CN115440395A - 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构 - Google Patents

一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构 Download PDF

Info

Publication number
CN115440395A
CN115440395A CN202211238479.3A CN202211238479A CN115440395A CN 115440395 A CN115440395 A CN 115440395A CN 202211238479 A CN202211238479 A CN 202211238479A CN 115440395 A CN115440395 A CN 115440395A
Authority
CN
China
Prior art keywords
low
melting
point metal
heat
fusion reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN202211238479.3A
Other languages
English (en)
Inventor
蒋科成
马学斌
祝庆军
陈磊
刘松林
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN202211238479.3A priority Critical patent/CN115440395A/zh
Publication of CN115440395A publication Critical patent/CN115440395A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/11Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21BFUSION REACTORS
    • G21B1/00Thermonuclear fusion reactors
    • G21B1/11Details
    • G21B1/13First wall; Blanket; Divertor

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma Technology (AREA)

Abstract

本发明公开了一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,主要针对聚变堆内承载高热流沉积的关键部件,如增殖包层、偏滤器、加热和诊断系统、以及限制器等的冷却。本发明采用室温下呈现液态且具有流动性的低熔点金属作为冷却剂,不存在凝固堵塞流道问题,可通过泵驱动将来自等离子体的高热流安全排出,确保材料温度不超标以及结构完整性。此外,在冷却流道壁面上布置绝缘材料,可减弱低熔点金属流动与聚变堆强磁场作用产生的磁流体动力学效应。与现有冷却方式和换热工质相比,使用本发明的低熔点金属管内流动排热结构可极大提高聚变堆关键部件的耐热能力和热工安全性能。

