AbstractOne-sided high heat fluxes are very commonly found in fusion reactor plasma facing components for proposed long-pulse devices, such as ITER. Heat fluxes between 5 and 30 MW m−2 are removed by a highly sub-cooled flow of boiling water. For one-sided heat loads, all boiling regimes (single-phase, nucleate, fully developed sub-cooled, transition and film boiling) can be present under a stable condition which, in certain cases, can exceed the local critical heat flux (CHF) value. A thorough numerical and experimental analysis of the post-CHF phenomenon under a one-sided heat load has been carried out. The entire boiling curve was described with available correlations for all the regimes, except for the transition regime, where an assumed path was used. Numerical results for a circular channel under a non-uniform, one-sided heat load showed stable post-CHF temperature distributions. The sensitivity of the numerical analysis to the assumed transition boiling region was studied. During electron beam heating experiments, temperature distributions in a circular channel and a diverter plate (DP) were measured, and the ultimate load (“burnout”) was observed in circular channels with and without twisted tapes. The enhancement of the ultimate heat flux over the local CHF value was found to be 2 for a DP and 1.5 for a round channel. It was shown that the enhancement factor η is highly dependent on the wall thickness and flow parameters. Good agreement was found when the numerical results for the temperature distributions were compared with the experimental data. An increase of about 100% in the burnout heat flux was observed in circular channels with a twisted tape. The overall results show that safety margins in actively cooled plasma facing components can be increased when conditions for stable post-CHF exist.
核融合炉のプラズマ対向機器では、ITERのような将来の長時間運転装置において、片側からの高い熱流束が非常に一般的に見られる。5〜30 MW m⁻²の熱流束は、高サブクール沸騰水によって除去される。片側加熱負荷の場合、安定した条件下で全ての沸騰様式（単相、核沸騰、十分に発達したサブクール沸騰、遷移沸騰、膜沸騰）が存在し得るが、これは特定の条件下では局所的な限界熱流束（CHF）値を超える可能性がある。片側加熱負荷下におけるCHF後現象の徹底的な数値解析および実験的解析が実施された。全沸騰曲線は、遷移沸騰領域を除いて利用可能な相関式を用いて記述され、遷移沸騰領域では仮定された経路が使用された。非一様な片側加熱負荷を受ける円形流路の数値結果は、安定したCHF後温度分布を示した。仮定された遷移沸騰領域に対する数値解析の感度が調査された。電子ビーム加熱実験中に、円形流路およびダイバータ板（DP）の温度分布が測定され、ツイストテープの有無にかかわらず円形流路において限界負荷（「バーンアウト」）が観察された。局所CHF値を超える限界熱流束の向上係数は、DPで2、円形流路で1.5であることが見出された。向上係数ηは、壁厚および流動パラメータに強く依存することが示された。数値結果と実験データの温度分布比較において、良好な一致が見られた。ツイストテープを有する円形流路では、バーンアウト熱流束の約100%の増加が観察された。全体的な結果は、安定したCHF後条件が存在する場合、積極冷却型プラズマ対向機器の安全余裕を増大させ得ることを示している。