高出力密度の核融合炉第一冷却壁の液体金属ミスト冷却に関する熱・構造的研究

1986 Fiscal Year Annual Research Report

• Project/Area Number: 61055004
• Research Institution: Tohoku University
• Principal Investigator: 戸田 三朗 東北大, 工学部, 助教授 (60005387)
• Co-Investigator(Kenkyū-buntansha): 西川 雅弘 大阪工学, 工学部, 助教授 (50029287) ; 堀 豊 東北大学, 工学部, 助手 (20173619) ; 黒川 政秋 東北大学, 工学部, 助手 (70143021)
• Keywords: 核融合 / 液体金属 / 高熱負荷 / ミスト冷却 / ナトリウム / 噴流

Research Abstract

1 単位つぼ型セルモジュールによるプラズマ容器第一壁構造を想定したつぼ型セルの第一冷却モデルを制作し、既設の液体金属ミスト冷却実験装置に装着して液体金属ミスト冷却方式による実証実験を実施した。なお、使用した液体金属はナトリウムである。つぼ型セル第一冷却壁モデルを製作し、壁温300〜600°Cにおける液体金属ミスト二相衝突噴流冷却(強制対流域)の熱伝達特性の測定実験を行い、第一冷却壁面上の温度並びに除熱負荷の分布特性について検討した。また、ミスト流の流動(噴流特性と速度分布)及び、液滴径をレーザードップラー法と直接サンプリング法により計測した。本実験条件(ナトリウム液滴が体積率にして1%以下)においてはナトリウム液滴径、液滴速度の影響及び、半径方向の質量流分布による液滴の衝突角度の変化、衝突液滴のオーバーフロー等の影響は小さく、熱伝達率はほぼナトリウム質量流量に1対1に対応することが明らかとなった。これは、伝熱面に到達した液滴は伝熱面上におけるダイナミクスによらず、すべて伝熱面温度になるまで吸熱していることを示している。つまりナトリウム液滴は、100%の顕熱冷却効率を持っているといえる。
2 カセット核融合炉(CCTR)プラズマ容器の設計条件は、プラズマからの中性子束が18MW/【m^2】であり第一壁への熱負荷は前設計の1.1MW/【m^2】から3.7MW/【m^2】となっている。全体のパワーバランス上、第一壁は熱負荷に加えて核加熱によりエネルギ負荷が大幅に増加し、プラズマ容器の構造壁と共にエネルギ変換系としての役割も重要となっている。第一壁の構成は、プラズマ接壁面材がMoタイル(厚さ30mm)、構造壁材がSUS(厚さは、50、30mmの2種類を検討)である。熱及び熱応力解析の結果、厚さ50mmのSUS材では、温度、応力ともに厳しく、30mm厚のSUS材とすることで、許容値内に納められることが判明した。

Research Products

• [Publications] Saburo Toda: Proceedings of the 14th Symposium on Fusion Technology,Avignon. 13-19
• [Publications] 戸田三朗: 日本機械学会論文集(B編).
• [Publications] Saburo Toda: JSME International Journal.