Description

一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流 动排热结构
技术领域
本发明属于聚变堆领域,具体涉及一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构。
背景技术
发展核聚变是我国解决能源危机的重大需求和重要战略。其中重要的一环是研发全超导托卡马克聚变堆,被公认为实现聚变能稳定连续输出的有效途径,其采用氘氚等离子体在高温条件下发生聚变融合反应,释放巨大能量。然而,环绕等离子体的结构部件服役在强磁场(>5T)、高热流的苛刻环境中,包括增殖包层、偏滤器、加热和诊断系统、以及限制器等。在芯部等离子体高温热辐射和带电粒子的溅射下,增殖包层第一壁表面的热流密度呈现非均匀分布,局部位置高达几个 MW/m2;偏滤器在稳态运行时的热流密度是10MW/m2,而在瞬态会高达20MW/m2。为将热量安全顺利排出,确保结构材料温度不超标。现有聚变堆高热流部件的冷却方式和换热工质存在以下关键技术问题亟待解决:
(1)采用氦气或水作为冷却剂:尽管不存在磁流体动力学效应(MHD),可简化冷却结构设计。然而,由于载热能力有限,对冷却剂流速要求高,泵的驱动功率大,降低聚变堆商业发电的经济性,并且在极高热流环境下(~20MW/m2)难以将热量安全排出。此外,冷却水容易出现过冷沸腾,气膜在管壁上堆积使传热机理发生变化,致使沸腾临界继而破坏结构完整性。
(2)采用锂基金属作为冷却剂:锂基金属在环绕等离子体的聚变堆结构壁表面上附着铺展自由流动,形成液态锂壁,其主要功能是承载高中子辐照、高热流沉积和杂质移除与控制。尽管锂基金属的载热能力远超于氦气或水,然而,存在以下关键技术问题有待解决:1、锂基金属的熔点高(>180℃),需对结构壁配备复杂的辅助加热系统,并且流动易出现凝固堵塞问题;2、结构壁上自由流动产生的MHD薄化效应难以实现全覆盖范围铺展,控制灵活性低。
此外,在车辆工程、电子设备等工业领域,为增强传热能力、实现结构设备的紧凑性,液态金属作为新型的换热工质也得到初步应用。但由于设备的运行功率低,冷却方式多基于自然对流形式将热量排出,并且服役环境不存在磁场,若将现有换热设计应用到聚变堆特有的强磁场和高热流环境中,会存在载热能力严重不足、MHD阻力效应显著、流动压降剧增带来热电转换效率低等问题。
发明内容
为解决上述技术问题,本发明提供一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构。采用室温下呈液态且具有流动性的低熔点金属作为冷却剂,例如:汞、铷、镓和镓基合金等。由于此类工质具有低熔点、高沸点、热导率高、载热能力强等优势,因而不存在凝固堵塞流道问题,可通过泵驱动在管内流动,在强迫对流效应作用下将来自等离子体的高热流安全排出,确保材料温度不超标以及结构完整性。此外,在冷却流道壁面上布置绝缘材料,可减弱低熔点金属流动与聚变堆强磁场作用产生的磁流体动力学效应。本发明内容能够解决现有聚变堆高热流部件采用水或氦气冷却,存在耐热能力有限、热工安全性能低的问题;能够解决液态锂基金属由于熔点高引起冷却系统复杂、流动易凝固堵塞、结构壁表面自由流动引起MHD薄化效应使流动控制性差的问题。
为了达到上述目的,本发明所采用的技术方案为:
一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:包括保护材料、结构材料、低熔点金属和绝缘材料;所述保护材料涂覆在结构材料面对等离子体侧的表面,防止等离子体的溅射与腐蚀;所述结构材料内布置冷却通道,低熔点金属作为冷却剂,通过泵驱动下的强迫对流方式流过冷却通道,将来自等离子体侧的高热流沉积的热量安全顺利带出,将材料温度冷却至允许范围内;采用物理或化学气相沉积法,在所述低熔点金属材料的冷却流道内壁面喷涂绝缘材料,通过泵驱动将来自等离子体的高热流安全排出。
进一步地,所述低熔点金属材料是在室温下呈现液态且具有流动性的金属材料,包括汞、铷、镓或镓基合金。
进一步地,所述低熔点金属管内流动排热结构适用于环绕等离子体、直面来自等离子体高热辐射和带电粒子溅射的结构部件,包括增殖包层、偏滤器、加热和诊断系统或限制器。
进一步地,所述低熔点金属管内流动排热结构位于聚变堆结构部件内部直面等离子体侧。
进一步地,所述冷却通道的内壁面施加肋板或在冷却通道道内插入扰流片,可进一步增强低熔点金属的流动换热、承载更高的热流沉积。
进一步地,所述冷却流道壁面上布置的绝缘材料,用于减弱托卡马克聚变堆强磁场对低熔点金属的磁流体力学效应,降低流动压降从而提高聚变堆热电转换的经济性。
