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Thermal fatigue experiment of screw cooling tube under one-sided heating condition

片側加熱条件下におけるスクリュウ冷却管の熱疲労実験

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人

Ezato, Koichiro; Suzuki, Satoshi; Sato, Kazuyoshi; Akiba, Masato

核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30$$rm MW/m^2$$,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷$$rm MW/m^2$$条件で約4500サイクル、30$$rm MW/m^2$$条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。

This paper presents thermal fatigue experiments of a cooling tube with a helical triangular fin on its inner cooled surface, namely a ${it screw tube}$. The screw thread is directly shaped in a CuCrZr heat sink bar as a cooling channel. Slits with the width of 1.5 mm are machined at the heated side of the heat sink. The thermal fatigue experiments are carried out at 20 and 30 $$rm MW/m^2$$ by using an electron beam irradiation facility in JAERI. Water leakages from fatigue cracks, which locate at the slit of the heat sink, occurred at around 4500th and 1400th cycles at 20 and 30 $$rm MW/m^2$$, respectively. These results show good agreement with lifetime predictions using Manson-Coffin's law based on finite element analyses. Fractographic observations reveal that the fatigue cracks start from the outer heated surface at the slit region of the cooling channel and propagate toward its inner surface.

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パーセンタイル:36.97

分野:Materials Science, Multidisciplinary

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