1012 n／s氘氚聚變中子發生器旋轉氚靶設計與傳熱分析

王 剛，于前鋒，王 文，宋 鋼，吳宜燦，FDS團隊

（中國科學院核能安全技術研究所，中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽合肥230031）

聚變反應堆是世界公認的可以永久解決核能可持續發展問題的途徑之一。國際熱核聚變實驗堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER）計劃是目前世界范圍內規模最大的聚變反應堆研究計劃。氘氚聚變反應中子發生器產生的中子與ITER產生的中子能量（14.1MeV）相當，可用于模擬聚變堆中子環境，開展聚變堆包層材料輻射損傷和活化分析等相關實驗研究，對聚變基礎研究中所開展的各類模擬計算及理論分析的正確性和可靠性進行實驗驗證和校核，用以指導后續的材料改進和計算方法的創新與優化。

在氘氚中子發生器中，氚靶是直接產生中子的關鍵部件，相同情況下的中子產額越高，氚靶所需承受的熱載越大。如何有效地將氚靶上的高熱載散去，實現靶的冷卻，是氚靶設計和研制的一項重要內容。該項工作涉及傳熱、機械、材料等相關技術的集成應用。目前，氚靶主要有固定靶、旋轉靶和振動靶三種。其中，固定靶主要用于靶面熱載相對較小的情況，旋轉靶和振動靶主要用于靶面熱載較高的情況。現有氚靶的冷卻方式主要有直噴水冷卻、溝槽水冷卻和夾層水冷卻等。國際上以美國RTNS-II和俄羅斯SNEG-13為代表的先進中子發生器氚靶表面所承受熱功率分別為60kW和20kW，兩個靶所采用的都是溝槽水冷卻的旋轉靶方案［1-3］。

FDS團隊在長期從事先進核能相關研究工作的基礎上［4-13］，針對HINEG（High Intensity Neutron Generator）中子發生器設計了一種中子產額為1012n／s量級的旋轉氚靶。本文對該旋轉氚靶設計方案進行介紹，并利用CFD方法對該旋轉氚靶的傳熱進行模擬和分析，以考察其設計是否滿足1012n／s量級中子發生器的需求。

1 技術難點與設計方案

對用于1012n／s量級中子發生器HINEG上的氚靶，氚靶片基底材料為鉻鋯銅，靶片上鍍一層很薄的氚鈦膜，當氘離子束轟擊靶片時，鈦膜中的氚與氘離子發生作用產生中子與α粒子，此即氚靶的工作原理。本文研究的氚靶系統靶片上氘離子束的束斑直徑為1cm，束流功率強度為2.4kW，因此束斑點處功率密度約為30MW／m2。

由于氘離子束功率絕大部分（99%以上）轉化為靶片上的熱沉積，若靶片固定不動且不加冷卻，在此高功率密度下，勢必引起靶片局部溫度上升和靶片材料的熔化；另一方面，實驗表明，當靶片表面的氚鈦膜溫度超過200℃時，膜中的氚會大量釋放，從而極大降低旋轉靶面的中子產額。因此，必須采取必要的技術手段將靶片表面的熱載散掉，實現靶片的有效冷卻，這也是高載熱氚靶系統設計的一個關鍵之處和技術難點。

針對上述高載熱氚靶系統設計的技術難點，本文提出了一種旋轉氚靶系統，其總體方案和相關參數參見表1，圖1為該旋轉靶系統示意圖。

表1 旋轉靶設計方案和參數Table 1 Design and parameters of rotating target

該氚靶系統的創新之處在于，首次將直噴水冷卻、機械水動密封和磁流體真空動密封技術集成應用于旋轉氚靶系統，以滿足1012n／s量級中子發生器對氚靶散熱和機械等方面的設計需求。而該系統解決散熱問題的關鍵技術有兩點，即靶片旋轉和直噴水冷卻。旋轉的靶系統可以使靶片上氘離子束轟擊點實現循環冷卻，一定程度上降低靶片溫度；對靶片的冷卻方式為冷卻水從入水口流向靶片中心處，通過靶片背面對靶片進行冷卻后從出水口流出。

圖1 旋轉氚靶示意圖Fig.1 Schematic of rotating tritium target

旋轉氚靶各主要部件的功能如下：

旋轉靶片：表面鍍氚鈦膜，用于接收氘離子束的轟擊而產生中子。靶片旋轉能夠更加有效地散掉靶片上沉積的熱量；

真空腔體：為氘離子束的傳輸提供真空環境；

機械密封部件：用于靶片冷卻水的旋轉動密封，防止水泄漏到靶系統外破壞磁流體部件；

磁流體密封部件：用于靶系統真空腔室的旋轉動密封，防止空氣進入靶系統真空腔室；

傳動部件：通過傳動皮帶與電機相連，實現靶真空室以及靶片的旋轉。

2 傳熱計算模型

為考察本文提出的旋轉靶設計方案是否滿足1012n／s量級中子器對靶散熱的需求，本文對該方案進行建模和傳熱過程模擬。使用CATIA對靶系統建立三維實體模型（圖2），使用ANSYS ICEM對三維模型劃分網格，為了兼顧計算精度和網格的經濟性，通過對網格敏感性的分析，最終選取的計算網格數約為30萬個，如圖3所示。

