FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Safety implications of an integrated boiling curve model for water-cooled divertor channels

T Marshall2002年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractThe international fusion community is actively researching advanced heat transfer methods for removal of high thermal loads from next-generation divertor assemblies. Such advanced techniques may indeed optimize the operational and economical performance of future divertor designs. However, with its extensive operational database, water-cooling remains as one of the optimum choices for near-term divertor designs. Critical heat flux (CHF) is the maximum heat flux that water, at a given set of inlet conditions, can remove via fully developed nucleate boiling. Accordingly, an accurate CHF calculation is of the utmost importance for maintaining adequate safety margins in divertor operation. This paper uses the integrated boiling curve model developed at Sandia National Laboratories to examine the safety implications of calculating the CHF. In particular, this paper focuses on the influence of the finite element peaking factor (FEPF) that converts the heat flux predicted by CHF correlations into a plasma heat flux that can be measured. The analyses illustrate that the FEPF is proportional to the plasma heat flux and thus accurate calculation of the CHF requires the use of the appropriate FEPF for the given water conditions and plasma heat flux. It is shown that using a geometric peaking factor is inadequate since the true peak factor is dependent upon the plasma heat flux. The conclusion is that a finite element analysis incorporating an integrated boiling curve is required for accurate calculation of the CHF.

日本語訳

国際的な核融合研究コミュニティは、次世代ダイバータ構造物からの高熱負荷除去のための先進的な熱伝達方法を積極的に研究している。このような先進技術は、将来のダイバータ設計の運転性能と経済性を実際に最適化し得る。しかしながら、広範な運転データベースを有する水冷方式は、近期的なダイバータ設計における最適な選択肢の一つであり続けている。限界熱流束(CHF)は、所定の入口条件下で水が完全発達核沸騰によって除去できる最大熱流束である。したがって、ダイバータの適切な安全余裕を維持するためには、CHFの正確な計算が極めて重要である。本論文では、サンディア国立研究所で開発された統合沸騰曲線モデルを用いて、CHF計算の安全性への影響を検討する。特に、CHF相関式によって予測される熱流束を、測定可能なプラズマ熱流束に変換する有限要素ピーキング係数(FEPF)の影響に焦点を当てる。解析結果は、FEPFがプラズマ熱流束に比例することを示しており、したがってCHFの正確な計算には、所定の水条件とプラズマ熱流束に対して適切なFEPFの使用が必要であることを実証している。幾何学的ピーキング係数の使用は、真のピーキング係数がプラズマ熱流束に依存するため、不十分であることが示されている。結論として、CHFの正確な計算には、統合沸騰曲線を組み込んだ有限要素解析が必要である。

wiki

Divertor
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Thermal hydraulics of water cooled divertors

2001Fusion Engineering and Design

A new method for characterizing the heat transfer capacity of the divertor and high heat flux components

2023Nuclear Fusion

Investigation of heat flux deposition on divertor target on the Large Helical Device with EMC3-EIRENE modelling

2017Plasma Physics and Controlled Fusion

An experimental and numerical investigation of post-CHF heat transfer for one-sided heat load with highly sub-cooled flow boiling

1996Fusion Engineering and Design

Heat flux mitigation characteristics in the radiative divertors with multi-peaks of heat flux in the large helical device

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

An improved model for the accurate calculation of parallel heat fluxes at the JET bulk tungsten outer divertor

2018Nuclear Fusion

Critical heat flux analysis and R&D for the design of the ITER divertor

1999Fusion Engineering and Design

Critical heat flux thermodynamics

2002Fusion Engineering and Design

Critical heat flux of subcooled flow boiling with water, with application to high heat flux components

1989Fusion Engineering and Design

Overview on stationary and transient divertor heat loads

2002Plasma Physics and Controlled Fusion