CN112597711B - 一种应用于聚变堆包层的核热流固耦合分析方法 - Google Patents
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Abstract
一种应用于聚变堆包层的核热流固耦合分析方法,首先对包层结构进行处理,构造分离几何模型和整体几何模型;针对分离几何模型建立元素质量比均匀的栅元作为核反应分析计算域,建立流固耦合热工水力网格作为热工水力分析计算域;针对整体几何模型建立支撑结构机械应力网格作为机械应力分析计算域;核反应分析为热工水力分析提供体积均匀热源,热工水力分析为核反应分析提供体积平均温度,二者相互迭代收敛后,将热工水力分析获得的包层温度分布及压力分布传递给机械应力分析作为温度及压力载荷,进行机械应力分析;最终获得包层产氚、核热、屏蔽核性能与温度、压力、流量热工水力性能以及应力、应变机械性能。本发明方法可实现包层的精确性能分析。
Description
技术领域
本发明涉及聚变堆包层性能分析技术领域,具体涉及一种包层的核热流固耦合分析方法,是一种同时考虑流动、换热、支撑、核反应对包层性能影响的分析方法。
背景技术
包层在聚变堆中承担能量转换、氚增殖及辐射屏蔽等重要功能,其中,冷却剂在大量并联管中流动带走包层内的热量,中子倍增剂用于增加中子通量以提高氚增殖剂的产氚率,结构材料为所有包层结构提供支撑。聚变中子在包层结构内与原子核反应不仅产生氚还会释放能量,作为包层内热源,需要通过冷却剂将其带出包层。包层内的温度分布是不均匀的,会产生热应力,且压力分布也会直接对包层支撑结构的应力产生影响。总而言之,包层的核性能、热工水力性能和机械性能是相互耦合的。
目前针对聚变堆包层在正常和极端工况下的性能分析研究中,进行的单一性能分析均采用了假设的边界条件,没有充分考虑流动、换热、支撑、核反应等对包层性能的综合影响。如Guangming Zhou等在一篇公开期刊文献(Guangming Zhou,Qinlan Kang,Francisco A.Hernández,et al.Thermal hydraulics activities for consolidatingHCPB breeding blanket of the European DEMO,Nuclear Fusion 60(2020)096008)中针对EU DEMO HCPB包层热工水力性能分析中,其流体与固体之间的换热采用了换热关系式(heat transfer correlation),没有将流体域与固体域进行直接耦合,换热关系式属于经验关系式,并不会求解流体域的流动换热,无法获得精确的热工水力特性;Kecheng Jiang等在一篇公开期刊文献(Kecheng Jiang,Xuebin Ma,Xiaoman Cheng,et al.Thermal-hydraulic analysis on the whole module of water cooled ceramic breederblanket for CFETR,Fusion Engineering and Design 112(2016)81-88)中针对CFETRWCCB包层热工水力性能分析中,其核热热源采用的是径向距离的函数,由于采用了整体几何模型,没有考虑核反应分析与热工水力分析之间计算域的差别,没有交换核热热源和温度等数据;周光明在其博士论文(周光明.CFETR氦冷固态包层结构热—机械性能分析[D].中国科学技术大学,2016.)中进行的CFETR氦冷固态包层结构热-机械性能分析中,热分析中采用了Gnielinski关系式计算固体与流体的换热,核热热源采用的是径向距离的函数,由于热分析中没有考虑流体域因此机械应力分析中没有充分考虑压力变化对机械性能的影响。
这些研究中均在单一性能分析均采用了假定的边界条件,没有充分考虑流动、换热、支撑、核反应等对包层性能的综合影响,不能获得包层的精确性能,不利于包层的核性能、热工水力性能、机械性能的性能分析。
发明内容
为了克服上述现有方法存在的问题,本发明的目的是为了提出一种基于分离几何模型-整体几何模型的包层核热流固耦合分析方法,从而弥补现有分析方法未能精确分析包层核性能、热工水力性能、机械性能等的不足。
本发明采取以下技术方案达到上述目的:
一种应用于聚变堆包层的核热流固耦合分析方法,包括如下步骤:
步骤1:对聚变堆包层结构进行分割处理,构造用于核反应分析和热工水力分析的分离几何模型和用于机械应力分析的整体几何模型;
步骤2:核反应分析的计算域为分离几何模型中的每个栅元,每个栅元均由元素质量比均匀的材料填充;热工水力分析的计算域为分离几何模型上同时包括流体和固体在内的流固耦合网格,流体域和固体域通过流动换热进行耦合;机械应力分析的计算域为整体几何模型内支撑结构上的机械应力网格,包层内非支撑结构不划分机械应力网格;
步骤3:首先以室温为假定温度进行核反应分析,核反应分析为热工水力分析提供体积均匀热源,热工水力分析为核反应分析提供体积平均温度,二者相互迭代循环直至相邻两次核反应分析每个栅元的产氚率误差小于1%且相邻两次热工水力分析每个网格的温度误差小于1%,将最后一次热工水力分析获得的包层温度分布及压力分布传递给机械应力分析网格作为温度及压力载荷,进行机械应力分析;
