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发布时间: 2023-04-28
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DOI: 10.3969/j.issn.2096-8299.2023.02.004
2023 | Volume 39 | Number 2




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中国聚变工程实验堆超临界CO2锂铅包层初步分析
expand article info 黄凯
上海电力大学 能源与机械工程学院, 上海 200090
收稿日期: 2022-04-29
基金项目: 国家聚变堆主机关键系统综合研究设施课题（2018-000052-73-01-001228）
中图法分类号: TL62+6
文献标识码: A
文章编号: 2096-8299(2023)02-0123-04

摘要

对中国聚变工程实验堆（CFETR）超临界CO2锂铅包层研究进行了初步分析。根据包层设计准则和目标，介绍了以液态锂铅作为冷却剂的超临界CO2包层的设计方案，给出了包层核性能及产氚性能分析结果。结果表明，该设计在不考虑窗口损失的情况下可以满足氚增殖率（TBR）大于1的要求。最后，指出了该包层研发的难点和未来方向。

关键词

中国聚变工程实验堆; 超临界CO2; 氚增殖率; 锂铅包层

Preliminary Analysis of the Supercritical CO2 Cooled Lithium Lead Blanket for CFETR
expand article info HUANG Kai
School of Energy and Mechanical Engineering, Shanghai University of Electric Power, Shanghai 200090, China

Abstract

Preliminary analysis of the supercritical CO2 (S-CO2) cooled tritium breeding blanket for China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) is conducted. According to the blanket design criteria and objectives, the detailed design specifications of the S-CO2 cooled blanket using liquid lithium lead as tritium breeder is introduced, followed by nuclear performance analysis and tritium breeding capability analysis results. Results show that this blanket design can satisfy the requirement of TBR>1 without considering the tritium loss due to ports. Future research and development work as well as challenges are also pointed out.

Key words

China Fusion Engineering Test Reactor; supercritical CO2; tritium breeding ratio; PbLi blanket

聚变能具有功率密度高、燃料储量大、清洁无碳排放等优点, 是一种理想的能源形式, 被公认为人类未来终极能源解决方案[1]。发展聚变能是我国实现“双碳”战略的必由之路。按照我国聚变能源发展路线图的规划, 中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)是我国现阶段聚变能研究的目标原型实验堆, 也是聚变能投入商业化发电应用的先导装置[2]。CFETR以氘氚为核燃料进行反应从而获得聚变能量, 其超导磁约束等离子体腔大半径为7.2 m, 小半径为2.2 m。根据设计要求, CFETR将在200 MW、500 MW、1 GW、1.5 GW4种聚变功率下运行[3], 实现示范发电和氚燃料自持的工程目标, 而这些目标的达成都依赖于氚增殖包层系统。

包层是磁约束聚变堆的关键部件之一, 担负着氚增殖、能量提取, 以及磁体屏蔽等核心功能[4]。CFETR增殖包层原有候选方案包括水冷固态包层和氦冷固态包层[5], 但是这两种方案均存在冷却剂出口温度较低(不超过500 ℃)的缺陷, 无法实现理想的热电转换效率。采用液态锂铅作为冷却剂, 可以使冷却剂出口温度达到600~700 ℃, 结合使用超临界二氧化碳(Supercritical CO2, S-CO2)冷却来自第一壁等离子体侧的高热流密度, 这一方案可以在保证第一壁冷却能力的同时, 获得全堆整体的高热电转换效率。同时, 由于S-CO2具有低中子吸收截面, 因此该方案还能有效确保较高的氚增殖率(Tritium Breeding Ratio, TBR), 从而满足CFETR的氚自持工程设计要求。

1 包层的设计准则和目标

CFETR超临界CO2锂铅包层需要满足以下总体工程设计要求。

(1) 功能方面。该包层应实现氚增殖、能量提取和磁体屏蔽3种基本功能。从氚增殖角度考虑, 为实现氚自持的目标, 该包层系统整体TBR必须大于1。而考虑到氚的衰变损耗、6Li的燃耗效应、提氚损失以及设计的不确定性, 为了保证足够裕量, CFETR氚增殖包层的TBR需设定为不小于1.1[6]。从能量提取角度考虑, 该包层需要提供足够的热交换能力移除来自等离子体腔的表面离子热流密度和中子与包层核素发生核反应导致的核热。从屏蔽角度考虑, 该包层需要为外层超导磁体提供有效的辐射屏蔽保护。

