CFETR集成设计平台核热耦合接口的开发及应用

来源 :中国科学技术大学 | 被引量 : 0次 | 上传用户:maamyaayha
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中国聚变工程实验堆(CFETR)是正处于概念设计中的超导托卡马克装置,其前期目标是达到50~200MW的聚变功率,聚变燃烧占比达到0.3~0.5,氚增殖比大于1,来展示聚变能的可行性并验证堆系统的氚自持。正在研发的CFETR集成设计平台是为了提高聚变堆的设计效率,实现聚变堆的自洽设计。CFETR集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,由磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块构成。中子学模块的功能之一是提供中子学计算结果的后处理,为其他各工程设计模块提供必要的中子学参数评估和载荷输入。热工水力分析是聚变堆的堆内部件设计的基础,主要使用CFD软件如ANSYSCFX、Fluent等进行。堆内部件产生的中子核热是热工水力分析的重要热源项,中子核热数据来源于中子学计算。而对于中子学软件MCNP输出记载核热的网格计数文件,存在数据量大、人工分析效率低、CFD软件无法直接读取作为热源项加载等问题。本文基于网格-网格插值和点-点插值法,在CFETR集成设计平台中开发了中子学与CFD核热耦合接口,实现两者之间的数据交换,为中子学模块的提供后处理支持。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷固态包层中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果证明了核热耦合接口功能的可靠性。最后通过耦合接口,采取精确的三维核热数据对氦冷固态包层进行流固耦合分析,为包层的设计提供参考。
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