AbstractLiquid metal heat pipes (HP) possess excellent heat transfer characteristics and are now widely used in space and atomic industries as very attractive fully autonomous devices. However, their application in magnetic field devices is restricted due to very scare data on the influence of magnetic field on heat transfer parameters of liquid metal HP. The main objective of the present experiments is to determine the maximum surface heat flux removed by HP in magnetic field. Specially designed tubular sodium heat pipe has the following features: capillary structure which consists of metallic felt in the evaporation zone and a perforated screen in the condensation zone; the structural material is niobium alloy. Experimental set-up consists of a vacuum chamber placed between the poles of an electromagnet which can ensure magnetic field strength up to 1.5 T in the vacuum chamber. The direction of the applied magnetic field is transverse to the liquid metal flow in the heat pipe. The set-up provides a possibility to incline the vacuum chamber up to 45° relative to the horizontal axes. The dependence of critical heat flux of the heat pipes as a function of magnetic field strength up to 1.5 T has been studied. The concept of fusion reactor plasma facing components cooled by liquid metal heat pipes is presented.
液体金属ヒートパイプ（HP）は優れた熱伝達特性を有し、現在では宇宙産業や原子力産業において、非常に魅力的な完全自律型デバイスとして広く使用されている。しかしながら、磁場デバイスへの応用は、液体金属HPの熱伝達パラメータに対する磁場の影響に関するデータが非常に乏しいことにより制限されている。本実験の主な目的は、磁場中でヒートパイプによって除去される最大表面熱流束を決定することである。特別に設計された管状ナトリウムヒートパイプは以下の特徴を有する：蒸発領域に金属フェルトからなる毛細管構造、凝縮領域に多孔板スクリーンを備える；構造材料はニオブである。実験装置は、真空チャンバー内に最大1.5 Tの磁場強度を確保できる電磁石の磁極間に配置された真空チャンバーから構成される。印加磁場の方向は、ヒートパイプ内の液体金属の流れに対して横断方向である。本装置は、真空チャンバーを水平軸に対して最大45°傾斜させることを可能にする。最大1.5 Tまでの磁場強度の関数としてのヒートパイプの臨界熱流束の依存性が研究された。液体金属ヒートパイプによって冷却される核融合炉プラズマ対向コンポーネントの概念が提示される。