數(shù)多的設(shè)計(jì)組出口溫度變化幅度更加明顯。
圖5 氦氣出流溫度與入流速度之間的關(guān)系Fig.5 Correlations between He bulk outlet temperature and inlet velocity
單組流道盤繞第一壁的次數(shù)為3時(shí),為控制結(jié)構(gòu)最高溫度Tmax在550℃限制內(nèi),u最低需35m/s,對(duì)應(yīng)的出口溫度THe低于原來(lái)設(shè)計(jì)中的出口溫度(395℃),因此盤繞次數(shù)為3不是優(yōu)化方案。
單組流道盤繞第一壁的次數(shù)為5時(shí),截面極向尺寸設(shè)計(jì)分別為15mm和25mm時(shí),溫升至少提高7~15℃。相同入流速度和極向尺寸下,盤繞次數(shù)為5的設(shè)計(jì)比3/4次時(shí)的出口溫度分別增加20~45℃/10~20℃。
(3)如圖6所示,平均入流速度u增加,總水力學(xué)壓降ΔP增加。單組流道盤繞第一壁的次數(shù)越多,水力學(xué)壓降增幅越明顯,但極向尺寸對(duì)壓降的影響很小。相同速度和極向尺寸下,盤繞次數(shù)為5時(shí)的水力學(xué)壓降為3時(shí)的1.5~2倍,主要原因在于流道的沿程長(zhǎng)度及彎頭數(shù)目的增加。盤繞次數(shù)為5時(shí),氦氣平均入流速度u=45m/s時(shí)的壓力損失與原有設(shè)計(jì)理論計(jì)算的結(jié)果接近。
(4)根據(jù)以上結(jié)果,盤繞次數(shù)為5,流道截面尺寸為15mm×15mm的設(shè)計(jì)方案優(yōu)化效果最好。而且與原來(lái)設(shè)計(jì)流道的矩形截面相比,該設(shè)計(jì)組截面為正方形,各向均勻性較好,加工容易、熱應(yīng)力小。
圖6 氦氣壓降與入流速度之間的關(guān)系Fig.6 Correlations between Pressure drops of He coolant and inlet velocity
對(duì)單組流道盤繞次數(shù)為5,流道截面尺寸為15mm×15mm的設(shè)計(jì)方案,利用Fluent進(jìn)行模擬計(jì)算。運(yùn)用Gambit軟件進(jìn)行三維網(wǎng)格建模,采用結(jié)構(gòu)網(wǎng)格。為節(jié)省計(jì)算資源,模型包括兩組氦氣流道,模型的上下壁面采用周期性邊界條件。計(jì)算模型為標(biāo)準(zhǔn)k-ε湍流模型,基于壓力梯度的Simple算法,采用近壁函數(shù)對(duì)壁面進(jìn)行處理。求解過(guò)程先采用一階迎風(fēng)格式,使計(jì)算快速收斂,再轉(zhuǎn)入二階迎風(fēng)格式計(jì)算,提高計(jì)算精度。
如圖7(a,b)所示,F(xiàn)W結(jié)構(gòu)最高溫度、氦氣出流溫度的數(shù)值模擬結(jié)果與理論計(jì)算結(jié)果一致。如圖7(c)所示氦氣壓降在平均入流速度小于45m/s時(shí)符合較好,大于45m/s時(shí)差值增大,但是最大差值不超過(guò)15%,結(jié)果可以接受。
對(duì)優(yōu)化方案進(jìn)行數(shù)值模擬結(jié)果發(fā)現(xiàn),由于第一壁等離子體側(cè)的輻射熱流密度遠(yuǎn)大于內(nèi)側(cè)的熱流密度,其表面溫度也明顯高于內(nèi)側(cè)表面的溫度。相鄰兩組流道He流動(dòng)的方向方案不同時(shí),第一壁的結(jié)構(gòu)溫度場(chǎng)也不盡相同:
(1)相鄰兩組流道的流動(dòng)方向相同時(shí),如圖8所示,此時(shí)第一壁的結(jié)構(gòu)最高溫度出現(xiàn)在相鄰流道的中間表面靠近出口一側(cè)。Tmax=550℃,出口總溫THe=418℃,水力學(xué)壓降ΔP=9.4×104Pa(圖10),理論計(jì)算與數(shù)值模擬的結(jié)果符合很好,但最高溫度處有可能出現(xiàn)熱應(yīng)力集中。
圖7 數(shù)值模擬驗(yàn)證(a)FW結(jié)構(gòu)最高溫度;(b)氦氣出流溫度;(c)氦氣壓降Fig.7 Validation of(a)maximum temperature of FW structure;(b)He bulk outlet temperature;(c)pressure drops of He coolant with numerical simulation
圖8 流向相同時(shí)FW結(jié)構(gòu)溫度分布Fig.8 Temperature distribution of the FW structure on concurrent flowing direction
(2)相鄰兩組流道的流動(dòng)方向相反時(shí),如圖9所示,此時(shí)第一壁的結(jié)構(gòu)最高溫度分布較為均勻,有望減輕熱應(yīng)力集中現(xiàn)象,減少熱疲勞效應(yīng)帶來(lái)的負(fù)面影響。Tmax=545℃,出口總溫、水力學(xué)壓降與流向相同時(shí)的結(jié)果相同。因此相鄰兩組流道的流動(dòng)方向相反時(shí)方案更優(yōu)。
本文從熱工水力學(xué)角度對(duì)DFLL-TBM第一壁氦冷流道的幾何特征與流動(dòng)方案進(jìn)行理論分析,考慮經(jīng)濟(jì)性與結(jié)構(gòu)材料溫度限制,得到盤繞次數(shù)為5,流道截面尺寸為15mm×15mm時(shí)方案最優(yōu),并利用計(jì)算流體動(dòng)力學(xué)軟件Fluent對(duì)優(yōu)化方案進(jìn)行模擬驗(yàn)證。
