熱水力（Thermal-hydraulics、thermal-hydraulic）は、核融合・プラズマ物理学の工学。核融合炉のブランケットやダイバータなどの機器内部での冷却材の流動と伝熱を解析する工学分野であり、液体リチウムや水、ヘリウムなどを冷却材として、臨界熱流束や圧力損失、材料温度の制約の下で除熱性能を評価する。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは113本ある。比重が最も大きかったのは2020–2024年で、その期間の論文の0.40%を占めた。直近の2025–2029年では0.25%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1985年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
研究の変遷
1985–19943本 · 0.05%
核融合パワーコアの熱水力設計
TITAN-I逆転磁場ピンチ炉とNET水冷却LiPbブランケットを対象に、熱水力と構造設計および過渡解析を行っている。リチウムおよび鉛リチウム共晶との関連が特徴的である。
この時代の論文から
- Thermal-hydraulic and structural design of the TITAN-I reversed-field-pinch fusion power coreFusion Engineering and Design 1993
- Analysis of thermal-hydraulic transients of the water-cooled eutectic LiPb blanket of NETFusion Engineering and Design 1988
- Thermal-hydraulic and structural design for the lithium-cooled TITAN-I reversed-feeld-pinch reactorFusion Engineering and Design 1989
1995–20048本 · 0.08%
ITER機器と試験ブランケットモジュールへの展開
ITERダイバータおよびブランケット系の高熱流束熱水力解析や、リチウム冷却試験ブランケットモジュールの設計解析が行われた。ペブルベッド定常モデルや真空喪失時のダスト輸送解析も含まれる。
同時に語られた主題リチウム、テストブランケットモジュール、定常状態、逆磁気シア、プラズマ対向機器、ペブルベッド
この時代の論文から
- Steady state thermal-hydraulic models of pebble bed blankets on hybrid reactorsFusion Engineering and Design 1995
- High heat flux thermal–hydraulic analysis of ITER divertor and blanket systemsFusion Engineering and Design 1998
- Neutronic, thermal–hydraulic and stress analysis of RF lithium cooled test blanket module for ITERFusion Engineering and Design 2000
- Numerical analysis on thermal-hydraulic and dust transport behavior in fusion reactors at loss-of-vacuum eventsFusion Engineering and Design 2000
2005–201419本 · 0.12%
ヘリウム冷却ブランケットとダイバータの熱水力解析の進展
欧州のヘリウム冷却ペブルベッドブランケットやHCLL DEMOブランケットの熱水力解析・最適化が進められた。ITERダイバータの定常・過渡特性解析に加え、ケーブル・イン・コンジット超伝導体の熱水力コードMithrandirが開発されている。
同時に語られた主題ヘリウム、テストブランケットモジュール、真空容器、定常状態、固体増殖材、DEMOブランケット
この時代の論文から
- Steady state and transient thermal–hydraulic analyses on ITER divertor moduleFusion Engineering and Design 2005
- Thermal–hydraulic analysis and optimization of breeder unit for EU helium cooled pebble bed blanketFusion Engineering and Design 2005
- Thermal–hydraulic analysis of the HCLL DEMO blanketFusion Engineering and Design 2007
- Multi-solid multi-channel Mithrandir (M3) code for thermal–hydraulic modelling of ITER Cable-in-Conduit SuperconductorsFusion Engineering and Design 2007
2015–202683本 · 0.33%
水冷却ブランケットを中心とした熱水力解析の多様化
水冷却鉛リチウム増殖ブランケットの複数モジュール解析やRELAP5を用いた概念設計が行われ、第一壁やダイバータプラズマ、モックアップ試験との関連が強まっている。ジャイロトロンコレクタやグロー放電洗浄電極など、機器対象も拡大し、HELOKA-HPの検証・較正も実施された。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題水冷却鉛リチウム、増殖ブランケット、ヘリウム、第一壁、テストブランケットモジュール、モックアップ
この時代の論文から
- Towards the optimization of the thermal–hydraulic performance of gyrotron collectorsFusion Engineering and Design 2015
- Development of thermal-hydraulic analysis methodology for multiple modules of water-cooled breeder blanket in fusion DEMO reactorFusion Engineering and Design 2016
- The preliminary thermal–hydraulic analysis of a water cooled blanket concept design based on RELAP5 codeFusion Engineering and Design 2016
- Preliminary fluid channel design and thermal-hydraulic analysis of glow discharge cleaning permanent electrodeFusion Engineering and Design 2016
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている（Thermal-hydraulics、thermal-hydraulic など）。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文10本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない