Thermomechanical investigation on divertor supports for fusion experimental reactor: hydraulic experimental results

荒井 長利; 日野 竜太郎; 武藤 康; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 古谷 一幸; 多田 栄介; 関 昌弘

Fusion Engineering and Design, 28, p.103 - 112, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00095-O

原研はJT-60に続いて核融合実験炉(FER)の建設を目指した研究開発を行っている。炉心構造の一つであるダイバータは厳しい熱負荷/粒子負荷を受けキーコンポートネントである。その構造要素の一つである支持具は強度設計及び交換容易性の観点から詳細化と最適化が必要である。本研究では、ダイバータ管路の熱機械的特性との関連を調べるため、改良型支持機構を装着した1/1スケールの冷却管路ユニットを製作し、高速水流動条件下の管路圧力損失特性と流体誘起振動特性の測定を行い、概要を把握した。主な結果は次の通りである。1)通常時定路流速10m/sにおける全圧力損失は、水温20Cで約0.7MPaであった。CDAの設計値はほぼ妥当であった。2)管路折返しベンド部は上下管間の拘束具を装着した条件で、流速が10m/s以上において振動現象が急激に著しくなる。