双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究

基金项目：ｕｐｓｄｂｈａｏａＮｔｒｃｅｃｏｎａｏｆＣｉａ（０７０３）ｉｌｒｊｔｏｉｇｕＳｐｏｅｙｔｅＮｔｎｌａｕａＳｉｅＦｕｄｔｎｏｈｎ１９５７；ＱｎａＰｏｃｆＪｎｓ；ｉｌｎｉｇｎｅａ
ＡｂｔａｔＴｅｄａｃｏｄｗｓｒｎｍｔｔｎ（ＷＴ）ｂａｋｔｈｓｂｅｒｏｅｏｓｒｃ：ｈｕ１ｏｌａｔｔｓｕａｏＤ．ｅｅａｉｌｅａｅｎｐｏｓｄｔｎｐ
ｔａｍｕｅｌｎｇ１ｅｕｌａｓｅ，ｔｅｄｎｃｅｒｆｅｓｓｈａｒｔｕａｄｐｕｏｉｍｎｏｒｎｓｔｏ．ｉｄｎｃｅｒｗａｔｖｏｂｒｅｕｌａｕｌｕｃｓｔｉｍｎｌｔｎｕａｄｔｉ
—
ｈｙｒｕｉｓａｔｕｃｕｅｄｓｇｆｔｅＤｄａｌｃｎｄｓｒｔｒｅｉｎｏｈ
ｂａｋｅ．ｌｎｔ
Ｋｅｒｓｉｕｄｍｅａ；ＤＷＴｂａｋｔｙｗｏｄ：ｌｉｔｌｑｌｎｅ；ｍａｎｔｂｄｏｙａｃｇｅｏｙｒｄｎｍｉｓＣＣｎｍｂｒ３１３Ｌｕｅ：０６．ＤｃｍｅｔｏｅＡｏｕｎｄ：ｃＡｔｌＩ１０２６（０２００５０ｒｉｅＤ：００— １２２１）１— ００— ７ｃ
．
ＴｅＨｅ—ｇｓｌｕｄｌｈｕ —ｌａｕｌｏｌｄｓｂｒｉａａｔａｓｕａｉｎｈａ／ｉｉｉｉｍｑｔｅｄｄａ —ｃｏｅｕｅｉｃｗｓｅｔｎｍｔｔｔｌｒｏ
收稿日期：０１— ３— ９２１００
第１期
王红艳，：等双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究（英文）
５ｌ
（ＷＴ）ｂａｋｔｓｅｃｄｔｔｎｍｕｅｏｇ— ｉｅｕｌａａｔ．ｏｂｅｄｎｃｅｒｕｌｓｃｓｒｉｍａｄＤｌｎｅｉｓｌｔａｓｔｌｎｌｄｎｃｒｓｓｔｒｅｕｌｅｓｕｈａｔｔｎｅｅｏｒｖｅｗｅａｆｕｉ
Ｔｃｎｌｇ，ｔｔｒｆｒｇａｕｔｅｈｏｏｙｕｏｏｒｄａｅ，Ｐ．．ｈＤ．
引文格式：王红艳，浔隽．裘双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究（文）Ｊ．英［］安徽大学学报：自然科学版，
２１，６１：０— ６０２３（）５５．
ＴｅＤＷＴｂａｋｔｃｎｉｔｏ２ｓｂ — ｍｏｕｅｆｉｂａｄｂａｋｔａｄ４ｕ — ｍｏｕｅｆｏｔｏｒｈｌｎｅｏｓｓｓｆ３ｕｄｌｓｏｎｏｌｎｅｎ８ｓｂｙｄｌｓｏｕｂａｄｂａｋｔｈｇｒｔｎｏｌｎｅｄｌｓ“ ａａａｓａｅ．ｗｈｃｓｂｎｆｉｌｔｈｕｌｕｌａｉｇｆｏｌｎｅ．Ｔｅｆｕａｉｆｂａｋｔｍｏｕｅｉｂｎｎ ” ｈｐｉｏｉｈｉｅｅｃａｏｔｅｆｅｎｏｄｎｒｍｉｕｓｅｔｏｎｉｅｏｌｎｅ．ＴｅｍｏｅｆＤＷＴｂａｋｔｍｏｕｅｉｓｏｎｔｅＦｇ１ＴｅｄａｏｌｎｐｉｏｄｗｓｆｂａｋｔｈｄＩｏｄｄｌｎｅｄｌｓｈｗｎｉｈｉ．．ｈｕｌｃｏａｔ
０Ｉｔｏｃｉｎｎｒｄｕｔｏ
Ｔｈｕｓｏ —ｄｖｎｓｂｒｔａｙｔｍｓｐｅｉｕｌｒｐｓｄａｎｎｅｍｅｉｔｓｅｏｒｈｎｌｅｆｉｎ－ｒｅｕｃｉｉｌｓｓｅｗａｒｖｏｓｙｐｏｏｅｓａｉｔｒｄａｅｔｐｔｗａｄｔｅｆａｉｃｉａｐｉａｉｎｏｕｉｎｅｅｇ［一ｐｌｔｆｆｓｏｎｒ。ｃｏｙ
ａｔａｉｎｆｒｉｃｍａｔｎｉｃ（ＡＦｃｉｔｅｒｉ／ｒｓｔＲＭ）ｓｅｓａｏｔｄａｔｃｕａｔｒａ．Ｔｅｅａｅｆｕｏｆｌｕｄｖｏｔｅｉｔｌｉｄｐｅｓｓｒｔｒｌｍａｅ１ｈｒｒｏｒｒｗｓｏｑｉｅｕｉｉ
ｇｎｒｔｅｅｇ．Ｔｅｓｅｉｌｍｇｅｈｄｏｙａｉｓ（Ｄ）ｐｏｌｆｌｕｄｍｅｌｉｂｅｅａｎｒｅｙｈｐｃａｎｔｙｒｄｎｍｃＭＨａｏｒｂｅｏｑｉｔＰｍｓｉａＬ