本发明提出了一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其采用室温下为液态且具有流动性的低熔点金属作为冷却剂,通过泵驱动下的强迫对流方式将沉积在结构上的热辐射与带电粒子能量安全顺利带出。此外,冷却通道壁面布置绝缘材料,可减弱流动的低熔点金属与聚变堆强磁场作用产生的磁流体动力学效应。与现有冷却方式和换热工质相比,有益效果是:
1.低熔点金属具有熔点低、高沸点、热导率高、载热能力强等优势,能够解决聚变堆高热流部件采用水或氦气冷却存在耐热性能差的问题。此外,与冷却水相比,低熔点金属的沸点高,不存在沸腾现象,能够解决冷却水高温易相变、发生沸腾临界破坏结构完整性的问题,进而提高聚变堆关键部件的热工安全性能。
2.低熔点金属与锂基金属相比,由于熔点低,在常温下呈现液态并具有可流动性,能够解决锂基金属熔点高引起冷却系统复杂、易凝固堵塞的问题。此外,低熔点金属在管内流动排热,能够解决锂基金属在结构壁表面上自由流动引起MHD薄化效应、流动控制性差的问题。
3.低熔点金属的冷却流道壁面上布置绝缘材料,通过泵驱动下的强迫对流方式将热量带出,可降低其与聚变堆强磁场作用产生的洛伦兹力,能够解决现有工业领域液态金属换热设计不能适用于聚变堆特有的强磁场和高热流环境、基于自然对流的换热能力差、MHD阻力效应显著、流动压降剧增带来热电转换效率低等的问题。
附图说明
图1为本发明的适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构概念设计图。
图2为本发明的适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构采用肋板增强换热设计图。
图3为本发明的适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构采用扰流片增强换热设计图。
图中:1.保护材料;2.结构材料;3.低熔点金属;4.绝缘材料;5.等离子体侧的高热流沉积;6-1.肋板;6-2.扰流片。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。此外,下面所描述的本发明各个实施方式中所涉及到的技术特征只要彼此之间未构成冲突就可以相互组合。
如图1所示,本发明的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构针对聚变堆内需要承载高热流沉积的关键部件,如增殖包层、偏滤器、加热和诊断窗口、以及限制器的冷却。本发明是在高热流部件内靠近等离子体侧设计冷却结构。保护材料1涂覆在结构材料2面对等离子体侧的表面,防止等离子体的溅射与腐蚀。结构材料2内布置冷却通道,低熔点金属3是常温下呈现液态且具有流动性的金属材料作为冷却剂,例如:汞、铷、镓和镓基合金等。低熔点金属3通过泵驱动下的强迫对流方式流过冷却通道,将来自等离子体侧的高热流沉积5的热量安全顺利带出,包括沉积在结构上的热辐射与带电粒子能量,可将材料温度冷却至允许范围内。采用物理/化学气相沉积法(PVD/CVD),在低熔点金属3的冷却流道内壁面绝缘材料4,用于减弱流动的低熔点金属与聚变堆强磁场作用产生的磁流体动力学效应,从而降低流动压降、提高聚变堆热电转换的经济性。
偏滤器是聚变堆内承受热负荷最高的关键部件,来自等离子体的热流沉积在瞬态运行状态可高达20MW/m2。因此,针对这一部件,本发明的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构对冷却通道做强化传热处理,包括如图2和图3所示的两种方式:(1)在低熔点金属3的冷却流道内靠近等离子体侧的壁面上沿流动方向布置肋板6-1,低熔点金属3壁面上的边界层交替经过相邻的肋板6-1时会遭到破坏,从而提高热流方向的温度梯度、减小传热热阻,等离子体侧的高热流沉积5将快速传递到冷却流道内,避免热量在保护材料1和结构材料2内集中,从而降低材料温度;(2)在低熔点金属3的流道内插入扰流片6-2,通过壁面附近热流体和主流区域冷流体之间的搅浑作用,使等离子体侧的高热流沉积5快速从壁面传输到低熔点金属3,从而增强换热量。此外,尽管在流道壁面施加肋板、在流道内插入扰流片可提高聚变堆高热负荷部件的载热能力,但结构复杂并且伴随磁流体动力学效应会进一步增加流动阻力,降低热电转换效率。因此,在冷却流道的壁面上(包括肋板6-1和扰流片6-2)涂覆绝缘材料4,减弱低熔点金属3与磁场相互作用产生的洛伦兹力。
本发明未详细陈述的部分,属于本领域公知技术。尽管以上内容对本发明说明性的具体实施方式进行了描述,以便于本领域的技术人员理解本发明。但应该清楚,本发明不限于具体实施方式的范围,对本技术领域的普通技术人员来讲,只要各种变化在所附的权利要求和本发明确定的精神和范围内,这些变化是显而易见的,均在本发明保护之列。

