Dimensional analysis of critical heat flux in subcooled water flow under one-side heating conditions for fusion application

J.Boscary*; 荒木 政則; J.Schlosser*; 秋場 真人; F.Escorbiac*

Fusion Engineering and Design, 43(2), p.147 - 171, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00387-1

核融合炉用冷却管としてITER等でも検討されているスワール管、スクリュー管、ハイパーベーパトロンについて限界熱流束データをまとめるとともに、解析的評価を実施した。特に炉設計に利用できるように、炉内条件と同じ片面加熱条件、サブクール流れ条件下のデータを収集し、相関式を示した。

Critical heat flux database of JAERI for high heat flux components for fusion application

J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-Data/Code 97-033, 12 Pages, 1997/08

JAERI-Data-Code-97-033.pdf:0.51MB

本報告はこれまで原研において、ITER等のトカマク型核融合実験装置用高熱負荷受熱機器開発の一環として実施された限界熱流束実験の結果をまとめたものである。実験は原研の粒子工学試験装置(PBEF)において実施され、伝熱流動の観点から見て核融合装置用高熱負荷受熱機器のおかれる特殊な環境-すなわち、高熱流束・片面加熱場-を模擬して行われたものである。本報告では新たに有限要素解析を実施して、相関式の導出等に有用なデータを加え、データベースの充実を図った。

Experiments on heat transfer of smooth and swirl tubes under one-sided heating conditions

荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲

Int. J. Heat Mass Transfer, 39(14), p.3045 - 3055, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0017-9310(95)00344-4

ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/mと見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。

Experimental and analytical studies of high heat flux components for Fusion Experimental Reactor

荒木 政則

JAERI-M 93-073, 132 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-073.pdf:4.03MB

日本、EC及び米国のいわゆる3大トカマクの設計・建設を終え、臨界プラズマ条件を達成することに成功した。これに伴い、核融合炉の開発研究は新たな展開を迎え、国際核融合実験炉ITERの概念設計及び実験的基礎研究を行う段階、更には工学設計へと進展している。ITERでは、核融合反応により生成する熱及び粒子エネルギーを利用するため、炉工学技術の研究開発が重要な課題として指摘されるようになってきた。中でもプラズマに直接面するプラズマ対向機器の開発は、ITER設計上最も重要な課題の1つとして上げられる。本稿では、プラズマ対向機器の中で最も熱的に厳しい環境下で使用されるダイバータ板の開発研究に関する研究結果について述べた。