ｌｎｔｆｗｉｅＤＷＴｂａｋｔａｅｃｕｅｎｔｅ“ ａａａｓａｅｂａｋｔｍｏｕｅｈｏｈｌｎｅｒａｓｄｉｈｂｎｎｈｐ ” ｌｎｅｄｌ．ＴｅＭＨＤｅｆｃｓｆｔｅ
ＷＡＧＨｎ —ａ，Ｉｕ — ｎＮｏｇｙｎＱＵＸｎｊｕ
（ｃｏｌｆｎｒｎｏｅｎｉｅｉｇＮｎｉｓｔｅｏｅｈｏｇ，ａｊｇ２１７Ｃｉ）ＳｈｏｏＥｅｇａｄＰｗｒｇｅｒ，ａｊｇＩｔｕｆｃｎｌｙＥｎｎｎｎｉｔＴｏＮｎｉ１，ｈｎｙｎ１６ａ
２１０２年１月
第３６卷第１期
安徽大学学报（自然科学版）ＪｕｎｌｆｎｕＵｉｒｔＮｔｒｃｅｃｄｔｎｏｒａｏＡｈｉｎｖｓｙ（ａａＳｉｎｅＥｉｏ）ｅｉｕｌｉ
Ｊｎａｙ２２ａｕｒ０１
双冷嬗变包层中液态锂铅磁流体压降研究
王红艳，浔隽裘
（南京工程学院能源与动力工程学院，江苏南京２１６１１７）
摘
要：用计算流体力学程序和专用的ＭＨ使Ｄ程序，聚变裂变混合堆双冷嬗变包层中的液态金属锂铅进行数值对
ｄｓｒｂｔｎｏＰｂｆｗｎｂｎｈｎｅｓｈｖｅｎｐｅｅｔｄ．ＴｈｆｅｔｏｌｃｎｕｃａｃｉｔｕｉｆＬｉｏｉｅｄｃａｎｌａｅｂｅｒｓｎｅｉｏｌｅｅｆｃｆｗａｌｏｄｔｎｅｒｔｆｗａｌｏｏｖｌｃｔＳａｌｚｄＴｅｅｒｓｌｓｍａｓｄａｅｅｅｃｏｈｒｌａｉｏｌｎｆｗｅｏｉｙｉｎａｙｅ．ｈｓｅｕｔｙｂｅｕｅｓａｒｆｒｎｅｆｒｔｅｍａｏｌ
模拟，依据结构设计、热工水力学参数和中子学计算参数，对相应包层中液态金属锂铅在三维效应作用下的压降进行分析计算，并对包层模块关键部位进行数值模拟，给出锂铅局部的速度场和压力分布，同时计算模拟不同电导率比值对锂铅速度的影响．依据速度场和压力分布的模拟结果，对双冷嬗变包层设计方案在等离子体稳态运行条件下可行性进行分析．关键词：液态金属；双冷嬗变包层；磁流体
ｓｓｍｓｅ— ａｎｉｕｄｍｅｌｊｂｒｄｐｅ．ｈｅ—ｇｓｉｕｅｏｌｈｒｔａＦｙｔ，ＨｇｓａｄｌｉｅｑｔＰ，ａｅａｏｔｒｅＨａＬｄａｓｄｔｃｏｔｅｓｗｌＷ）ａｄｓｏｆｌ（ｉｎ
ｂａｋｔｔｕｔｒｌｍａｅｉｌ．Ｔｅｓｌｌｎｅｒｃｕａｔｒｓｈｅｆ—ｃｏｅｉｕｄＬＰｅｖｓｂｔｓｃｏａｔａｄｂｅｄｒＴｅｒｄｃｄｓａｏｌｄｌｉｉｂｓｒｅｏｈａｏｌｎｎｒｅｅ．ｈｅｕｅｑ
ｏｉｕｄｆｌｑｉｍｅａＬｉｂｌｕｄａｅｅｎｉｔｌＰｆｉｈｖｂｅｓｍｕｌｔｄｎａａｙｅｂｕｉｃｍｐｔｔｏｆｄａｅａｄｎｌｚｄｙｓｎｇｏｕａｉｎｌｕｉ
ｄｎｍｉ（ＦｙａｃＣＤ）ｃｄｄｅＤｓｒｓｂｏｔｅＴｅｅｃｙｐｏｌａｄｐｅｓｒｓｏｅａｄｄＭＨｕｅｕｒｕｉ．ｈｖｌｉｒｅｎｒｓｅｎｏｔｉｆｕ
ＦｕｄｔｎｏｉｎｓｄｃｔｎｌＣｍｍｉｅ（９Ｊ４００）ｏｎａｉｆＪａｇｕＥｕａｉａｏｏｏｔｅ０ＫＢ７０３ｔ
作者简介：Ｎｏｇｙｎ１７一）ｆｍｌ，ｒｎｉＬｏｅｆｎｎＰｏｉｃ，ｓｃｔｐｏｓｒｆａｊｇＩｓｔｔｏＷＡＧＨｎ —ａ（９２，ａｂｏｕｈａｒｖｎｅａｓｉｅｒｅｓｎｉｔｕｆｅｅｎｏＨｅｏａｆｏｏＮｎｎｉｅ
Ｖｏ．６ｒｓｕｅｄｏｆｌｑｉｅａａｙｉｆＭｐｅｓｒｒｐｏｉｕｄｍｔｌ
ＬｉＰｂｎｕａ．ｏｌｄｓｅｔａｓｕｔｔｏａｉｄ１ｃｏｅｗａｔｒｎｍａｉｎｂｌｎｋｅｔ
ｍｅａｉｂｃａｎｌｔｅｖｕｌｅｆｅｎｉｅｃｒｕａｉｇｌｕｄＬＰｏｌｎ．ＴｅＬＰｈｎｅｓｗｔｔｌＬＰｈｎｅｓｗｉｈａｙｎｃｉｕｌｉｓｉｌｔｉｉｉｂｃｏａｔｈｉｂｃａｎｌｉｈｄｄｃｎｑｈ

