核融合ダイバータ板の片面加熱条件下における熱伝達実験,1; 非沸騰・核沸騰冷却水流れにおける管壁内周方向温度分布

Heat transfer experiments for divertor plate of fusion reactor under one-sided heating conditions, 1; Circumferential temperature distributions of tube wall in non-boiling and nucleate boiling water flows

池田 秀一*; 荒木 政則; 小川 益郎; 秋場 真人; 西野 好彦*

not registered; Araki, Masanori; Ogawa, Masuro; Akiba, Masato; not registered

次期核融合実験炉ITER用ダイバータ板は、片面より15MW/m以上の高い熱負荷を定常的に受ける受熱機器であり、ITERを実現する上で重要な開発課題である。しかしながら、片面加熱条件下における熱伝達特性、特にスワール管に関しては殆ど実験データがない。そこで、片面加熱実験による熱伝達データの蓄積及び数値計算コードの開発を進めている。本稿では、片面加熱条件下の熱伝達評価実験の第1段階として、スワールテープが挿入されていない銅製平滑円管について、非沸騰域からバーンアウト域までの加熱条件で、冷却管壁内の温度分布を測定した結果を報告する。また、温度測定値と一様加熱条件下における既存熱伝達相関式を用いた熱伝導計算結果との比較を行った結果についても報告する。

no abstracts in English