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論文

Drift stabilization of internal resistive-wall modes in tokamaks

Konovalov, S. V.; Mikhailovskii, A. B.*; Tsypin, V. S.*; Galv$~a$o, R. M. 0.*; Nascimento, I. C.*

Plasma Physics Reports, 29(9), p.779 - 784, 2003/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:6.53(Physics, Fluids & Plasmas)

内部抵抗性壁モード(RWM)のドリフト効果による安定化の問題を理論的に調べた。このモデルでは、ドリフト効果が無いとき、壁が無ければ不安定で理想壁があるときは安定であることを基本的に仮定している。抵抗性壁モードの発生初期はテアリングモードの不安定化で始まるとして、テアリングモードの指標を壁がある場合と無い場合について求め、反磁性ドリフトの効果が重要であることを理論的に示した。内部抵抗性壁モードの安定性を、現存する多くのトカマク装置に対して検討し、現状のトカマク装置ではドリフトによる安定化効果はほとんどないが、トカマク炉クラスにおいては、安定化効果があることを明らかにした。

論文

Liquid-metal heat transfer for the first wall and limiter/divertor plates of fusion reactors

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰

Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00

核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。

論文

Heat transfer with nonuniform heat flux for PFC of fusion reactors

功刀 資彰

SAND-92-0222, p.3-14 - 3-26, 1991/00

核融合炉のプラズマ対向機器は、プラズマ側からの放射加熱によって、片面から強い加熱を受ける。プラズマ対向機器内に設置される冷却管も又片面強加熱下にある。これまで、このような片面強加熱下での熱伝達についての研究は少なく、伝熱設計上の安全余裕が不明であった。本報告は、冷却管として円形流路を用いた場合の片面強加熱下の伝熱特性について数値解析で調べたものである。解析の結果、管内速度分布にも依存するが、片面加熱度合いを増すに従って熱伝達は低下し、最大60%も減少することが明らかとなった。また、液体金属流を用いた場合、磁場と熱流束の方向に関する応答性も調べ、片面強加熱下ではやはり熱伝達が低下(約30%)することが分かった。以上の結果を基に、核融合動力炉設計の一つである「TITAN」での境膜温度の見積り誤差が最大400$$^{circ}$$Cにも達することを指摘した。

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