合集下载

中国液态锂铅包层材料研究进展

中国液态锂铅包层材料研究进展黄群英;郭智慧;王永亮;吴宜灿;周新贵;万发荣;单以银;郁金南;朱升云;张品源;杨建锋;李春京;李合琴;巨新;室贺健夫;长坂琢也;大贯惣明;FDS团队;李艳芬;刘少军;宋勇;彭蕾;章毛连;朱志强;高胜【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2007(041)0z1【摘要】液态锂铅包层是国际上普遍关注和最有发展潜力的聚变堆包层概念设计之一,而包层材料是液态锂铅包层的核心问题之一.目前,液态锂铅包层普遍选用低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)作为结构材料,液态锂铅作为中子倍增剂及氚增殖剂.另外,部分设计采用了耐高温、电绝缘流道插件作为功能材料,以降低磁流体动力学效应及提高冷却剂出口温度(高于700℃).为适应液态包层的发展需求,中国科学院等离子体物理研究所FDS团队联合国内外相关研究单位,进行了具有中国自主知识产权的中国低活化马氏体钢(CLAM钢)及液态锂铅包层功能材料研发,并开展了锂铅热对流及强迫对流回路的设计、研制及腐蚀实验研究,以研究液态金属锂铅的流动特性及其与结构和功能材料的相容性.同时建立了聚变堆材料数据库平台,为促进中国聚变堆液态包层及材料技术的研究和发展提供数据支持.【总页数】10页(P397-406)【作者】黄群英;郭智慧;王永亮;吴宜灿;周新贵;万发荣;单以银;郁金南;朱升云;张品源;杨建锋;李春京;李合琴;巨新;室贺健夫;长坂琢也;大贯惣明;FDS团队;李艳芬;刘少军;宋勇;彭蕾;章毛连;朱志强;高胜【作者单位】中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;国防科技大学,湖南,长沙,410073;北京科技大学,北京,100083;中国科学院,金属研究所,辽宁,沈阳,110016;中国原子能科学研究院,北京,102413;中国原子能科学研究院,北京,102413;中国原子能科学研究院,北京,102413;西安交通大学,陕西,西安,710049;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;合肥工业大学,安徽,合肥,230009;北京科技大学,北京,100083;日本国立聚变研究所,歧阜,土歧,509-5292,日本;日本国立聚变研究所,歧阜,土歧,509-5292,日本;北海道大学,工学部,札幌,060-8628,日本;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学院,等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031【正文语种】中文【中图分类】TL62;TL627;TL34【相关文献】1.ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析 [J], 宋勇;黄群英;吴宜灿;FDS团队2.ITER中国液态锂铅实验包层模块活化特性分析与废料处理 [J], 陈明亮;黄群英;郑善良;吴宜灿3.ITER中国液态锂铅实验包层模块结构热应力数值模拟 [J], 陈红丽;吴宜灿;柏云清4.ITER中国液态锂铅实验包层模块液态金属流动MHD效应数值模拟 [J], 王红艳;吴宜灿5.基于中国聚变工程试验堆的双功能液态铅锂包层活化分析和废物处理 [J], 曾正魁;陈思泽;余慧莺;熊厚华;杜纪富;汪志伟因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

ITER中国液态锂铅实验包层模块结构热应力数值模拟

．
ｃｎｉａｒｏｒａｃｓｐｅｅｅｏｒｔｇｈｔｍｐｒｔｒｏｐｅｔｏｌｎｔｓｒｃｈａｃｌｐｅｆｍｎｅｉｒｓｎｔｄｆｈｅｈｉｅｅａｕｅｃｍｏｎｎｆｂａｋｅｔｕ —
Ｍａ．ｒ２６００
３月
ＩＥ中国液态锂铅实验包层模块ＴＲ结构热应力数值模拟
陈红丽，吴宜灿，柏云清
（国科学院等离子体物理研究所，中安徽合肥２０３）３０１
摘要：用有限元程序对中国向国际热核实验堆ＩＲ实验包层工作组提交的双功能锂铅实验包层模使ＴＥ块（ＦＬＴＭ）两种结构设计方案即双冷ＩＰＤＬ —Ｂ的ｂ包层Ｄ和单冷准静态ＬＰｉＩＩｉｂ包层Ｓ进行热应力ＩＩ
维普资讯
第２６卷第１期
２６焦００
核科学与工程
ＣｉｅｅＪｕｎｌｏｃｅｒＳｉｎｅａｄＥｎｉｅｒｎｈｎｓｏｒａｆＮｕｌａｃｅｃｎｇｎｅｉｇ
Ｖｏ．６ＮＯ１１２．
数值模拟，包层结构设计、工水力学设计和中子学计算基础上，出包层结构温度场和应力场分布，在热给依据ＩＲ高温结构设计标准，一步对包层高温部件进行力学性能分析。根据这些模拟结果，析两ＴＥ进分种结构基本设计方案的合理性和可行性，作为进一步优化分析的基础。并

基于 RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析

基于 RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析李伟;田文喜;秋穗正;苏光辉【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(000)011【摘要】利用嵌入了液态锂铅（LiPb）的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3，对双功能液态锂铅（DFLL）实验包层模块（TBM）的安全特性进行评价。

对DFLL-TBM 及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。

计算结果表明，稳态运行时第一壁（FW ）结构材料表面最高温度低于允许值550℃。

事故工况下氦气泄漏引起的ITER真空室（VV）、窗口设备室（port cell）以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶（TCWS vault）的增压均低于ITER要求的限值0.2 MPa。

