The divertor first wall and neutral beam injection (NBI) components of tokamak devices require high heat flux removal up to 20–30 MW m−2 for future fusion reactors. The water cooled HyperVapotron (HV) structure, which relies on internal grooves or fins and boiling heat transfer to maximize the heat transfer capability, is the most promising candidate. The HV devices, that are able to transfer large amounts of heat (1–20 MW m−2) efficiently, have therefore been developed specifically for this application. Until recently, there have been few attempts to observe the detailed bubble characteristics and vortex evolvement of coolant flowing inside their various parts and understand of the internal two-phase complex heat transfer mechanism behind the vapotron effect. This research builds the experimental facilities of HyperVapotron Loop-I (HVL-I) and Pressure Water HyperVapotron Loop-II (PWHL-II) to implement the subcooled boiling principle experiment in terms of typical flow parameters, geometrical parameters of test section and surface heat flux, which are similar to those of the ITER-like first wall and NBI components (EAST and MAST). The multiphase flow and heat transfer phenomena on the surface of grooves and triangular fins when the subcooled water flowed through were observed and measured with the planar laser induced fluorescence (PLIF) and high-speed photography (HSP) techniques. Particle image velocimetry (PIV) was selected to reveal vortex formation, the flow structure that promotes the vapotron effect during subcooled boiling. The coolant flow data for contributing to the understanding of the vapotron phenomenon and the assessment of how the design and operational conditions that might affect the thermal performance of the devices were collected and analysed. The subcooled flow boiling model and methods of HV heat transfer adopted in the considered computational fluid dynamics (CFD) code were evaluated by comparing the calculated wall temperatures with the experimentally measured values. It was discovered that the bubble and vortex characteristics in the HV are clearly heavily dependent on the internal geometry, flow conditions and input heat flux. The evaporation latent heat is the primary heat transfer mechanism of HV flow under the condition of high heat flux, and the heat transfer through convection is very limited. The percentage of wall heat flux going into vapour production is almost 70%. These relationships between the flow phenomena and thermal performance of the HV device are essential to study the mechanisms for the flow structure alterations for design optimization and improvements of the ITER-like devices' water cooling structure and plasma facing components for future fusion reactors.
トカマク装置のダイバータ第一壁およびNBI（中性粒子入射）コンポーネントは、将来の核融合炉において20～30 MW m⁻²に達する高い熱流束除去を必要とする。水冷式ハイパーボトロン（HV）構造は、内部の溝またはフィンと沸騰熱伝達に依存して熱伝達能力を最大化するものであり、最も有望な候補である。HVデバイスは、大きな熱量（1～20 MW m⁻²）を効率的に伝達できることから、この用途向けに特化して開発されてきた。しかし最近まで、その内部を流れる冷却材の詳細な気泡特性や渦の発生・発展、ならびにハイパーボトロン効果の背後にある内部二相複雑熱伝達メカニズムを観察する試みはほとんど行われていなかった。 本研究では、ハイパーボトロンループI（HVL-I）および加圧水型ハイパーボトロンループII（PWHL-II）の実験装置を構築し、ITER類似の第一壁およびNBIコンポーネント（EASTおよびMAST）と同様の典型的な流動パラメータ、試験部の幾何学的パラメータ、および表面熱流束条件下で、サブクール沸騰実験を実施した。溝およびフィン表面におけるサブクール水流の多相流動および熱伝達現象は、平面レーザ誘起蛍光法（PLIF）および高速度撮影法（HSP）を用いて観察・計測された。また、粒子画像流速計（PIV）を適用して、サブクール沸騰中のハイパーボトロン効果を促進する渦形成を可視化した。ハイパーボトロン現象の理解と、デバイスの熱性能に影響を及ぼす設計・運転条件の評価に資する冷却材流動データが収集・分析された。 採用したCFD（数値流体力学）コードにおけるサブクール沸騰モデルおよびHV熱伝達モデルの妥当性は、計算により得られた壁温と実験計測値を比較することにより評価された。その結果、HV内部の気泡特性および渦特性は、内部幾何形状、流動条件、および入力熱流束に強く依存することが明らかになった。高熱流束条件下では、蒸発潜熱がHV流動の主要な熱伝達メカニズムであり、対流による熱伝達は非常に限定的であることが示された。壁面熱流束のうち蒸気生成に寄与する割合は約70%に達する。これらの流動現象とHVデバイスの熱性能との関係は、将来の核融合炉におけるITER類似装置の水冷構造およびプラズマ対向コンポーネントの設計最適化と改良のための流動構造改変メカニズムを研究する上で極めて重要である。