Thermal-hydraulic analysis of WCLL BB First-Wall mock-up in Water Loop facility under transient conditions

本論文は、水冷リチウム鉛増殖ブランケット（WCLL BB）の第一壁模擬体について、水ループ施設を用いた過渡条件下での熱水力特性を解析したものです。核融合炉のブランケット設計において、第一壁はプラズマからの熱負荷に直接さらされるため、その熱水力挙動の理解は重要です。過渡条件（例えば、プラズマの変動や異常時）下での冷却性能や温度分布、圧力損失などを実験的または数値的に評価し、安全で効率的なブランケット設計に資する知見を提供します。この研究は、将来の核融合炉実現に向けた重要な基盤技術の一つです。