实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。

DFLL-TBM 的设计可满足ITER对其热工水力安全方面的要求。

【总页数】7页(P2046-2052)【作者】李伟;田文喜;秋穗正;苏光辉【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系，陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系，陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系，陕西西安 710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系，陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL69【相关文献】1.双功能锂铅实验包层模块第一壁冷却流道热工水力学设计优化分析研究 [J], 靳强;刘松林;李敏;汪卫华;FDS团队2.ITER双功能液态锂铅实验包层系统PIE-PIT分析 [J], 胡丽琴;陈红丽;柏云清;吴宜灿;FDS团队3.ITER双功能液态锂铅实验包层系统故障模式影响分析 [J], 胡丽琴;吴宜灿;陈红丽;柏云清;刘松林;汪建业;王世鹏;FDS团队4.ITER中国液态锂铅实验包层模块液态金属流动MHD效应数值模拟 [J], 王红艳;吴宜灿5.基于中国聚变工程试验堆的双功能液态铅锂包层活化分析和废物处理 [J], 曾正魁;陈思泽;余慧莺;熊厚华;杜纪富;汪志伟因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

基于RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析

第４７卷第ｌｌ期
２０１３年１１月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖ０１．４７，ＮＯ．１１
ＮＯＶ．２０ｌ３
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
基于ＲＥＬＡＰ５的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析
（ｐｏｒｔｃｅｌ１）以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶（ＴＣＷＳｖａｕｌｔ）的增压均低于ＩＴＥＲ要求的限值０．２ＭＰａ。实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。ＤＦＬＬＴＢＭ的设计可满足ＩＴＥＲ
ＳａｆｅｔｙＡｎａｌｙｓｉｓｏｎＤｕａｌ＿ｆｕｎｃｔｉｏｎａｌＬｉｔｈｉｕｍＬｅａｄＴｅｓｔＢｌａｎｋｅｔＭｏｄｕ Biblioteka ｅＷｉｔｈＲＥＬＡＰ５
ＬＩＷｅｉ，ＴＩＡＮＷｅｎ — ｘｉ，ＱＩＵＳｕｉ — ｚｈｅｎｇ，ＳＵＧｕａｎｇ — ｈｕｉ
对其热工水力安全方面的要求。关键词：ＲＥＬＡＰ５；液态锂铅；实验包层模块；事故工况
中图分类号：ＴＬ６９文献标志码：Ａ文章编号：１０００ — ６９３１（２０１３）１１－２０４６ — ０７

中国液态锂铅热对流实验回路DRAGON-Ⅰ温度场和速度场数值模拟分析

ＬｉｂｆｏｉｈｈｒｌｃｎｅｔｏｏｐＤＲＡＧＯＮ一ｏｉａＰｌｗｎｔｅｔｅｍａｏｖｃｉｎｌｏ工ｆＣｈｎ
ＺＨＵｈ— ａｇＺｉＱｉｎ，ＷＡＮＧｅ— ａＷｉＨｕ，ＺＨＡＮＧａ — ａＭｏＬｉｎ，ＧＡＯｈｎＳｅｇ，
Ｊｎ２０ｕ．０８
中国液态锂铅热对流实验回路ＤＧＯＮ一ＲＡ工温度场和速度场数值模拟分析
朱志强，汪卫华，连，胜，鸣，勇，章毛高金宋黄群英，灿，Ｓ吴宜Ｆ团队Ｄ
（中科院等离子体物理研究所，徽合肥２０３）安３０１
维普资讯
第２８卷
第２期
核科学与工程
ＣｈｎｓｏｒａｏｃｅｒＳｉｎｅａｄＥｎｉｅｒｎｉｅｅＪｕｎｌｆＮｕｌａｃｅｃｎｇｎｅｉｇ
Ｖｏ＿ பைடு நூலகம்ＮＯ．ｌ２８２
２００８年６月
中图分类号：Ｌ４ＴＬ２；Ｉ３Ｔ６；６＋７Ｔ１３文献标识码：Ａ文章编号：２８０１（０８０ — １２００５—９８２０）２０７ —４
Ｓｍｕａｉｎａｎａｙｉｎｔｅｔｍｐｅａｕｅａｄｖｌｃｔｉｌｓｏｉｌｔｏｎｄａｌｓｓｏｈｅｒｔｒｎｅｏｉｙｆｅｄｆ
ＡｂｔａｔＬｉｏｐｉｈｅｉｉｐｅａｂｅｆｃｌｔｏｉｖｅｔｇａｅｋｙｉｓｓｆｉｕｉＰｂｓｒｃ：ＰｂｌｏｓｔｎｄｓｎｓｌａｉｉｙｔｎｓｉｔｅｓｕｅｏｒｌｑｄＬｉｂｌｎｔｏｕｓｏｅｃｏｓａｄｉｓｄｓｒｂｉｎｏｆｔｍｐｅａｕｒｎｄｖｌｃｔｉｌｓｏｉ — ａｋｅｆｆｉｎｒａｔｒ，ｎｔｉｔｉｕｔｏｅｒｔｅａｅｏｉｙｆｅｄｆｌｑｕｄＩｉＳｖｒｃｓａｙｆｈｅａｌｓｓｏｘｐｒｍｅｅｕｌｓＤＲＡＧＯＮ — ＳｔｉｓｉＰｂｉｅｙｎｅｅｓｒｏｒｔｎａｙｉｆｅｅｉｎｔｒｓｔ．ＩｉｈｅｆｒｔｔｒａｏｅｔｏＬｉｌｏｏＣｈｉｈｅｍｌｃｎｖｃｉｎＰｂｏｐｆｎａ，ｔｅｅｐｒｔｒａｖｅｏｃｔｆｅｄｓｆｉｕｉｈｔｍｅａｕｅｎｄｌｉｙｉｌｏｌｑｄＬｉａｉｕａｅｉｈ２ａＤｏｄｌＥＮＴｏ．ＴｈｅｒｓｌｓｓｗｈａＰｂｗｓｓｍｌｔｄｗｔＤｎｄ３ｍｅｓｂｙＦＩＵｃｄｅｅｕｔｈｏｔｔ

