JP4006641B2

JP4006641B2 - Magnetic induction rotating diverter for high heat loads

Info

Publication number: JP4006641B2
Application number: JP2003109976A
Authority: JP
Inventors: 新太郎石山
Original assignee: 独立行政法人日本原子力研究開発機構
Priority date: 2003-04-15
Filing date: 2003-04-15
Publication date: 2007-11-14
Anticipated expiration: 2023-04-15
Also published as: JP2004317227A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、トカマク型核融合発電等の原子力分野で使用され、核融合反応により発生する高温プラズマからの熱に耐えながら、その反応の際に副成する不純物等を取り出すための高熱負荷対応型磁気誘導回転式ダイバータに関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来の固定ターゲット型ダイバータは、図2に示されるように、固定式の銅合金製冷却チャンネル１の上に、Ｃ／Ｃ（炭素繊維強化型炭素材料）コンポジット等の耐熱材料アーマタイル２からなる受熱ターゲット(受熱表面)をろう接したフラットプレート構造となっており、この冷却チャネル１内には内径ｄｏの冷却管が配置され、その上に横幅（冷却管の間隔）Ｄｏのアーマタイルがろう接されているが、この徐熱方式ではアーマタイルが固定されているので、アーマタイルに入射される熱を拡散除去する限界熱流束（冷却管への熱伝達が低下し、アーマタイル温度が急上昇しはじめる熱流束）に限界がある。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
従来型の固定ターゲット型ダイバータの方式では、次の点に解決すべき課題がある。
【０００４】
（ア）従来型のダイバータは、限界熱流束が２０〜３０ＭＷ／ｍ²以上で使用できない。
（イ）従来型のダイバータは、片側加熱であり、対バーンアウト設計裕度が低い。
【０００５】
（ウ）真空中の高密度プラズマ粒子線入射量が多く、スパッタ損耗率が大きい。
（エ）受熱／徐熱／排気機能をかねているので、機器の占有スペースが限られる。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
本発明の回転ターゲット型ダイバータにおいては、その受熱表面（ダイバータターゲット）を、トカマク型核融合炉のトロイダル磁揚を利用して一定速度で回転し、プラズマから熱流束を受ける受熱表面を回転駆動させる方式であるので、従来の固定ターゲット型ダイバータに比較して、次の利点を有する。
【０００７】
（ア）放熱面積増大による放射冷却促進が生ずる。
（イ）受熱表面であるダイバータターゲット上の実効的受熱面拡大による次の熱流束低減が図れる。
【０００８】
・ダイバータレッグ長の伸張
・ダイバータターゲット面に対するプラズマ粒子の低入射角化
・セパラトリックス磁気掃引
・ダイバータターゲットの駆動が自己ないし磁場誘導駆動式である。
【０００９】
核融合炉のプラズマ発生領域は、強磁場内及び真空中なのでターゲットを移動させるためのモータ駆動、外部機構での駆動方式は使えない。したがつて、本発明では、受熱表面であるダイバータターゲットが下記の方式で駆動される。
【００１０】
1. 直線駆動：ベルト状ターゲットを周回させる。
2. 回転駆動：円筒型ターゲットを回転させる。｛（ａ）冷却管同軸回転円筒型、（ｂ）トロイダル軸回転円筒型、及び（ｃ）トロイダル傾斜軸回転円筒型が採用される。｝
（ウ）円筒型ターゲットを、回転ターゲット型ダイバータ内の金属流体の潤滑性能とトロイダル磁場との相互作用により磁揚駆動回転させる。
【００１１】
【発明の実施の形態】
核融合炉のダイバータは、図７に示されるように、核融合炉の真空容器に設けられたブランケット内で重水素と三重水素とを加熱して核融合反応を起こし、生成した高温プラズマを発生させ、このプラズマを磁場によりブランケット内に閉じ込めた際に、この閉じ込められた高温プラズマの熱に耐えながら、このプラズマから反応生成不純物を取り出すのに使用される。そこで、本発明の回転円筒型ダイバータターゲットを使用してダイバータ熱負荷をあげることにより、核融合炉炉心ならびに装置全体をミコンパクトに設計することができる。
【００１２】
本発明においては、図８に示されるように、核融合炉の真空容器内に発生した高温プラズマにより発生した熱は、分割配置された回転円筒型ダイバータ機構により除去される。図８中のＸポイントは、発生したプラズマの等磁力線の交点を示す。
【００１３】
（ａ）冷却管同軸回転円筒型ダイバータ
図1に示されるように、回転円筒型ターゲット１は、液体金属層２を介して単一の冷却管３の外周に同軸状に組み合わされており、核融合炉のダイバータ中を周回する冷却管と同軸的に設けられている。回転円筒型ターゲット１は、高温プラズマを閉じ込める場により、液体金属２を介して冷却管３の外周で回転し、冷却管内を流れる冷却水により冷却される。図１では、高温プラズマからの入射熱流束Ｊｏが回転円筒型ターゲット１に角度αで入射している。
【００１４】
（ｂ）トロイダル軸回転円筒型ダイバータ
図４に示されるように、トロイダル軸回転円筒型ダイバータでは、主給水管であるフィーダーと同軸状に固定水冷基体を設け、そのフィーダーの外周に回転円筒形ターゲット（受熱板）を配置し、フィーダーと回転円筒形ターゲットとの間隙には液体金属伝熱媒体のＧａが充填封入されている。フィーダーには多くの分岐冷却管が設けられ、冷却水がフィーダーから各冷却管に流され、再びフィーダーに集められる。冷却管と液体金属との間にはヒートシンク／アーマ層が設けられている。この回転円筒形ターゲットは、液体金属を介して、トカマク型核融合炉のトロイダル磁場により一定速度で回転される。幅Ｗで入射する熱流束が回転円筒形ターガットに入射しても受熱ターゲットとしての受熱板が回転することによりその耐熱性が保持される。なお、トロイダル磁場方向は、図３に示されるトロイダル軸回転円筒型ダイバーダの配置図の紙面垂直方向である。
【００１５】
図中Ｂｔはトロイダルマグネットの磁場方向を示している（紙面下から上方向を指示）。トロイダル軸とは、Ｂｔ方向と同一の回転軸を有する回転円筒型ダイバータであり、又、下記のトロイダル傾斜軸とは、Ｂｔ方向に対して幾ばくかの傾斜回転角度を有する回転円筒型ダイバータである。
【００１６】
トロイダル軸回転円筒型ダイバータの回転円筒ターゲットの外径を３００ｍｍとし、従来型のダイバータターゲット(受熱表面）の熱流束を２０ＭＷ／ｍ²とした場合の平衡温度を表１及び表２に示す。
【００１７】
【表１】

【００１８】
【表２】

【００１９】
（ｃ）トロイダル軸傾斜回転円筒型ダイバータ
図６に示されるように、ステンレス材ＳＵＳからなる中心材の周囲にＣｕ材から構成される分割材が設けられ、その分割材中にＣｕからなる冷却管が配置され、冷却管内には冷却水が流されている。この分割材の外周がＷからなる円筒材で囲まれている。回転円筒ターゲットが、液体金属Ｇａ層を介して円筒材の外周に配置され、トリロイダル磁場により一定速度で回転される。核融合反応の結果生ずるプラズマ粒子が回転円筒ターゲットに入射しても回転円筒ターゲットが回転することによりその耐熱性が保持される。なお、トロイダル磁場方向は、図５に示されるトロイダル軸回転円筒型ダイバーダの配置図の紙面垂直方向である。
【００２０】
トロイダル軸傾斜回転円筒型ダイバータの水冷管の材質を各々Ｃｕ及びＳＵＳにした時の平衡温度を表３及び表４に示す。各層における熱流束の値は流路断面積に反比例的に増大するとした。ＳＵＳ冷却管の場合には、Ｇａの平衡温度が高くなり、蒸気圧が１×１０−３Ｐａを超える可能性が高い。
【００２１】
【表３】

【００２２】
【表４】

【００２３】
【実施例】
（実施例１）冷却管同軸回転円筒型ダイバータ
回転円筒型ターゲット（受熱表面）が液体金属層を介して単一の冷却管と同軸状に組み合わされている、本発明の冷却管同軸回転円筒型ダイバータの断面構造を図１に示す。これと同じ冷却管管径、配置間隔を有する従来の固定フラットプレート型ダイバータの断面構造を図２に示す。回転円筒型ターゲットが、ターゲット材の径方向の熱拡散速度に比べて十分早い速度で回転している場合、ターガット受熱面の最大熱流束およびスパッタによる表面損耗率は従来型の１／３、損耗率は１／３と見積もることができる。
【００２４】
即ち、この見積は、次のようにして得られる。
【００２５】
【数１】

