The Supercritical Carbon Dioxide (S-CO2) cOoled Lithium-Lead (COOL) blanket is under development for Chinese Fusion Engineering and Test Reactor. The thermal hydraulic assessment plays an important role for the comprehensive performance evaluation on the fusion blanket among the multi-physics fields. As the fusion reactor will enter into the engineering construction stage, it is important to study the thermal hydraulics performance on basis of the full model. Because it can accurately check the heat removal capability and thermoelectricity conversion efficiency, as well as provide essential input for the other physical fields. In this demand-driven, the analyses and optimization on the cooling system are put into priority on basis of the full banana model, including the manifold design and inlet/outlet pipes locations. Finally, the coolant pressure drop is highly reduced and the mass flow distribution becomes much more uniformly. For the S-CO2, 82.3% of the total mass flow rate is distributed into the key component first wall, and this is beneficial to face the high radiation heat flux. Besides, under different level of heat flux, the required total mass flow rate and pressure drop are obtained on premise that the coolant has enough ability to safely remove the heat away. For the Lead–Lithium (PbLi), the distribution of mass flow rate is designed as 'ladder' shape to adapt the unevenly spatial distributed nuclear heat along the radial direction, and the ratio is 8:2:1. Furthermore, the first law of thermodynamics is adopted for the trade-off analysis, which converts the total pressure drop of the two coolants into the pumping power, and it occupies only 1.3% of the total thermal power. This provides accurate and valuable data for the primary and secondary loop design, as well as the economic assessment on the fusion reactor. Finally, the Two Dimensional thermal hydraulic model containing the detailed layouts of different materials is used to study the coupling heat transfer effects between PbLi and S-CO2, as well as the MagnetoHydroDynamics (MHD) effects. The boundary conditions are derived from the results of full banana model, and the results show that the temperature of all materials is not exceeding the upper limits.
超臨界二酸化炭素(S-CO2)冷却リチウム鉛(COOL)ブランケットは、中国核融合工学試験炉向けに開発中である。熱水力評価は、多物理場の中での核融合ブランケットの包括的性能評価において重要な役割を果たす。核融合炉が工学建設段階に入るため、フルモデルに基づいて熱水力性能を検討することは重要である。なぜなら、それによって除熱能力と熱電変換効率を正確に検証でき、また他の物理場に必須の入力を提供するからである。この需要に応じて、冷却システムの解析と最適化は、マニホールド設計および入口/出口配管位置を含むフルバナナモデルに基づいて優先的に実施された。最終的には、冷却材の圧力損失は大幅に低減され、質量流量分布ははるかに均一になった。S-CO2については、総質量流量の82.3%が主要構成要素である第一壁に分配され、これは高い放射熱流束に面するのに有益である。さらに、異なる熱流束レベル下では、冷却材が熱を安全に除去する十分な能力を持つことを前提として、必要な総質量流量と圧力損失が得られた。鉛リチウム(PbLi)については、質量流量の分布は、径方向に沿って空間的に不均一に分布する核発熱に適応するように「はしご」状に設計され、その比は8:2:1である。さらに、熱力学第一法则がトレードオフ解析に採用され、2つの冷却材の総圧力損失をポンプ動力に換算し、それは総熱出力のわずか1.3%を占める。これは、一次および二次ループの設計、ならびに核融合炉の経済性評価に正確で貴重なデータを提供する。最後に、異なる材料の詳細な配置を含む二次元熱水力モデルが、PbLiとS-CO2の間の連成熱伝達効果、ならびに電磁流体力学(MHD)効果を研究するために使用された。境界条件はフルバナナモデルの結果から導出され、結果はすべての材料の温度が上限を超えないことを示している。