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核裂变反应堆第一壁结构分析

第29卷 第3期 核 聚 变 与 等 离 子 体 物 理

V ol.29, No.32 0 0 9 年 9月

Nuclear Fusion and Plasma Physics

Sep. 2009

文章编号:0254-6086(2009)03-0258-06

收稿日期:2008?11?20;修订日期:2009?04?17

作者简介:赵周(1977?),男,陕西蒲城人,工程师,现从事聚变堆结构设计及分析工作。

中国ITER 固态实验包层模块第一壁结构初步分析

赵 周,冯开明,张国书,袁 涛

(核工业西南物理研究院,成都 610041)

摘 要:对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁的重力分析结果表明,由重力导致的应力和位移形变很小,可以忽略其影响;而第一壁的热结构分析表明,第一壁铍保护板的应力偏大,从结构设计角度出发建议采用钨铜合金代替铍作为第一壁的保护材料。

关键词:CH HCSB TBM 模块;第一壁;重力分析;热结构分析;铍保护板;钨铜合金 中图分类号:TL62+6 文献标识码:A

1 引言

CH HCSB TBM 模块作为将要在国际热核实验反应堆(ITER)上进行氚增殖验证的实验模块,为了确保TBM 模块能够在复杂恶劣的聚变环境下安全运行,在初步设计的基础上对包层模块进行必要的模拟分析是不可或缺的。CH HCSB TBM 模块的U 型第一壁是直接面对等离子体的关键部件,其热工结构设计不仅要满足材料的温度热性能要求,同时也要满足机械性能要求。本文即是对CH HCSB TBM 模块的第一壁进行初步的结构分析。

2 第一壁重力分析

CH HCSB TBM 模块第一壁的整体结构尺寸如图1所示。整个第一壁由18个冷却循环结构沿极向层叠加而成,每个循环由5根冷却管道串联而成,其中端部循环如图2所示。为了提高第一壁的抗热冲击性能,在第一壁直接面对等离子体的一侧加有一层2mm 厚的铍保护板[1]。考虑到TBM 模块在工

作运行期间的热膨胀效应,

TBM

在ITER 实验测试窗口边框内采用悬空连接设计,整个TBM 与边框上下左右有大约20mm 的间隙[2]。而第一壁则悬空固定在TBM 模块后板上,因此有必要首先对第一壁进行一下简单的重力分析,具体分析采用通用有限元分析(FEA)程序ANSYS 来完成。表1所列的是分析中将要用到的材料热机械性能参数[3, 4]。

图1 CH HCSB TBM 模块第一壁整体结构

表1 第一壁材料热机械性能参数(400)℃

RAFM 钢铍 钨 铜

导热系数/W·m ?1

·K ?1

29.2 116.3 140 295 密度/kg·m ?3 7610 1793 19200 8680 杨氏模量/GPa 181.5 288 393 108 泊松比

0.3 0.0615 0.28 0.34 热膨胀系数/10?6K ?1 11.9 14.72 4.16 18.9 最大许用应力3S m /MPa

522~378240~166 1057~878218~150

第3期 赵周等:中国ITER 固态实验包层模块第一壁结构初步分析

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图2 CH HCSB TBM 模块冷却循环示意图

考虑到第一壁的非对称性,因此要进行重力分

析,就必须对第一壁进行整体建模。分析模型整体上采用二次实体结构单元SOLID95进行六面体单元网格划分,对过渡处小部分退化的四面体单元进行了SOLID92单元转化。具体分析结果如图3所示,可以看出第一壁由重力所导致的最大应力和位移分别是0.63MPa 和0.57μm ,都非常小。因此,在下面热结构分析中可以近似忽略第一壁重力效应的影响。

图3 第一壁重力分析结果

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3 第一壁热结构分析

3.1 第一壁CFD热分析

在以前对第一壁的热分析中,简单采用了ANSYS FLUID116单元对冷却剂氦气温度进行分析模拟。FLUID116单元除了流线主节点外只有一个耦合节点,如果直接采用流固节点耦合会产生较大的分析误差;采用表面效应单元SURFACE152进行过渡处理误差会减小。但考虑到FLUID116单元本身只是一个流线单元,而非流体单元,导致氦气温度只沿流动方向变化,而沿径向无变化,而这与真实的流体情况有出入,尤其是在第一壁承受很大表面热流密度这种情况下,误差会更大。为了得到更为准确的温度分布,这里选取了相对专业的计算流体动力学(CFD)程序FLUENT,来对第一壁进行真正意义上的流固耦合传热分析。