步骤4:核反应分析与热工水力分析迭代收敛后通过最后一次核反应分析输出包层的核热、产氚、屏蔽核性能分布;通过最后一次热工水力分析输出包层的温度、压力、流量热工水力性能分布;通过机械应力分析输出包层的应力、应变机械性能分布,进行包层的性能分析。
和现有技术相比较,本发明具备如下优点及创新点:
1、本发明分析方法基于多学科交叉,耦合核反应分析、热工水力分析、机械应力分析,得到包层多物理场耦合性能;
2、本发明分析方法突破现有包层性能分析研究中单一性能分析采用的假设边界条件,实现包层的精确性能分析;
3、本发明分析方法综合考虑流动、换热、支撑、核反应对包层性能的影响,为包层的实际运行状态提供精确借鉴。
总而言之,本发明提出切实可行的包层核热流固耦合分析方法,同时考虑流动、换热、支撑、核反应对包层性能的影响,所得结果更符合包层的实际工况,可为包层运行状态提供借鉴。
附图说明
图1包层核热流固耦合分析方法流程图。
图2分离几何模型示意图。
图3整体几何模型示意图。
图4流固耦合热工水力分析网格示意图。
图5支撑结构机械应力分析网格示意图。
具体实施方式
以下结合附图及具体实施例对本发明作进一步的详细说明。
根据本发明的一个实施例,采用如图1所示的流程开展CFETR一期氦冷固态包层的性能分析研究。
1.根据CFETR一期氦冷固态包层的结构布置,通过分割处理构造分离几何模型和整体几何模型。分离几何模型如图2所示,用于核反应分析和热工水力分析;整体几何模型如图3所示,用于机械应力分析。
2.基于图2所示的分离几何模型,在每个栅元中填充元素质量比均匀的材料作为核反应分析的计算域;如图4所示,在分离几何模型上划分流固耦合网格作为热工水力分析的计算域;如图5所示,在整体几何模型支撑结构上划分机械应力网格作为机械应力分析的计算域。
3.首先以室温为假定温度,采用MCNP等核反应分析程序进行核反应分析,提取每个栅元内的体积热源,并提供给对应的热工水力网格作为体积均匀热源;采用Fluent等热工水力分析程序进行热工水力分析,计算每个栅元上所有网格的体积平均温度,提供给对应的核反应分析栅元,二者相互迭代循环直至相邻两次核反应分析每个栅元的产氚率误差小于1%且相邻两次热工水力分析每个网格的温度误差小于1%,将最后一次热工水力分析获得的包层温度分布及压力分布传递给机械应力分析网格作为温度及压力载荷,采用ANSYS Mechanical等机械应力分析程序进行机械应力分析;
4.核反应分析与热工水力分析迭代收敛后通过最后一次核反应分析输出包层的核热、产氚、屏蔽核性能分布;通过最后一次热工水力分析输出包层的温度、压力、流量热工水力性能分布;通过机械应力分析输出包层的应力、应变机械性能分布,进行包层的性能分析。
以上所述的,仅为本发明的实施例,并非用以限定本发明的范围,本发明的上述实施例还可以做出各种变化。即凡是依据本发明申请的权利要求书及说明书内容所做的简单、等效变化与修饰,皆落入本发明专利的权利要求保护范围。本发明未详尽描述的均为常规技术内容。
基于以上的理论模型,本发明的计算流程如图1所示,分离几何模型如图2所示,整体几何模型如图3所示,流固耦合热工水力分析网格如图4所示,支撑结构机械应力分析网格如图5所示。
Claims (1)
1.一种应用于聚变堆包层的核热流固耦合分析方法,其特征在于:包括如下步骤:
步骤1:构造几何模型
对聚变堆包层结构进行分割处理,构造用于核反应分析和热工水力分析的分离几何模型和用于机械应力分析的整体几何模型;
步骤2:建立计算域
核反应分析的计算域为分离几何模型中的每个栅元,每个栅元均由元素质量比均匀的材料填充;热工水力分析的计算域为分离几何模型上同时包括流体和固体在内的流固耦合网格,流体域和固体域通过流动换热进行耦合;机械应力分析的计算域为整体几何模型内支撑结构上的机械应力网格,包层内非支撑结构不划分机械应力网格;
步骤3:耦合计算
首先以室温为假定温度进行核反应分析,核反应分析为热工水力分析提供体积均匀热源,热工水力分析为核反应分析提供体积平均温度,二者相互迭代循环直至相邻两次核反应分析每个栅元的产氚率误差小于1%且相邻两次热工水力分析每个网格的温度误差小于1%,将最后一次热工水力分析获得的包层温度分布及压力分布传递给机械应力分析网格作为温度及压力载荷,进行机械应力分析;
步骤4:输出结果
核反应分析与热工水力分析迭代收敛后通过最后一次核反应分析输出包层的核热、产氚、屏蔽核性能分布;通过最后一次热工水力分析输出包层的温度、压力、流量热工水力性能分布;通过机械应力分析输出包层的应力、应变机械性能分布,进行包层的性能分析。
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CN110569613A (zh) * | 2019-09-12 | 2019-12-13 | 西安交通大学 | 一种应用于聚变堆包层精确工程设计的方法 |
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CN110569613A (zh) * | 2019-09-12 | 2019-12-13 | 西安交通大学 | 一种应用于聚变堆包层精确工程设计的方法 |
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CFETR集成设计平台的核热耦合模块开发;徐兵兵等;《核技术》;20180110(第01期);全文 * |
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