AbstractTo attain high fusion power density, the divertor must suffer a high heat flux from the fusion plasma. It is very difficult to remove the high heat flux from the fusion plasma more than 20 MW/m2 using the only solid divertor plate due to the severe mechanical condition such as thermal stress and crack growth. Therefore, the concept of a liquid divertor is proposed to remove the high heat flux and neutron flux from the plasma by liquid films flowing on a solid wall. Feasibility study on the liquid divertor is being examined what kind of necessary condition should be satisfied if it was applied to the tokamak fusion reactor. There are many uncertain physics and techniques to apply the liquid divertor to the tokamak fusion reactor. This paper mainly descries a preliminary thermofluid analysis of a free surface liquid, made of FLiBe molten salt, flow suffering the high heat flux using the finite element analysis code ADINA-F. To realize the liquid divertor, two techniques of thermal hydraulics promotion using a secondary flow and liquid-solid multi-phase flow are proposed in this paper.
高出力核融合を達成するためには、ダイバータは核融合プラズマからの高熱流束に耐えなければならない。固体ダイバータ板のみを用いて20 MW/m²を超える核融合プラズマからの高熱流束を除去することは、熱応力やき裂進展などの厳しい機械的条件のために非常に困難である。そこで、固体壁上を流れる液体膜によって高熱流束と中性子束を除去する液体ダイバータの概念が提案されている。液体ダイバータの実現可能性に関する研究では、トカマク型核融合炉に適用する場合に満たすべき必要条件が検討されている。液体ダイバータをトカマク型核融合炉に適用するには、多くの不確実な物理現象と技術的課題が存在する。本論文は主に、有限要素解析コードADINA-Fを用いて、高熱流束を受けるFLiBe溶融塩からなる自由表面液体流の予備的熱流体解析について述べる。液体ダイバータを実現するために、二次流れを用いた熱流動促進と液体-固体混相流という2つの技術が本論文で提案されている。