AbstractDesigning divertor target plates for a fusion power plant is a challenging task because they have to allow exceptionally high heat fluxes, deliver heat to the power conversion system at a temperature suitable for high efficiency, and use a coolant compatible with the blanket system. These requirements are different from the case of an experimental reactor (e.g. ITER) where copper can be used as heat sink. In a power plant, the use of cold water as divertor coolant would waste 10–20% of the total power, with a comparable reduction of thermal efficiency. This paper proposes a helium cooled divertor concept that is intended to reach 10 MW/m2 peak surface heat flux. The evolution of the design, by strictly applying high heat flux criteria to an existing porous medium concept, is presented. Enhanced heat transfer is achieved by a pin fin array on the cooling channel wall. An operating point is selected, and finite element analyses performed to establish temperature and stress levels in a divertor target plate. Results indicate that the design meets the requirements.
抄録核融合発電プラント用のダイバータ標的板の設計は、極めて高い熱流束に耐えなければならず、熱を高効率に適した温度で発電システムへ伝達し、かつブランケットシステムと適合する冷却材を使用する必要があるため、困難な課題である。これらの要求条件は、銅をヒートシンクとして使用できる実験炉（例：ITER）の場合とは異なる。発電プラントにおいて、冷たい水をダイバータ冷却材として使用すると、全出力の10〜20%を浪費し、熱効率も同程度低下する。本論文では、10 MW/m²のピーク表面熱流束に対応することを目的としたヘリウム冷却ダイバータ概念を提案する。既存の多孔質媒体概念に高い熱流束基準を厳密に適用した設計の進化について述べる。伝熱促進は、冷却チャネル壁上のピンフィン配列によって達成される。運転点を選定し、ダイバータ標的板内の温度と応力レベルを確立するための有限要素解析を実施した。結果は、本設計が要求条件を満たすことを示している。