圖2 旋轉靶系統三維計算模型Fig.2 3Dcalculation model of rotating target

圖3 靶面冷卻計算模型網格劃分Fig.3 Grids of calculation model for target cooling

對于旋轉靶的傳熱模擬計算，要求解的是一個NS方程控制的共軛傳熱問題，本文利用ANSYS FLUENT對旋轉靶片的傳熱過程進行模擬，該CFD程序會自動根據選定的流體力學模型以及初始、邊界條件進行求解。本文計算采用的主要邊界條件如下：

（1）靶點處設置熱通量邊界條件，熱通量的大小用總功率的形式加載，總功率設為2.4kW；

（2）靶片與冷卻水之間的邊界采用共軛熱傳輸邊界條件（第四類邊界條件，在邊界處熱流連續，溫度連續）；

（3）流道入口設置為質量流量入口邊界，質量流量的大小是5kg／min；

（4）出口邊界條件設置成壓力出口邊界，壓力大小為1atm；

（5）在流道入口設置定溫邊界，溫度大小設為5℃。

3 傳熱模擬與分析

利用第2節中旋轉靶計算網格模型進行傳熱模擬，計算達到穩態后的結果如圖4～圖6所示。其中，圖4和圖5為靶系統穩態運行時靶片背面冷卻水的流場分布情況。從圖中可以看到，流體的最大流動速度約為9.8m／s。

圖4 冷卻劑橫截面流場分布圖Fig.4 Cross section of coolant flow distribution

圖5 靶背面冷卻劑正面流場分布圖Fig.5 Front view of coolant flow distribution behind the target

圖6為旋轉靶片表面溫度分布情況。從圖6可知，靶片上最高溫度為48℃，遠低于技術參數指標200℃。這說明，本文提出的旋轉氚靶系統的散熱方案能夠有效地實現靶片的冷卻，靶片上氚鈦膜最高溫度不會超過200℃，因此不會發生氚的大量釋放，更不會發生靶片的熔化，該旋轉氚靶系統的方案理論上是滿足1012n／s量級中子發生器設計需求的。

圖6 靶片溫度分布圖Fig.6 Temperature distribution on target

4 結論

本文設計了一種用于1012n／s量級強流氘氚中子發生器HINEG的旋轉氚靶系統，對其研發的技術難點和設計方案進行了介紹，并利用CFD方法對該靶系統的傳熱過程進行了模擬和分析，重點在于考察該系統冷卻方式的可行性。模擬和分析結果表明，在靶系統穩態運行時，靶片上最高溫度為48℃，遠低于技術參數指標限值200℃，采用的散熱方案可有效帶走由氘離子束產生的熱沉積，因此不會引起氚的大量釋放和靶片的熔毀，旋轉氚靶系統的設計方案滿足1012n／s量級中子發生器的設計需求。

［1］ Ramey D W，Adair H L.Preparation and Characterization of Tritium Targets［J］.IEEETransactionsonNuclearScience，1983，NS-30（2）：1575-1579.

［2］ Logan C M，Heikkinen D W.RTNS-II-A Fusion Materials Research Tool［J］.Nuclear Instruments and Methods，1982，200：105-111.

［3］ Voronin G，Kovalchuk M，Svinin M，et al.Development of the Intense Neutron Generator SNEG-13［J］.Proceedings of EPAC 94，1994，3：2678-2680.

［4］ Wu Y C，Jiang J Q，Wang M H，Jin M，FDS Team.A Fusion-Driven Subcritical System Concept Based on Viable Technologies［J］.Nuclear Fusion，2011，51（10）：103036.

［5］ Wu Y C，FDS Team.CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulation［J］.Fusion Engineering and Design，2009，84（7-11）：1987-1992.

［6］ Wu Y C，FDS Team.Design status and development strategy of china liquid lithium-lead blankets and related material technology［J］.Journal of Nuclear Materials，2007，367-370：1410-1415.

［7］ Wu Y C，FDS Team.Conceptual design activities of FDS series fusion power plants in china［J］.Fusion Engineering and Design，2006，81（23-24）：2713-2718.

［8］ Wu Y C，FDS Team.Conceptual design and testing strategy of a dual functional lithium-lead test blanket module in ITER and EAST［J］.Nuclear Fusion，2007，47（11）：1533-1539.

［9］ Wu Y C，FDS Team.Design analysis of the china dualfunctional lithium lead（DFLL）test blanket module in ITER［J］.Fusion Engineering and Design，2007，82：1893-1903.

［10］ Wu Y C，QIAN J P，Yu J N.The Fusion-Driven Hybrid System and Its Material Selection［J］.Journal of Nuclear Materials，2002，307-311：1629-1636.

［11］ Wu Y C，FDS Team.Fusion-based hydrogen production reactor and its material selection［J］.Journal of Nuclear Materials，2009，386-388：122-126.

［12］ Wu Y C，FDS Team.Conceptual design of the china fusion power plant FDS-Ⅱ［J］.Fusion Engineering and Design，2008，83（10-12）：1683-1689.

［13］ 吳宜燦，黃群英，朱志強，等.中國系列液態鋰鉛實驗回路設計與研發進展［J］.核科學與工程，2009，29（2）：163-171.