(2) 运行和维护方面。该包层应当能在最高聚变功率(1.5 GW)下以稳态或脉冲等离子体方式正常运行。该包层应当可以实现经由垂直窗口通过远程遥操系统进行安装、维护和更换[7]。

(3) 安全要求方面。该包层需要在冷却剂丧失事故等设计基准事故条件下确保聚变堆本体的安全状态[8]。

根据以上要求, CFETR超临界CO2锂铅包层的主要设计目标参数如下: 参照国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)内部部件设计准则[9], 使用低活化铁素体马氏体(Reduced Activation Ferritic Martensitic, RAFM)钢作为包层结构材料, 使用钨作为第一壁铠甲材料, 使用碳化硅(SiC)作为冷却剂流道内嵌材料。各部分材料的许用温度为: RAFM钢, 不超过550 ℃; SiC, 不超过900~1 000 ℃; 钨铠甲, 不超过1 300 ℃。第一壁的S-CO2流体工作压力为8 MPa, 入口温度不低于350 ℃, 以确保堆内辐射环境条件下RAFM钢的性能能够满足要求。液态锂铅冷却剂流速为0.01~0.10 m/s, 出口温度在600~700 ℃。由于SiC具有良好的热和电绝缘性能, 因此在锂铅流道内壁嵌入SiC复合层, 从而减少由于磁流体力学(Magneto Hydrodynamics, MHD)导致的冷却剂压降。

2 S-CO2包层设计方案

2.1 包层结构

CFETR主机包层系统共有16个扇段, 每个扇段含有2个内包层扇段和3个外包层扇段。S-CO2包层的总体结构设计如图 1所示。考虑到核热分布的性质, 外包层扇段沿着极向分为1#~5#包层模块, 而内包层扇段分为6#~11#包层模块。每个包层模块由第一壁、盖板、冷却板、加强隔板、锂铅冷却剂流道和联箱组成。包层拥有2套独立冷却系统, 其中第一壁及其相关组件由S-CO2冷却, 增殖区采用锂铅自冷方式。锂铅冷却剂的工作压力为1 MPa, 包层的进出口温度分别为460 ℃和650 ℃。增殖区内有12个由冷却板和加强隔板隔开的平行排列的长方形流道, 锂铅冷却剂在这些流道内部沿着极向自下往上流动。在锂铅流道内壁嵌入5 mm厚的SiC层, 以降低MHD效应。在SiC内嵌层与流道支撑结构之间预留5 mm空隙, 以防止热膨胀造成挤压而导致的应力。为平衡作用在SiC内嵌层上的压力, 这一预留间隙内也填充锂铅冷却剂。



图 1 S-CO2包层的总体结构示意

整个包层的冷却剂入口联箱位于底部1#和11#包层模块, 而对应的出口分别布置在顶部的5#和6#包层模块。包层的结构部件包括第一壁、冷却板、加强隔板。第一壁是沿着径向-环向弯折的U型平板, 含有124个横截面积为12 mm×12 mm、中心距为17 mm的内嵌式方形流道。第一壁的面向等离子体侧由2 mm厚的钨铠甲覆盖, 保护第一壁承受高能等离子体的溅射和腐蚀破坏。第一壁内冷却剂沿着径向-环向-径向流动, 冷却剂在相邻流道中沿相反方向流动。

包层布置了2块冷却板和3块加强隔板来增加结构强度。冷却板和加强隔板的厚度均为10 mm, 按照包层模块的布置进行弯折。冷却板内嵌横截面为5 mm×5 mm的方形流道, 加强隔板内嵌流道的尺寸与冷却板相同。在每个包层模块内部, 冷却剂都形成独立的回路, 先经由下部的入口流入, 后流经一系列包层模块, 最后由上部的出口流出包层。