圖9 流向相反時(shí)FW結(jié)構(gòu)溫度分布Fig.9 Temperature distribution of the FW structure on current-counter flowing direction
圖10 優(yōu)化后單組循環(huán)流道里氦氣壓降Fig.10 Pressure drops of He coolant in each circuit channel optimized
下一步應(yīng)當(dāng)從結(jié)構(gòu)熱應(yīng)力角度對(duì)優(yōu)化組進(jìn)行深入分析。在未來(lái)的研究工作中可以考慮在流道內(nèi)壁加工肋片或凹槽對(duì)氦氣換熱性能進(jìn)行強(qiáng)化,以期獲得更高的出流溫度和相對(duì)較低的壓降。
[1] Wu Y C.Conceptual design activities of FDS series fusion power plants in China[J].Fusion Engineering and Design,2006,81:2713-2718.
[2] Wu Y C.Conceptual design of the China fusion power plant FDS-II[J].Fusion Engineering and Design,2008,83:1683-1689.
[3] Ihli T,Basu T K,Giancarli L M,et al.Review of blanket designs for advanced fusion reactors[J].Fusion Engineering and Design,2008,83:912-919.
[4] Sardain P,Maisonnier D,the PPCS team,et al.The European power plant conceptual study:Helium-cooled lithium-lead reactor concept[J].Fusion Engineering and Design,2006,81:2673-2678.
[5] Wu Y C.Fusion-based hydrogen production reactor and its material selection[J].Journal of Nuclear Materials.2009,386:122-126.
[6] Wu Y C.Conceptual design of the fusion-driven subcritical system FDS-I[J].Fusion Engineering and Design,2006,81:1305-1311.
[7] Pan C H,Wu Y C,F(xiàn)eng M K,et al.DEMO development strategy based on China FPP program[J].Fusion Engineering and Design,2008,83:877-882.
[8] Wu Y C.Conceptual design and testing strategy of a dual functional lithium-lead test blanket module in ITER and EAST[J].Nuclear Fusion,2007,47:1533-1539.
[9] H Chen,Y Wu,S Konishi,et al.A high temperature blanket concept for hydrogen production[J].Fusion Engineering and Design,2008,83:903-911.
[10] Wu Y C.Design analysis of the China dual-functional lithium lead(DFLL)test blanket module in ITER[J].Fusion Engineering and Design,2007,82:1893-1903.
[11] Huang Q Y,Li C J,Li Y,et al.Progress in development of China Low Activation Martensitic steel for fusion application[J].Journal of Nuclear Materials,2007,367:142-146.
[12] Huang Q Y,Li C J,Wu Q S,et al.Progress in development of fabrication of small TBMs for EAST and ITER[J].Fusion Engineering and Design,2009,85:2192-2195.
[13] Pulsifer J E.Design Optimization of Helium Cooled PbLi Blanket for ARIES-ST[D].San Diego of America:University of California,1998.
[14] Aiello G,Gabriel F,Giancarli L,et al.Thermalhydraulic analysis of the HCLL DEMO blanket[J].Fusion Engineering and Design,2007,82:2189-2194.
[15] Idelchik I E.Handbook of Hydraulic Resistance[M].New York:Hemisphere,1986.
[16] 李煒,徐孝平,等.水力學(xué)[M].武漢:武漢水利水電大學(xué)出版社,2000.