由于不考虑第一壁的重力效应,同时第一壁由18个冷却循环组成,其温度分布沿极向会呈现一定的周期性。为了简化分析,这里只选取了第一壁的端部循环作为分析研究对象。具体CFD热分析条件如下:a. 分析模型采用有限体积法进行离散,网格单元数为270658;b. 分析计算采用标准SIMPLE算法,在湍流模拟方面采用标准k-ε模型,对内部冷却管道壁面采用标准壁函数进行处理;c. 流体动量、能量、湍动能和耗散率的离散均采用二阶差分格式;d. 冷却剂氦气入口温度为300°C,考虑到氦气密度随温度上升会有较大的变化,因此在这里采用氦气流量入口边界条件,流量为0.074kg·s?1,出口边界采用压力出口;e. 第一壁表面热流密度为0.5MW·m?2,第一壁本体同时沉积有聚变中子反应核热[5]。

图4是FLUENT分析结果,其中铍板、RAFM钢的最高温度以及氦气的出口平均温度分别是543°C、534°C和377°C,这与以前ANSYS分析结果(544°C、534°C和377°C)几乎相同,但径向截面温度分布却有较大的差异,如图5所示,而温度分布恰是导致热应力的源项。

3.2 第一壁FEA结构分析

在第一壁热分析的基础上就可以进行热应力分析。但FLUENT内核程序并不涉及结构分析方程,所以第一壁的热应力分析必须借助于有限元程序ANSYS。这里就存在两种程序分析数据接口的问题,因为FLUENT程序的离散方法是基于有限体积法,而ANSYS是基于有限元法,这两种方法的离散单元本身有很大的差异,所以FLUENT网格单元及热分析结果不能直接导入ANSYS。但是FLUENT分析结果文件给出了单元节点温度,这样就可以考虑采用插值处理得到ANSYS有限元分析模型的节点温度从而进行热应力分析。图6是插值处理得到的第一壁有限元模型节点温度分布,可以看出整体温度云图与图4吻合得还是很好的,不过这也会产生一定的误差,因为毕竟是采用插值处理,误差跟网格单元的形状、阶次以及密度都有关系。

图4 第一壁温度分布

图5 第一壁最高温度截面图

在具体分析中规定:a. 第一壁RAFM钢和保护材料连接致密,无任何缺陷;b. 约束面位于第一壁冷却剂进出口平面,只在径向方向进行约束;c. 热

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应变参考温度为氦气进口温度300°C ;d. 应力判定采用第四强度理论[6]。此外,分析载荷除了节点温度之外还包括第一壁冷却管道氦气8MPa 的内压,下面分三种情况对第一壁进行分析。

图6 第一壁有限元模型节点温度分布

第一种情况,第一壁不加保护板。这种情况相对简单,以前也有过相关分析[7]。图7a 是第一壁

RAFM 钢的应力分布,可以看出大的应力点主要集中在第一壁的前壁上。前壁外直接面对高温等离子体,温度高;里面与冷却剂氦气接触,温度低,因此会导致前壁有大的温度梯度和热应力,最大应力为354MPa ,能满足3S m 的许用应力要求[8]。

第二种情况,第一壁加铍保护板。图7b 是第一壁加了铍保护板的应力分布,其中RAFM 钢的最大应力为365MPa ,这与不加铍保护板分析得到的结果基本相同;而铍保护板的最大应力为281MPa ,由于铍本身机械强度较低,这已经超过了铍仅在400°C 的许用应力,而且该最大值位于铍板直接面对等离子体的表面,这就说明导致铍板最大应力的原因不仅包括RAFM 钢对铍板的接触约束,同时铍板本身的温度梯度也是一个重要因素,所以如果从第一壁的热工结构进行改进而减小铍板的最大应力将会很困难,同时考虑到铍在500°C 以上其许用应力很低,所以作者放弃了这种尝试。

图7 第一壁应力分布

a ——不加铍保护板;

b ——加铍保护板。

第三种情况,第一壁加钨保护板。钨作为另外一种面对等离子体保护材料,其最大优点是耐高温,具有高的屈服强度和抗拉强度,这给结构设计带来了相当的灵活性。接下来就试着用钨替代铍作为第一壁面对等离子体的材料,相关分析与上述铍的类似。热分析表明第一壁加钨板的温度分布与图4基本一样,但钨板和RAFM 钢的最高温度略有下降,分别是541°C 和533°C ,这是因为钨的导热性比铍要稍好。

图8为第一壁加钨板的应力分析结果,钨板和RAFM 钢的最大应力分别为514MPa 和498MPa ,与许用值相比较,RAFM 钢的应力较大。最大应力都出现在钨板和RAFM 钢的连接面上,这是由于两种接触材料结构兼容性太差造成。从表1中可以看出,钨的热膨胀系数和弹性模量跟RAFM 钢有不小的差异,所以下面试着改变钨的热膨胀系数使之逐渐趋近于RAFM 钢的参数,并在此基础上重新进行分析,分析结果如图9曲线所示,可以看到随着钨