中国液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ磁流体动力学直管实验段数值分析

中国液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ磁流体动力学直管实验段数值分析杨志义;周涛;陈红丽;吴宜灿【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】2010(0)S1【摘要】基于液态锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ即将开展的磁流体动力学(MHD)实验是分析聚变堆包层中液态金属在强磁场环境下流动特性的重要途径,实验段物理量的准确模拟能够为实验段的设计优化以及速度、压力等的测量方式提供参考和依据,保证实验的顺利完成。

本文采用一种电流守恒格式及相容的Projection方法模拟高哈特曼数(Ha)下的MHD流动,在对算法进行校验的基础上,对上述实验段在梯度磁场以及均匀磁场下的磁流体动力学效应进行了数值分析,探讨了感应电流产生的洛伦兹力对速度场、压力场的影响。

【总页数】6页(P77-82)【关键词】液态金属包层;液态锂铅回路;磁流体动力学;计算流体力学【作者】杨志义;周涛;陈红丽;吴宜灿【作者单位】中国科学院等离子体物理研究所;中国科学技术大学核科学技术学院【正文语种】中文【中图分类】O361.3【相关文献】1.液态锂铅在实验回路测试段中的流动传热模拟 [J], 王红艳;张喜东;朱子清2.聚变堆液态金属锂铅实验回路温度测量与控制方法探索 [J], 朱志强;高胜;章毛连;黄群英;吴宜灿;徐幼斌3.中国液态金属锂铅实验回路DRAGON-ⅣMHD实验段设计与分析 [J], 吕若君;陈红丽;周涛;杨志义;FDS团队4.中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展 [J], 吴宜灿;章毛连;刘松林;陈红丽;柏云清;金鸣;王永亮;吴朝阳;吕若君;汪卫华;王红艳;黄群英;郭智慧;陈雅萍;凌新圳;FDS团队;朱志强;高胜;宋勇;李春京;彭蕾;刘少军;吴庆生5.中国液态锂铅热对流实验回路DRAGON-Ⅰ温度场和速度场数值模拟分析 [J], 朱志强;汪卫华;章毛连;高胜;金鸣;宋勇;黄群英;吴宜灿;FDS团队因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

ITER中国液态锂铅实验包层模块热工水力学设计与分析

单冷ＬＰｉｂ包层ＳＬ而设计的，国际热核实Ｌ）在
验堆（ＴＲ）ＩＥ内进行实验的包层模块。其主要目标是演示液态金属ＬＰｉｂ包层氚增殖性能和
Hale Waihona Puke 收稿日期：０５１－２修回日期：０６０～０２０～２０；２０ — ５１
基金项目：工作在ＩＥ — ＷＧ合作框架下进行，到国家 “ ７ ” 划支持本ＴＲＴＢ得９３计
作者简介：卫华（９５）男，徽人，汪１６一，安副教授，０５年于中科院等离子体物理研究所获博士学位，从事反应堆设计与数值２０现
ｄｓｇｃｅｅｃｎａｈｅｅｔｅａｔｉａｅｂｔｅｆＴＢ．ｅｉｎｓｈｍａｃｉｖｈｎｉｐｔｄｏｊｃｉｓｏＭｃｅｖ
Ｋｅｙｗｏｒ：ＴＥＲ；ｔｓａｋｅｄｓＩｅｔｂｌｎｔｍｏｄｅ；ｄｕｌｆｎｃｉｕｌａ— ｕｔｏｎ；ｔｅｍａ — ｙａｌｃｈｒｌｈｄｒｕｉｓ
维普资讯
期第２６卷第３
２０６正０
核科学与工程
ＣｈｎｓｏｒａｆＮｕｌａｃｅｃｎｇｎｅｉｇｉｅｅＪｕｎｌｃｅｒＳｉｎｅａｄＥｎｉｅｒｎｏ
Ｖｏ．ＮＯ３１２６．
ＭＨＤ模拟结果证实了设计方案的可行性。
关键词：ＴＲ；验包层模块；功能；工水力学ＩＥ实双热中图分类号：Ｌ４Ｔ６２文献标识码：Ａ文章编号：２８０１（０６０ —２３００５—９８２０）３０６—５

聚变堆液态包层磁流体动力学效应的研究现状与发展

模拟软件的特点。
关键词：聚变堆包层磁流体动力力学
中图分类号：Ｌ１文献标识码：Ｔ６Ａ
文章编号：６１４４（０２０ — ０５０１７－５７２１）１０３ — ５
一
、
受控核聚变
能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产不可缺少的条件。目前，世界上消耗的能源主要来自于煤、石油、天然气等化石能源，但这些能源利用率低，会对环境造成严重的污染，而且这些化石能源本身也日趋枯竭。为了缓解人类能源问题，缓和人与自然环境的矛盾，除了积极开发太阳能、风能和潮汐能以及生物质能等可再生能源外，聚变能是目前认识到的可以最终解决人类能源和环境问题的最重要途径之一。
一
汪卫华
陈
侠
摘
要：聚变堆包层液态金属在强磁场中流动引起磁流体动力学效应，
会改变其流动和传热特性，造成严重的压力损失，是液态金属包层研发的关键问题。文章依据受控轻核聚变及其液态包层的发展需求，综述了包层磁流体动力学问题的主要研究方法及国内外研究现状，并比较了不同ＭＨＤ数值
的相互作用，理论和实验的方法目前还不能对其进行耦合分析。随着计算流体力学及其并行技术的发展，数值分析在研究液态金属流体的流动和传热中发挥这越来越重要的作用。在数值模拟方面，欧洲、国、美中国、本、日印度等都投入了大量的精力来开发适用于液态包层环境条件下的ＭＨ数Ｄ
代常规能源的既洁净（氘氚反应的产物不产生