2.2 性能分析

聚变堆增殖包层核性能主要包含包层的中子壁载荷、核热及氚增殖率等。采用蒙特卡洛多粒子(Mounte Carlo N-Particle, MCNP)输运程序, 基于FENDL-2.1核数据库, 并结合“on-the-fly”全局减方差方法[10], 进行包层核性能分析。应用cosVMPT程序, 将包层CAD模型转换为蒙特卡洛中子学模型。CFETR全堆的一个完整扇段的中子学模型如图 2所示。包层内部不同部件的材料成分如下: 第一壁铠甲为钨; 第一壁为70% CLAM钢+ 30% S-CO2; 加强隔板为92.3% CLAM钢+ 7.7% S-CO2; 冷却板为90.6% CLAM钢+ 9.4% S-CO2; 增殖剂/倍增剂为Pb-17Li(90% 6Li); 锂铅流道内嵌层为SiC。



图 2 CFETR完整扇段的中子学模型

2.2.1 中子壁载荷

包层沿极向的中子壁载荷分布如图 3所示。由图 3可以看出, 该分布根据内包层和外包层2个区域明显分为2个具有局部峰值的组段, 其中外包层区的3#包层模块具有1.97 MW/m2的最高中子壁载荷, 而9#包层模块处产生内包层区的最高中子壁载荷1.51 MW/m2。全局最低中子壁载荷出现在11#包层模块, 值为0.48 MW/m2。



图 3 包层极向中子壁载荷分布

2.2.2 包层核热和核热密度

与图 3的中子壁载荷对应, 所有包层模块的核热值如表 1所示。由表 1可以看出, 与中子壁载荷分布相类似, 9#和3#包层模块处分别出现了内、外包层区的核热峰值, 峰值分别为2.45 MW和4.24 MW。全局核热最低值出现在7#包层模块处, 为1.32 MW。根据计算结果, 极向环绕分布的所有包层模块核热之和为1 191.64 MW。

表 1 包层模块的核热值 

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单位: MW
模块 核热 模块 核热 模块 核热
1# 2.29 5# 2.84 9# 2.45
2# 3.45 6# 2.88 10# 2.33
3# 4.24 7# 1.32 11# 1.55
4# 3.83 8# 1.72

包层的核热密度分布云图如图 4所示。由图 4可以看出, 所有包层模块的核热密度都是按照由内层等离子体侧向外层衰减的形式分布。由于第一壁受到高能等离子体溅射, 对其进行单独建模计算。根据计算结果可知, 全局最高核热密度位于3#模块的面向等离子体侧, 最高值可达23.1 W/cm3。



图 4 包层核热密度分布

2.2.3 包层氚增殖率

沿极向环绕的各包层模块氚增殖率分布如图 5所示。由图 5可以看出, 氚增殖率分布与包层中子壁载荷、核热和核热密度分布具有强烈的正相关性。其中, 1#~5#外包层模块的总体氚增殖率比7#~11#内包层模块有明显提升。氚增殖率最大值出现在3#包层模块处, 而此处也是包层中子壁载荷、核热和核热密度峰值出现的位置。计算结果表明, CFETR全堆的总氚增殖率为1.183, 实现了TBR大于1, 完全能够满足聚变堆氚自持的设计要求。



图 5 沿极向环绕的各包层模块氚增殖率分布

3 结语

本文介绍了中国聚变工程实验堆超临界CO2锂铅包层的设计进展。按照CFETR的最新设计参数和构造, 该包层采用S-CO2冷却第一壁, 液态锂铅作为产氚增殖剂用以冷却增殖区。根据包层的设计准则和目标, 给出了包层的结构设计方案, 并采用MCNP输运程序建立了中子学模型, 获得了包层的核性能结果。MCNP计算结果显示, S-CO2包层可以实现全堆TBR>1的目标, 完全可以满足聚变堆氚自持的要求。然而, 由于液态金属冷却剂-增殖剂在聚变堆内部强磁场环境下存在MHD效应, 所以会对流动的金属冷却剂带来额外压降从而阻碍流动。在未来的工作中, 需要对MHD效应进行详细的实验研究, 以获得精确的MHD压降参数, 从而确保包层冷却剂的稳定流动和聚变堆的正常运行。

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