ここで、Ｊｏ：磁力線に直交面の熱流束
α ：冷却管の配列面に対する粒子入射角（― 6°）
Ｄｏ：冷却管の間隔
（実施例２）トロイダル軸回転円筒型ダイバータ
トロイダル軸回転円筒型ダイバータの配置図を図３及び図４に示す。図８に示されるように、トロイダル軸線上に分割配置された回転円筒ターゲットユニットが直列状に連結され、全体としてドーナッツ状のダイバータターゲットが形成される。各ユニットの回転円筒型ターゲットは、同じく円柱状の固定水冷基体の外周に配置される。回転円筒型ターゲットとフィーダ外周面との間には支持／シール機構を設け、ガリウムを封止する。ガリウムの蒸気圧は６８０℃で高々１×１０^-6 ｔｏｒｒで、また回転中は違心力のためガリウムは受熱領域に向かって加圧状態となるため、ガリウムに対するシール部の封止性能は円筒型ターゲット（受熱板）回転中において優れた潤滑性能を有する利点がある。
【００２６】
トロイダル軸回転円筒型ダイバータターゲットの利点は、
１）受熱面最大熱流速は、おおよそＷ／πＤｃに比例的で、従って冷却管同軸回転円筒型に比べてＷ／Ｄだけ大幅に低滅できる。
【００２７】
ただし、Ｗ：回転円筒ターゲット面上の入熱巾、
Ｄｃ：回転円筒ターゲットの直径
２）ターゲット材表面損耗率もＷ／πＤｃに比例的に低減できる。
【００２８】
３）ロウ付け方式の固定ターゲット方式に比べ受熱板の交換補修が容易である。
図４は、トロイダル軸回転円筒型ダイバータユニットの構造図である。主給水管であるフィーダーと同軸状に固定水冷基体を設け、その外周に回転円筒ターゲット（受熱板）を配置する。両者の間隙には液体金属を充填封入する。
【００２９】
（実施例３）トロイダル傾斜軸回転円筒型ダイバータ
トロイダル傾斜軸回転円筒型の配置構成を図５及び図６に示す。ターゲット回転軸はトロイダル方向、磁力線に沿う向きに７０°傾斜させた。この場合、円筒ターゲット受熱面位置における表面熱流束は、受熱巾での平均値で１５ＭＷ／ｍ２、最高値で２９ＭＷ／ｍ２となる。さらにセパラトリックスとダイバータターゲット配列面の交叉角θを６０°に設定すると、これらの値は各々、１３及び２５ＭＷ／ｍ２となる。また一瞬一瞬の照射領域は回転円筒ターゲットの直交断面において約６０°の領域となる。
【００３０】
図６は、トロイダル傾斜軸回転円筒型ダイバータの断面構造例を示す。往復４対、計８本の冷却管を銅ブロックまたはＷ−Ｃｕ中に埋め込んだ外径９６ｍｍの水冷管束を形成し、その外周をＧａと反応しないタングステン層で被履する。その外周に、外径１２０ｍｍ、内径１００ｍｍのＣ／Ｃ材、ＳｉＣ材等セラミックスよりなる回転円筒ターゲットを被せ、間隙にはＧａを充填した構造とする。
【００３１】
【発明の効果】
本発明の回転円筒型の駆動ターゲット方式を従来型の固定型ターゲット方式と比較して、冷却効率上のメリットの有無を検討した結果、本発明の駆動ターゲット方式は、静止させた冷却管の外周に、液体金属ガリウム層を介して回転円筒ターゲットを配置した構造により、（１）回転円筒型ターゲットの軸をトーラス接線方向に傾斜させたトロイダル傾斜軸型では、ターゲット受熱面の平均熱流速は、従来型の約１／８に低減でき、又（２）ターゲット表面平衡温度は７００℃以上と見積もられる。
【００３２】
上記低減については、回転の時定数を調整することにより、加熱部を加熱面からすぐに移動させて冷却するので、加熱部表面への瞬間的な熱流速（受熱量）は、従来の平板型ターゲットプレート（固定型）に比較して１／３程度になる。更に、固定型の表面温度が１５００℃まで上昇するのに対して、回転型ターゲットプレートは７００℃程度とも見積もれることから、黒鉛製アーマータイルの損傷量は、アーマータイルの表面温度に比例し、そのため約１／３まで損耗量を低減化することができる。又、回転型ターゲットプレートの寿命を決める因子として、（１）熱流速及び（２）アーマータイル損耗にあることから、本発明の回転ターゲットプレートの寿命は両者の掛け算の１／３×１／３である１／８と推定できる。
【００３３】
本発明の回転円筒ターゲットの周速度は、ターゲットの動径方向の熱時定数で決まり、このことから数回転／ｓ以上の速度が必要である。そこで、本発明は、核融合炉発電システムヘの利用が可能である。
【図面の簡単な説明】