ITER中国液态锂铅试验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析

ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析第28卷第3期2008年9月核科学与工程ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringVo1.28NO.3Sep.2008ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析宋勇,黄群英,吴宜灿,FDS团队(中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)摘要:对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度,材料表面清洁度,加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响.分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.关键词:氚滞留;第一壁;等离子体;实验包层模块中图分类号:TL64文献标识码:A文章编号:0258—0918(2OO8)03—0263—05Analysisonplasma—drivenaccumulationoftritiuminthefirstwall0fDFLL—TBMinITERSONGYong,HUANGQun—ying,WUYi—can,FDSTeam(InstituteofPlasmaPhysics,ChineseAcademyofSciences,HefeiofAnhuiProv. 230031,China)Abstract:Theplasma—drivenaccumulationoftritiumintheFirstWal1(FW)fortheDu—al—FunctionalLithium—LeadBlanketModule(DFLL—TBM)hasbeenevaluated.Thein—fluenceofsurfaceconditionsontheFW,temperaturegradient,berylliumlayer cladontheplasmafacingside,andtrappingindefectsonthetritiumaccumulationhave beenconsidered.TheresultsshowthatmostofthetritiumaccumulationiSintheneut ron—produceddefects.Anditisverysensitivetothesurfaceconditionsonplasmafa cingsideandtheberylliumlayercladonthefrontsideoftheFW.Thetota1tritiuminvento ryisabout0.58mg,andcan’tevidentlyinfluencethetritiumaccumulatio nintheva cuumvesselofITER.Keywords:tritiumaccumulation;firstwall;plasma;testblanketmodule 收稿日期:2008—04—01;修回日期:2008—07—21基金项目:国家自然科学基金项目(10775135和10675123);中科院知识创新工程项目作者简介:宋勇(1978一),男,安徽人,博士研究生,从事聚变堆氚系统研究263中国液态金属锂铅实验包层模块DFIL—TBM(DualFunctionalLithiumLead—TestBlanketModule)主要是为了演示和验证中国聚变发电反应堆(FDS—II)液态金属包层l1和部分演示聚变驱动次临界混合堆(FDS一工)双冷嬗变包层?2]的相关技术而设计的,并计划在国际热核实验堆(ITER)内进行实验的包层模块,其也可以验证聚变高温制氢反应堆(FDS一?)高温包层口相关技术.在DFLL—TBM中,氦气作为冷却剂冷却第一壁和结构材料,液态金属锂铅作为氚增殖剂,并可同时作为自冷却剂;在放人ITER内实验时,第一壁面向等离子体侧加挂2ran1Be瓦.j].聚变堆运行过程中,等离子体中部分高速运动的离子会逃脱磁场约束注入到面向等离子体材料中,这些离子会在第一壁结构材料内扩散,滞留.其中滞留的氚很容易在结构材料内积累形成高的氚滞留量,一方面导致金属材料产生脆化现象,另一方面在事故情况下滞留的氚会释放出来.氚是重要的聚变燃料,并具有放射性和较强的活动性,很容易通过结构材料渗透到包层外而造成核燃料的丧失和对周围工作人员及居民的放射性危害.因此,尽量降低第一壁滞留的氚是确保聚变堆安全的重要因素之一.针对DFII一TBM建立了等离子体注入第一壁中氚滞留的分析模型,计算了稳态情况下第一壁中的氚滞留量,并对影响氚滞留量的相关因素进行了分析,寻求了可能降低氚滞留量的方法.1分析模型如上所述,注入第一壁中氚会在注入深度范围内形成很高的氚浓度分布,并继续扩散运动,一部分氚向等离子体侧扩散,然后在表面复合解吸再返回到等离子体中,一部分氚向内部扩散渗透到氦冷却剂中,还有一部分氚会在材料内部滞留下来].如图1所示:.为从等离子体中注入的氚通量,.为返回到等离子体中的氚通量,几为渗透到氦冷却剂内的氚通量, C为注入深度R处的氚浓度,c.为靠近等离子体侧的氚浓度,C为靠近氦冷却剂处的氚浓264图1氚注入DFLL—TBM第一壁示意图Fig.1TritiumimplantedintheFWofDFLLTBM 度,L为第一壁厚度.在等离子体驱动的氚渗透中,氚扩散到结构材料表面,两个氚原子会发生复合从表面解吸出来,其解吸通量J可以表示成_7.,一2KC(K一靴/K)(1)其中,C为结构材料表面氚原子浓度,K为复合系数,S为黏着因子(表示材料表面的清洁度),一1/(27cTkBT)(T为氚分子质量,kB为玻尔兹曼常数,丁为热力学温度),K为Sie—verts常数.在稳态运行阶段,氚的扩散遵循菲克扩散定律及质量守恒原理?8.+I,一J.(2)Jo—D(C一C.)/R一2KoC(3)-,-一D(C.一C)/(L—R.)一2KC(4)其中,D为材料氚扩散率.氚在结构材料中的浓度C包含两种形式l_g]:溶解在材料中的浓度C和在材料缺陷中的浓度c.因此,氚在第一壁结构材料中的滞留量包括两个部分:材料中溶解的氚滞留量()及材料缺陷中的氚滞留量().对于马氏体钢,当温度高于573K时,材料本身存在的一些缺陷如空位,空洞,晶界,位错等对氚的扩散和滞留影响非常小,可以忽略l1.对于DFLI一TBM,其第一壁结构材料的工作最低温度高于613Kl4],因此对于均匀分布在材料内的晶格缺陷对氚滞留量的影响可以不予考虑.从等离子体中逃逸的离子注入到第一壁的深度通常只有几个纳米,因此离子辐照引起的缺陷主要存在于注入深度的范围内,而且在此范围内缺陷浓度变化很小;但聚变产生的14 MeV中子的注入深度要远大于第一壁厚度,可认为中子辐照产生的缺陷均匀分布于整个第一壁结构材料内,缺陷浓度为w_】.因此分析第一壁结构材料缺陷内的氚滞留量包括两个部分:离子辐照缺陷内的氚滞留量(工.)及中子辐照缺陷中的氚滞留量(f).对于DFLL—TBM,达到稳态运行时,材料中溶解的氚浓度分布可表示如下:C(z)=:=(Co—C)(1—37/Rp)+C,z?(0,R.)(5)C(z)===(C.一CI)(1一x/L)+CL,37E(R.,L)(6)缺陷中的氚浓度Cf变化率可表示为l_6]警一47rRTDEC(wT—C)一Cexp(--Eb/kT)](7)则稳态时,缺陷内的氚浓度C为c一,z?(0,L)(8)则氚在结构材料内的滞留量为—IC(z)?A?dx(9)J0A为第一壁面积.因此第一壁材料中的总的滞留量为—+,+,(10)2分析条件2.1计算参考参数1)考虑ITER典型脉冲运行情况:400s/ 1800S,即等离子体放电时间为400S,停留1400S,一年3000个脉冲;2)氚注入通量.一1×10.ion/(m?s)c,离子注入深度R.一5×10m;3)第一壁面向等离子体侧面积A===0.8 m,L一5mm,在等离子体和He冷却剂之间的温度分布为:T—T.(1一alz),T.一823K,a一12.2(m一)[];4)第一壁中由中子和离子辐照产生的缺陷浓度取为基体材料体密度的0.1%[1;5)对于裸露的第一壁,初始状态下,其面向等离子体侧的黏着因子S.一3.1×1O一,氦冷却剂侧的黏着因子SL一2.6×10l8].2.2材料相关参数DFLL-TBM的候选结构材料选用中国低活化马氏体钢CIAM_1,其氢同位素(氘气)在钢内的扩散及Sieverts常数可参考日本正在研发的低活化钢F82H的信息,具体参数见表1_1,CLAM钢原子密度fD一8.5×10atoms/m..参考F82H,陷阱能Eb一0.63eV. 