先駆的超高熱除熱技術の開発と限界の実験的解明; 高速旋回流・多孔質内沸騰二相流・ミスト衝突噴流の三方向からの挑戦,原子力基礎研究H11-37(委託研究)

戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB

核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m,ブロンズ時に34MW/m,銅ファイバー時に71MW/mの定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/mの除熱を達成した。

実規模長ITERダイバータ板の開発

江里 幸一郎*; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.117 - 120, 1998/00

原研におけるITERダイバータ板開発の成果、特に実規模長のダイバータ試験体の製作、及びイオンビーム照射による加熱実験の結果について報告する。試験体は炭素系材料とタングステン材料をアーマ材とする約1.3mの垂直ターゲット及び約90cmのウィングと呼ばれるものである。加熱実験の結果、ITERダイバータ板の定常熱負荷条件(5MW/m,1000回以上)に耐える実規模長ダイバータ試験体の開発に成功した。