孟孜
- 作品数：11 被引量：3H指数：1
- 供职机构：中国科学院更多>>
- 发文基金：国家磁约束核聚变能发展研究专项国家自然科学基金安徽省自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术环境科学与工程理学更多>>
- ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究
- 2018年
- 中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。
- 沈欣媛沈欣媛王海霞孟孜陈志斌胡丽琴蒋洁琼
- 关键词：ITER
- 中国双功能锂铅实验包层模块单冷模式自然对流MHD分析
- 应用数值仿真技术,研究SLL-TBM极向管道流在聚变强磁场下的MHD流动的浮力效应,对包层内的液态金属流动特点进行了研究.研究热流与磁场相对方向、流体结构壁面导电率对流量分配、温度场分布、压力分布的影响,发现一些重要的现...
- 孟孜张恒周涛贺青云冯竞超陈红丽FDS团队
- 螺旋流道液态第一壁包层流动稳定性分析
- 提出了基于螺旋型绝缘流道的液态第一壁包层概念.通过理论分析初步验证液态金属流动可行性,之后,在对该概念进行流体力学和热工分析的基础上,得出影响液态第一壁流动稳定性的因素和温度分布特性,给出初步的概念设计和进一步设计优化的...
- 张世超孟孜倪木一蒋洁琼
- 聚变堆螺旋流道液态第一壁流动稳定性分析
- 2016年
- 聚变堆包层第一壁材料所面临高能粒子辐照、电磁辐射、高热负荷、复杂的机械负荷和相应的物理化学腐蚀制约其服役性能和使用寿命,是聚变能发展的瓶颈问题。液态第一壁由于液态工质自身的特点可以承受更高的热负载、中子壁负载以及更高的出口温度,且由于液态工质的不断更新不存在中子辐照损伤问题,在未来聚变堆应用中很具有吸引力。但由于液态金属在聚变堆强磁场作用下流动形成磁流体(Magnetohydrodynamic MHD)效应,维持液态第一壁在复杂的几何结构和苛刻的工作条件的稳定流动性是现有液态壁研究的难点问题。本文针对自由表面液态金属流动时产生的MHD特性,提出了螺旋流道液态壁流动方案,通过在真空室背壁上设置沿磁场方向的螺旋型流道,使流道内液态金属沿磁场运动,进而减少切割磁场产生的MHD效应。并参考典型聚变堆FDS-Ⅱ,建立了外包层三维模型与真实磁场位型,对方案进行MHD分析与优化,分析结果表明该方案可以在真空室表面形成完整、稳定的液态金属包裹,验证了该方案在磁场作用下液态第一壁流动稳定性与初步可行性。
- 张世超孟孜倪木一梁参军蒋洁琼
- 关键词：聚变包层
- 方管内液态铅锂流动MHD压降初步测量与分析
- 2017年
- 磁流体动力学(MHD)实验是研究聚变堆包层内液态铅锂在强磁场环境下流动特性的重要方法。本文基于中国多功能液态铅锂实验回路DRAGON-IV开展方管MHD压降测量实验,在磁场强度为1.88T和最大铅锂流量为0.36m^3/h时,方管实验段均匀磁场区压降为13.27kPa,与理论值偏差为2.30kPa,并对导致实验误差的因素进行了分析。
- 叶竞朱志强周涛孟孜黄群英FDS团队
- 关键词：磁流体动力学压降
- 中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析被引量：1
- 2019年
- 氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。
- 魏世平孟孜王海霞陈德鸿FDS凤麟核能团队
- 关键词：稳态
- 中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究被引量：1
- 2017年
- 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。
- 胡星贾江涛孟孜倪木一陈志斌张斌FDS团队
- 关键词：LOCA
- 中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析
- 2019年
- 中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。
- 陈林陈林张世超FDS凤麟核能团队
- 关键词：RELAP5LOCA
- 高温包层内多层插件流道内液态铅锂MHD流动数值分析被引量：1
- 2016年
- 包层是聚变反应堆能量转换和提取的关键部件,聚变高温制氢堆(FDS-Ⅲ)高温液态铅锂包层(HTL)中采用创新型多层插件(MFCI)技术,由SiC_f/SiC组成的流道插件使液态铅锂实现了1 000℃左右出口温度,从而达到更高的热电转换效率和制氢能力。液态金属磁流体动力学效应MHD效应是HTL包层的重点问题之一。本文以高温包层结构为参考,采用FDS团队自主开发的磁流体动力学与热工水力学耦合模拟软件MTC,对高哈特曼数下典型多层插件流道内的液态铅锂MHD流动特性进行了数值模拟,分析了不同插件电导率对流道之间电磁耦合现象的影响。
- 张恒孟孜周涛柏云清
- 破口条件下高压氦气冲击液态铅锂压力传播实验分析
- 2019年
- 液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内破口事故时保证其在高压氦气冲击下的完整性以避免放射性物质外泄具有重要意义。为获得高压氦气冲击铅锂所形成冲击波的压力传播规律,本文基于液态重金属安全回路KYLIN-S实验平台,先后开展了高压氦气冲入水的测试实验和高压氦气注入高温铅锂的破口实验。研究表明,高压氦气(8 MPa)冲击铅锂现象可以分为两个阶段,第一阶段为冲击波快速震荡叠加阶段,该阶段持续时间很短约0.064 s,形成的冲击波产生多个压力波峰,压力峰值最高达到6.42 MPa,压力震荡经过3~6个周期后,不同监测点的压力波动快速耗散消失。第二阶段为压力稳定增长阶段,该阶段持续时间约为3.5 s,压力持续增加直至实验系统压力达到平衡,系统平衡压力达到3.45 MPa。
- 张世超陈林陈林陈林孟孜黄望哩贾江涛
- 关键词：液态包层破口事故压力波