表1材料扩散及Sieverts常数Table1DiffusionandSieverts’Constantsf0rMaterials对于氢同位素,其在同种材料中的溶解度可认为近似相等;氚在材料内的扩散常数可利用经典扩散理论:D/D,一(/m)(i和J对应不同的氢同位素),根据氘在材料内的扩散常数推导出氚在材料内的扩散常数].3计算与分析基于以上分析模型和分析条件,对等离子体注入DFLL-TBM第一壁滞留的氚进行了计算,并对影响氚滞留量的相关因素,如第一壁表面的黏着因子,面向等离子体侧加挂Be瓦等进行了敏感性分析.3.1第一壁没有加挂Be瓦1)保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×10不变,增加面向等离子体侧的黏着因子s.,则计算结果如图2所示.可以看出S.对氚滞留量的影响很大,随着S.的增大,氚滞留量会大幅减少,当S.达到0.03以上后,再增加S.,对氚滞留量的减少影响不明显.2)保持面向等离子体侧黏着因子S.一3.1 ×1O不变,增加氦冷却剂侧的黏着因子s? 则计算结果如图3所示.265量鼬蜒到1垛bD昌耐圈挺捌1垛黏着因子()图2S.对氚滞留量的影响Fig.2TritiuminventoryVSS0黏着因子()图3S对氚滞留量的影响Fig.3TritiuminventoryVSSL可以看出,S对氚滞留量的影响较小,随着S的增大,氚滞留量会略有减少,当S达到2×10以上时,其大小对氚滞留量将无明显影响.造成这一现象的主要原因在于:粘着因子s.越高,表示材料表面越清洁(在理想洁净状态下,粘着因子最大值为1_7),则材料表面氚原子复合解吸的速率就越快,相应地注入到第一壁内的氚解吸返回到等离子体中的比例就会增加?],第一壁内氚的浓度就会下降,则氚的滞留量就会显着降低.另外还可看出,中子辐照缺陷内的氚滞留量最大,占总滞留量的80以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留266量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级.其主要原因在于,中子辐照产生的缺陷存在于整个第一壁结构材料内,而离子辐照产生的缺陷主要存在于离子注入深度范围内,这样,中子辐照缺陷内的氚滞留量将占主导地位.因此提高结构材料抗辐照能力,减少辐照缺陷的产生,将有助于大大降低结构材料内的氚滞留量.3.2第一壁加挂Be瓦保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×1O不变,增加Be瓦面向等离子体侧的黏着因子S.,则计算结果如图4所示.?,鼬挺]垛黏着因子(So)图4Be瓦对氚滞留量的影响Fig.4TritiuminventoryVSSowithBelayer可以看出,当加了2mmBe瓦后,即使在黏着因子S.较低时,氚滞留量也会大大降低, 降低幅度接近6O倍.主要原因在于等离子体中的氚注入到Be中时,会在Be瓦表面内的空隙中聚集,使空隙逐渐变大形成互相连接的孑L隙,直至孔隙打开,则注入的氚会重新复合然后返回到等离子体中__】?.加挂的Be瓦会使注入的氚大量返回的等离子体中,减少氚向第一壁结构材料内的扩散,因此结构材料内的氚浓度降低,氚滞留量大大减少.计算结果显示,当加挂2mmBe瓦,且S.一3.1x10时,等离子体注入DFLL—TBM第一壁中的总氚滞留量约0.58mg.在实际运行过程中,随着等离子体不断冲刷第一壁表面,面向等离子体侧的清洁度会提高,黏着因子会增大_】,相应的氚滞留量会降低.因此,可以看出等离子体注入DFLL—TBM的氚滞留量是很低的,不会对ITER真空室内的氚滞留造成显着影响.4总结通过上述分析,可以得出以下主要结论:1)等离子体注入第一壁滞留的氚主要存在于中子辐照缺陷内,且占总滞留量的8O以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级;2)面向等离子体侧的黏着因子S.对氚滞留量影响很大,随着S.的增大,氚的滞留量会大幅减少,而氦冷却剂侧的黏着因子s对氚滞留量的影响很/J,;3)第一壁加Be瓦会大大降低氚滞留量.对于DFLL—TBM,第一壁加挂2rnmBe瓦,总氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.因此,从聚变堆氚安全角度考虑,第一壁结构材料需要具有良好的抗辐照能力,同时面向等离子体侧要尽可能保持清洁,达到增大表面黏着因子以减少氚的滞留;另外,在第一壁加Be瓦也是可以有效地降低氚滞留的一个重要手段.参考文献:[53[63E7][8][9][10][11][12][13][14][1]吴宜灿,等.聚变发电反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2005,25(1):76—85.E2]吴宜灿,等.聚变驱动次临界堆概念设计研究[J].核科__5] 学与工程,2004.24(1):72-80.[3]吴宜灿,等.聚变高温制氢反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2008,28(1):1-9.[4]WuY,FDSTeam.DesignanalysisoftheChinaDual—FunctionalLithiumLead(DFII)testblanketmoduleinITER[J].FusionEngineeringandDesign,2007,82:1893一】903WuY.FDSTeam.Designconceptandtestingstrategy ofadualfunctionallithiumleadtestblanketmodulein ITERandEAST[J].NuclearFusion,2007,47:1533—1539.PisarevAA,eta1.Plasmadriventritiumuptakeand leakagethroughplasmafacingmaterials[J].FusionEn—gineeringandDesign,1998,41:103—109. OgorodnikovaOV,eta1.Calculationsofthetritiumre,emissionrateintheDEMOfirstwall[J].NuclearMa—terials,1999,27O:368—371.parisonofhydrogengas,atom andion—metalinteractions[J一.NuclearMaterials,2000, 277:130—142.GervasiniG,ReiterF.TritiumRecycling:Permeation andInventoryinaSelf—CooledFusionReactorBlanketUsingPb一17LiorFlibeasaBreederandVorFeasa FirstWallMaterial[J].Vacuum,1989,39:839—842. OgorodnikovaOV,eta1.Hydrogenisotopepermeation throughandinventoryinthefirstwallofthewater cooledPb一17LiblanketforDEMO[J].NuclearMateri—als,1999,273:66-78.BerardinueciL.Modellingoftritiumpermeationthrough berylliumasplasmafacingmaterial[J].NuclearMateri—als,1998258-263:777—781.OgorodnikovaOV,eta1.Tritiumpermeationthrough thefirstwalloftheEU—HCPBblanket[J].FusionEngi—neeringandDesign,2000,49—50:921-926.黄群英,等.中国低活化马氏体钢cIAM研究进展[J].核科学与工程,2007,27(1):41—50.SerraE,eta1.Hydrogenisotopestransportparameters infusionreactormaterials[J].NuclearMaterials,1998, 255:105-1l5.SongY,eta1.PreliminaryAnalysisonTritiumPerme—ationthroughtheFirstWallofChinaDFII一TBMforITER[C].presentedthe9thChina—JapanSymposiumon MaterialsforAdvancedEnergySystemandFission& FusionEngineeringCJSMAES’2007(CJS-9),China: Guilin,2007.267。

