管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

doi:10.16568/j.0254-6086.202201005

核聚变与等离子体物理 ›› 2022, Vol. 42 ›› Issue (1): 28-34.DOI: 10.16568/j.0254-6086.202201005

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

吴晶¹，谌继明¹，王平怀¹，王正裕²，康伟山¹，高翚¹

(1. 核工业西南物理研究院，成都 610041；2. 成都优仿科技有限公司，成都 610041)

收稿日期:2020-04-21 修回日期:2020-12-15 出版日期:2022-03-15 发布日期:2022-04-11
作者简介:吴晶(1985-)，男，湖北荆州人，硕士，高级工程师，主要从事ITER第一壁的设计、分析和制造的相关工作。

Thermal hydraulic analysis for ITER enhanced heat flux first wall of pipe joint assembly type

WU Jing¹, CHEN Ji-ming¹, WANG Ping-huai¹, WANG Zheng-yu², KANG Wei-shan¹, GAO Hui¹

(1. SouthwesternInstituteofPhysics,Chengdu610041; 2. Chengdu Youfang Ltd. Inc,Chengdu610041)

Received:2020-04-21 Revised:2020-12-15 Online:2022-03-15 Published:2022-04-11

摘要/Abstract

摘要： 对管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁(EHF FW)的标准手指对、边缘手指对及中心梁(CB)开展了热工水力分析。分析结果显示流速分布合理，低于1m·s^-1或高于10m·s^-1的区域非常小；手指对间的流量分配较合理；整个第一壁的压降为0.351MPa，小于0.4MPa的限定值；在8个循环周期内CB最高温度为409.21℃，低于450℃的允许值；而边缘手指铠甲上尖角区域最高温度为846.54℃，需高热负荷实验来验证其安全性。

关键词: ITER, 增强热负荷第一壁, 热工水力分析

Abstract: Thermal hydraulic analysis for ITER enhanced heat flux (EHF) first wall (FW) of standard finger pair, edge finger pair and central beam (CB) of pipe joint assembly type is carried out. Analysis results show that the velocity distribution is reasonable and regions where coolant velocity is lower than 1m·s^-1 or higher than 10m·s^-1 are very small, mass flow distribution between finger pairs is rather reasonable, and the pressure drop for whole EHF FW is 0.351MPa lower than 0.4MPa, the limited value. The maximum temperature of CB during 8 burn and dwell cycles is about 409.21℃ within the allowable value of 450℃, however, the highest temperature in the sharp corner region of beryllium armor on the edge finger is 846.54℃, which requires high heat load experiment to verify its safety.

Key words: ITER, EHF FW, Thermal hydraulic analysis

中图分类号:

TL62⁺6

吴晶, 谌继明, 王平怀, 王正裕, 康伟山, 高翚. 管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析 [J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(1): 28-34.

WU Jing, CHEN Ji-ming, WANG Ping-huai, WANG Zheng-yu, KANG Wei-shan, GAO Hui. Thermal hydraulic analysis for ITER enhanced heat flux first wall of pipe joint assembly type [J]. Nuclear Fusion and Plasma Physics, 2022, 42(1): 28-34.

[1]	顾永奇, 郑元阳, 袁忠, 王琳, 邓磊, 李志虎, ITER TAC项目联合体团队. ITER PF6大型超导磁体线圈吊装精密准直测量关键技术[J]. 核工业西南物理研究院, 2025, 45(1): 19-26.
[2]	杨先科, 殷磊, 姚达毛. EAST 装置高场侧 NBI 束透区第一壁的设计和分析[J]. 核工业西南物理研究院, 2024, 44(4): 450-455.
[3]	杨宇翔, 王紫荆, 雷明准 . 氦冷固态包层第一壁内插扭带强化换热研究[J]. 核工业西南物理研究院, 2024, 44(3): 312-317.
[4]	江涛, 王全明, 何开辉, 吴姝琴 . 三维协同设计在 ITER 项目中的工程应用[J]. 核聚变与等离子体物理, 2023, 43(1): 6-11.
[5]	李云峰, 蔡立君, 卢勇, 张龙. HL-2M 偏滤器超汽化结构冷却性能研究[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(4): 410-417.
[6]	高金明, 卢杰, 邓玮, 董云波, 刘仪. HL-2M装置光电探测器冷却结构部件的热应力分析和设计[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(3): 290-294.
[7]	张彪, 郑金星, 王琳, 陆坤, 卫靖. ITER校正场磁体超导接头的设计与测试[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(2): 206-206.
[8]	尹中会, 马强, 郑金星, 王琳, 陆坤, 卫靖. ITER底部校正场线圈氦管的设计及压降实验[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(2): 210-215.
[9]	周润晖, 曹宏睿, 赵金龙, 刘士兴, 张伟, 李强, 陈开云, 俞红, 胡立群. 基于激光二极管的软X射线相机信号的自检设计[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(2): 229-235.
[10]	康道安, 李鹏远, 孙振超, 张腾, 韩石磊, 赵晓光. ITER磁体支撑316LN U型支撑夹制造研究[J]. 核聚变与等离子体物理, 2022, 42(1): 39-44.
[11]	杨亚龙1, 2, 3，许强林1, 3，刘为1, 3，高格2. ITER PF电源现场层监控系统网络拓扑延时分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2021, 41(2): 150-156.
[12]	郑元阳，顾永奇*，袁忠，刘辰，王俊，金京，韩厚祥. ITER边缘局域模线圈研制焊接形变测量研究[J]. 核聚变与等离子体物理, 2021, 41(2): 162-166.
[13]	胡万鹏, 才来中. 类 ITER 偏滤器瓦片表面热流沉积的粒子模拟[J]. 核聚变与等离子体物理, 2021, 41(1): 16-20.
[14]	赵伟1，王雅丽1，金羽中1，赵丽1，周红霞1，钟光武1，聂林1，刘春佳2. ITER朗缪尔探针系统初步设计与研制[J]. 核聚变与等离子体物理, 2020, 40(4): 350-356.
[15]	刘熙罡，李伟，夏志伟，李波，潘宇东. ITER聚变功率关闭系统的一种阀门箱结构的有限元分析[J]. 核聚变与等离子体物理, 2020, 40(3): 268-274.

管道连接装配型ITER增强热负荷第一壁的热工水力分析

Thermal hydraulic analysis for ITER enhanced heat flux first wall of pipe joint assembly type

PDF

可视化

摘要/Abstract

引用本文

使用本文

参考文献

相关文章 15

编辑推荐

Metrics