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Critical heat flux experiments using a screw tube under DEMO divertor-relevant cooling conditions

DEMO相当冷却条件におけるスクリュウ管の限界熱流束実験

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Ezato, Koichiro; Suzuki, Satoshi; Dairaku, Masayuki; Akiba, Masato

核融合炉用プラズマ対向機器(PFC)開発の一環として、原子力機構では加圧水冷却による高性能冷却管の開発を進めている。その中で冷却管内面にネジ状フィンにより除熱性能を高めた冷却管を核融合原型炉DEMOへの適用を提案している。この冷却管のフィンは単純なネジ切り加工により形成するため、スクリュウ管と呼んでいる。原子力機構におけるDEMO設計ではダイバータ冷却条件は、プラントの発電効率向上に寄与するため、圧力4MPaで出口温度200$$^{circ}$$Cを想定している。本研究ではスクリュウ管の限界熱流束(CHF)に対するサブクール度の影響をDEMO冷却条件に相当する実験条件において実験的に調べた結果を報告する。冷却管はDEMOダイバータでの構造材候補のF82Hの代わりに純銅製を使用した。入口温度を室温(出口サブクール度200K)から180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)まで上昇させることによりスクリュウ管のCHFは半減するものの、入口温度180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)でも以前として、平滑円管の2倍以上の限界熱流束を有していることを明らかにした。

As part of development of Plasma-Facing Components (PFCs) for fusion machines, JAEA has been developing high performance cooling tubes with pressurized water flow. Along this line, a cooling tube with a helical triangular fin on its inner surface has been proposed recently for application to a fusion DEMO to enhance heat removal. Since the fin can be machined by a simple mechanical threading, this tube is called as a screw tube. Divertor cooling conditions in the DEMO design in JAEA are envisaged at the pressure of 4 MPa and the outlet temperature of 200$$^{circ}$$C to improve thermal efficiency of power generation. In the this study, effect of subcooling on critical heat flux (CHF) of the screw tube has been investigated under DEMO-relevant condition with the local pressure of 4 MPa and the inlet coolant temperature up to 180$$^{circ}$$C. A test sample is the screw tube made of pure Cu instead of F82H, a candidate material of the DEMO divertor. The results show that the ICHF values of the screw tube remains more than double values of the smooth at the inlet coolant temperature of 180$$^{circ}$$C, although temperature rise of the cooling water with 140 K leads to reduction of ICHF by almost half compared with those values at room temperature.

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パーセンタイル:55.23

分野:Nuclear Science & Technology

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