ITER双功能液态锂铅实验包层系统PIE-PIT分析

ITER双功能液态锂铅实验包层系统PIE-PIT分析胡丽琴;陈红丽;柏云清;吴宜灿;FDS团队【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2009(029)004【摘要】ITER要求各参与国的实验包层模块在实验前必须提交安全分析报告(含确定论分析和概率论分析),进而获取安全许可证.结合中国双功能锂铅实验包层模块的具体特点,采用了假设始发事件-潜在影响表(PIE-PIT)分析方法对DFLL-TBM进行了安全评估与分析,已验证确定论安全分析所选择的三个参考事件是否可包络PIE-PIT分析得到的严重事故序列.【总页数】6页(P349-354)【作者】胡丽琴;陈红丽;柏云清;吴宜灿;FDS团队【作者单位】中国科学技术大学核科学技术学院,安徽,合肥,230026;中国科学院等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学技术大学核科学技术学院,安徽,合肥,230026;中国科学院等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学技术大学核科学技术学院,安徽,合肥,230026;中国科学院等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学技术大学核科学技术学院,安徽,合肥,230026;中国科学院等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031;中国科学技术大学核科学技术学院,安徽,合肥,230026;中国科学院等离子体物理研究所,安徽,合肥,230031【正文语种】中文【中图分类】TL64【相关文献】1.中国双功能锂铅实验包层系统在ITER赤道窗口的界面设计 [J], 李敏;刘松林;靳强;吴宜灿;FDS团队2.ITER双功能液态锂铅实验包层系统故障模式影响分析 [J], 胡丽琴;吴宜灿;陈红丽;柏云清;刘松林;汪建业;王世鹏;FDS团队3.ITER中国液态锂铅实验包层模块液态金属流动MHD效应数值模拟 [J], 王红艳;吴宜灿4.ITER中国液态锂铅实验包层模块氦气冷却系统初步设计研究 [J], 刘松林;汪卫华;龙鹏程;吴宜灿5.ITER中国液态锂铅实验包层模块氚提取系统设计 [J], 谢波;王和义;刘云怒;官锐因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。