Claims (6)

1.一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:包括保护材料、结构材料、低熔点金属材料和绝缘材料;所述保护材料涂覆在结构材料面对等离子体侧的表面,防止等离子体的溅射与腐蚀;所述结构材料内布置冷却通道,低熔点金属材料作为冷却剂,通过泵驱动下的强迫对流方式流过冷却通道,将来自等离子体侧的高热流沉积的热量安全顺利带出,将材料温度冷却至允许范围内;采用物理或化学气相沉积法,在所述低熔点金属材料的冷却流道内壁面喷涂绝缘材料,通过泵驱动将来自等离子体的高热流安全排出。
2.根据权利要求1所述的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:所述低熔点金属材料是在室温下呈现液态且具有流动性的金属材料,包括汞、铷、镓或镓基合金。
3.根据权利要求1所述的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:所述低熔点金属管内流动排热结构适用于环绕等离子体、直面来自等离子体高热辐射和带电粒子溅射的结构部件,包括增殖包层、偏滤器、加热和诊断系统或限制器。
4.根据权利要求1所述的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:所述低熔点金属管内流动排热结构位于聚变堆结构部件内部直面等离子体侧。
5.根据权利要求1所述的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:所述冷却通道的内壁面施加肋板或在冷却通道道内插入扰流片,进一步增强低熔点金属流动换热、承载更高的热流沉积。
6.根据权利要求1所述的一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构,其特征在于:所述冷却流道壁面上布置的绝缘材料,用于减弱托卡马克聚变堆强磁场对低熔点金属的磁流体力学效应,降低流动压降从而提高聚变堆热电转换的经济性。
CN202211238479.3A 2022-09-30 2022-09-30 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构 Pending CN115440395A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211238479.3A CN115440395A (zh) 2022-09-30 2022-09-30 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211238479.3A CN115440395A (zh) 2022-09-30 2022-09-30 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN115440395A true CN115440395A (zh) 2022-12-06

Family

ID=84252065

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202211238479.3A Pending CN115440395A (zh) 2022-09-30 2022-09-30 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN115440395A (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115859868A (zh) * 2023-02-27 2023-03-28 中国科学院合肥物质科学研究院 适用于聚变堆部件单面加热条件下的临界热流计算方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115859868A (zh) * 2023-02-27 2023-03-28 中国科学院合肥物质科学研究院 适用于聚变堆部件单面加热条件下的临界热流计算方法
CN115859868B (zh) * 2023-02-27 2023-04-28 中国科学院合肥物质科学研究院 适用于聚变堆部件单面加热条件下的临界热流计算方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108615563A (zh) 聚变装置偏滤器水冷模块及其应用的偏滤器冷却靶板结构
CN115440395A (zh) 一种适用于聚变堆强磁场和高热流环境下低熔点金属管内流动排热结构
Miyoshi et al. Cooling water system design of Japan's DEMO for fusion power production
Ali et al. CFD simulation of an integrated PCM-based thermal energy storage within a nuclear power plant connected to a grid with constant or variable power demand
CN110729058A (zh) 一种基于微通道相变冷却的聚变堆偏滤器高热负荷单元部件
CN107516549B (zh) 一种聚变堆水-氦冷陶瓷增殖剂包层
Lei et al. Result and discussion on the evolution of in-situ leading edge-induced melting on W divertor targets in EAST
Li et al. Optimization of the chamfering structures for ITER-like W/Cu monoblocks to avoid the leading edge-induced melting in EAST
Lyublinski et al. Module of lithium divertor for KTM tokamak
Golfier et al. Progress on the TAURO blanket system
Wong et al. Assessment of first wall and blanket options with the use of liquid breeder
CN107093466B (zh) 一种套管式的聚变堆氦冷包层结构
CN112967827B (zh) 一种用于聚变堆的熔盐储能耦合发电系统及发电方法
Parkins Engineering Limitations of Fusion Power Plants: Problems related to radiation damage and plant costs may prevent the practical application of fusion.
Tazhibayeva et al. Mock-up Divertor of KTM Tokamak on the Basis of Lithium CPS
Sabharwall et al. Design of liquid metal phase change heat exchanger for next-generation nuclear plant process heat application
JPH0882688A (ja) 核融合炉の増殖ブランケット
CN113488202A (zh) 一种快速移能聚变堆偏滤器水冷钨靶模块及冷却靶板结构
Golfier et al. Performance of the TAURO blanket system associated with a liquid-metal cooled divertor
US20240312644A1 (en) Solid lithium-lead blanket for fusion reactor
Takahashi et al. Design and Construction of Pb-Bi Corrosion Test Loop and Test Plan
Lielausis Liquid metal in a strong magnetic field
Kirillov et al. Review of liquid metal divertor concepts for Tokamak reactors
Nakata et al. Performance evaluation of decay heat removal systems of Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR)
Sze et al. Recent designs for advanced fusion reactor blankets

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination