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Methodology for heat flux investigation on leading edges using infrared thermography

Y. Corre, J.-L. Gardarein, R. Dejarnac, J. Gaspar, J.P. Gunn, M.-H. Aumeunier, X. Courtois, M. Missirlian, F. Rigollet2017年被引用 11Nuclear FusionIF 3出版社

During steady state plasma operation in fusion devices, leading edges of the actively cooled plasma-facing components can be impacted by plasma flux with nearly normal angle of incidence, causing local overheating. The overheating can be a critical issue in high-power machines, especially in the presence of mechanical misalignments. Due to heat diffusion through the material, the edge power overload also leads to a local increase of temperature on the top part of the tile that can be detected by the infrared imaging system (viewed from the top of the machine). In the Tore Supra tokamak, heat flux impinging on the top and the leading edge of the carbon fibre composite (CFC) flat tiles are characterized with both an infrared (IR) thermographic system and 2D thermal modelling of the tile. A specific sensor correction based on a laboratory blackbody-slit experiment has been developed to simulate the spatial resolution related effects (necessary here since the temperature gradient near the leading edge is smaller than the pixel size of the IR system). The transfer function of the IR system is characterized by a Gaussian distribution function. The standard deviation is found to be σ  =  1.75 mm for a pixel size of 3.1 mm. The heat flux calculation is applied to CFC flat tiles and, after being processed with the transfer function, compared to experimental IR data for two geometrical situations: one with 0.2 mm misalignment between two adjacent tiles and the other without misalignment (well-aligned tiles). The heat flux ratio between the leading edge and top is found to be ~25 in the case of the protruding tile, which is lower than the expected ratio using the guiding-centre ballistic approximation with no cross-field heat flux (57).

日本語訳

定常状態のプラズマ運転中、核融合装置における能動冷却されたプラズマ対向機器の前縁部は、ほぼ垂直な入射角を持つプラズマ束の影響を受ける可能性があり、局所的な過熱を引き起こす。この過熱は、特に機械的な位置ずれが存在する場合、高出力装置において重大な問題となり得る。材料を通じた熱拡散により、前縁部の電力過負荷は、赤外線イメージングシステム(装置上部から視認)によって検出可能なタイル上面の局所的な温度上昇にもつながる。トア・シュプラ Tokamak において、炭素繊維複合材(CFC)製フラットタイルの上面および前縁部に入射する熱流束は、赤外線(IR)サーモグラフィシステムとタイルの2次元熱モデリングの両方を用いて特性評価された。前縁部近傍の温度勾配がIRシステムの画素サイズよりも小さいことから必要となる空間分解能関連の効果をシミュレートするため、実験室における黒体スリット実験に基づく特定のセンサー補正が開発された。IRシステムの伝達関数は、ガウス分布関数によって特徴付けられる。標準偏差は、画素サイズ3.1 mmに対してσ = 1.75 mmであると求められた。熱流束計算はCFCフラットタイルに適用され、伝達関数で処理された後、2つの幾何学的状況、すなわち隣接する2つのタイル間の位置ずれが0.2 mmの場合と、位置ずれがない場合(整列したタイル)の実験的IRデータと比較された。前縁部と上面の間の熱流束比は、突出したタイルの場合に約25であると求められ、これは横断磁場熱流束を考慮しないガイドセンター弾道近似を用いた予想比(57)よりも低い値である。

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