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国际热核聚变实验堆将为安全利用核聚变能的科学可行性及相关技术提供测试平台。其中,实验包层模块是公认的国际热核聚变实验堆的关键技术之一。它主要用于氚的增殖和将聚变能转化为可利用的热能。经过多年的发展,实验包层模块取得的了显著的成果。液态双冷锂铅实验包层模块被认为最具竞争力的候选包层之一。液态金属作为冷却材料时受到约束等离子体的环向强磁场(5-15T)的作用。因此当液态金属锂铅在包层内流动时因外加强磁场而产生的磁流体动力学效应,将会在管内产生额外的MHD压降,改变管内的流场分布。MHD压降随实验包层结构材料与液态金属的相对电导率的增长而剧烈增长。因此减小MHD压降的关键就在于增加实验包层结构的电绝缘性。目前国内外倾向的做法是采用通道插件结构来降低电导率,它是指在包层管壁内侧再增加一层碳化硅材料的绝缘层。通道插件将通道的流体分成两个不同流动状态区的,希望通过碳化硅材料的低电导和开孔或开槽平衡压力,使中心区流速高、边界区流速低从而大大降低MHD压降。文中简要介绍了国际热核聚变实验堆的背景、计划、发展历程,介绍了实验包层模块,并着重分析了国内外在降低磁流体动力学效应上的研究成果和现状。本文重点是基于FLUENT软件MHD模块中的磁感应方程法求解磁流体方管层流问题,并分析其结果。并给出基于FLUENT软件求解MHD问题时,结构网格模型中轴向网格步长的要求。本文首先分别对不同哈特曼数(Ha=100和Ha=400)方管导电壁磁流体层流进行数值模拟。以矩形方管磁流体层流的数值模拟为基础,进一步对Ha=400时带通道插件方管下不同压力平衡槽宽度(2mm和6mm)的方管层流进行数值模拟研究。根据数值模拟结果显示,普通方管层流外加磁场之后,使得截面速度更加平均化,入口长度大大缩小,而压力梯度却极大的增加。随着磁场强度的增大,速度分布变的相对复杂,轴向的磁流体动力学效应更加明显。在方管中增加道插件结构能够很好的减少MHD压降。但压力平衡槽的作用局限于附近领域。同时,在槽内的发现“涡”形电流。当通道插件的压力平衡槽变宽时,槽内电流分布发生显著变化,压力梯度变大,其几何宽度敏感性明显。对于带通道插件的液态金属包层,在不考虑压力三维效应的情况下,压力平衡槽的宽度应该尽可能小。