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热膨胀系数的增加,钨的最大应力一直在降低;而RAFM钢的最大应力在起始阶段下降也很明显,只是当钨的膨胀系数达到9×10?6K?1左右时,RAFM 钢的最大应力才有所回升,随后就逐渐趋近于不加保护板的情况。分析结果同时表明,随着钨弹性模量逐渐向RAFM钢的参数降低,相应的第一壁的位移形变也在减小。

图8 第一壁加钨板的应力分布

图9 第一壁最大应力与钨热膨胀系数的相关性

通过以上分析可知,既然用纯钨做第一壁的保护材料应力过大,那就可以考虑用钨合金替代纯钨。其中钨铜复合材料也是一种面向等离子体的保护材料,钨铜复合材料是由互不相溶的钨、铜两相均匀混合形成的假合金,它兼有钨、铜材料的本征物理性能,可灵活准确地设计其成分和性能;因此其最大优点是具有可控的热膨胀系数及其它热机械性能,并且加工性能良好,从而具有广泛的应用性[9~10];而RAFM钢的机械性能参数也恰好介于钨铜之间。因此,从结构设计的角度出发,可以考虑选用化学成分合适机械性能合适的钨铜复合材料作为第一壁面对等离子体的材料。

4 总结与讨论

对CH HCSB TBM模块的关键部件第一壁首先进行了重力结构分析,分析表明第一壁因重力导致的应力和位移形变都很小,可以忽略其影响。其次在CFD热分析的基础上,对第一壁的简化模型进行了热应力分析,结果表明:如果第一壁采用铍作为保护材料,在铍板上会产生过大的热应力,已经明显超出了铍的许用应力,因此建议采用性能合适的钨铜复合材料代替铍作为第一壁面对等离子体的材料,这样可以把第一壁材料的最大应力控制在许用范围之内。

本文仅从结构设计分析的角度出发推荐选择钨铜复合材料作为第一壁的保护材料,但由于聚变等离子体环境非常复杂,材料不单单要满足热结构要求,还应满足其他方面的要求,进行综合选择。

参考文献:

[1] Dombrowski D E, Deksnis E, Pick M A. Thermo-

mechanical properties of Beryllium [J]. Suppl. to Nuclear

Fusion, IAEA, Vienna, 1995, 5: 19.

[2] ITER TBWG Members. Report from the re-established

test blanket working group for the period of the ITER transitional arrangements (ITA) [R]. 2005.

[3] Hermsmeyer S, Gordeev S, Kleefeldt K, et al. Improved

helium cooled pebble bed blanket [R]. FZKA 6399, 1999.

[4] ITER documents. Structural design criteria for ITER

in-vessel components (SDC-IC), Appendix A: materials design limit data [R]. G 74 MA 8 R0.1, 2004.

[5] 冯开明, 张国书, 罗德礼, 等. 中国氦冷固态实验包层

模块系统设计描述文件 [R]. 成都: 核工业西南物理

研究院, 2007.

[6] 刘鸿文. 材料力学(上册) [M]. 北京: 高等教育出版社,

1992.

[7] Wang Xiaoyu, Feng Kaiming, Zhang Guoshu, et al.

Thermal hydraulic and mechanical analysis of CH HCSB

TBM [J]. Nuclear Fusion and Plasma Physics, 2006, 26(3): 181.

[8] ASME. Boiler and pressure vessel code [S]. Section :

ⅢRules for Construction of Nuclear Facility Components, Division 1, 2001.

[9] 雷纯鹏, 程继贵, 夏永红. 新型钨铜复合材料的制备和

性能研究的新进展 [J]. 金属功能材料, 2003, 10(4):

24.

[10] 宁超, 蔡宏伟, 仲守亮. 熔渗法制备的钨铜复合材料及

其显微组织 [J]. 理化检验(物理分册), 2003, 12: 2.

第3期 赵周等:中国ITER固态实验包层模块第一壁结构初步分析 263

Preliminary structure analysis for the first-wall of CH HCSB TBM ZHAO Zhou, FENG Kai-ming, ZHANG Guo-shu, YUAN Tao

(Southwestern Institute of Physics, Chengdu 610041)

Abstract: Gravity analysis for the first-wall of CH HCSB TBM shows that the stress and displacement of first-wall caused by the gravity effect are too small and could be ignored. And the results of thermal-mechanical analysis for the first-wall show that the stress of Be armor is higher than allowable vaue, so it’s proposed to choice W/Cu alloy replaced Be as the armor of first-wall under considering the point of structure design.

Key words: CH HCSB TBM; First-wall; Gravity analysis; Thermal-mechanical analysis; Be armor; W/Cu alloy

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