【図１】回転円筒型ターゲットが液体金属層を介して単一の冷却管と同軸状に組み合わされ、周回する冷却管同軸回転円筒型ダイバータの断面構造を示す図である。
【図２】冷却管管径、配置間隔を有する従来の固定フラットプレート型ダイバータの断面構造を示す図である。
【図３】トロイダル軸回転円筒型ダイバータの配置構成を示す図である。
【図４】トロイダル軸回転円筒型ダイバータユニットの断面構造を示す図である。
【図５】トロイダル傾斜軸回転円筒型ダイバータの配置構成を示す図である。
【図６】トロイダル傾斜軸回転円筒型の断面構造を示す図である。
【図７】核融合炉の断面構造を示す図である。
【図８】真空容器内に配置された回転ダイバータを示す図である。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention is used in the field of nuclear power such as tokamak-type fusion power generation, and withstands heat from high-temperature plasma generated by a nuclear fusion reaction, and supports a high heat load for taking out by-products impurities during the reaction. The present invention relates to a magnetic induction rotating diverter.
[0002]
[Prior art]
As shown in FIG. 2, the conventional fixed target type diverter includes a heat-resistant material armor tile 2 such as a C / C (carbon fiber reinforced carbon material) composite on a fixed copper alloy cooling channel 1. It has a flat plate structure in which the target (heat receiving surface) is brazed, and a cooling pipe having an inner diameter do is arranged in the cooling channel 1, and an armor tile having a lateral width (cooling pipe interval) Do is brazed thereon. However, since the armature is fixed in this gradual heating method, the critical heat flux that diffuses and removes the heat incident on the armature (the heat flux at which the heat transfer to the cooling pipe decreases and the armature temperature starts to rise rapidly) There is a limit.
[0003]
[Problems to be solved by the invention]
The conventional fixed target type diverter system has the following problems to be solved.
[0004]
(A) A conventional diverter cannot be used at a critical heat flux of 20 to 30 MW / m ² or more.
(A) The conventional diverter is one-sided heating and has a low tolerance for burnout design.
[0005]
(C) A large amount of high-density plasma particle beam incidence in vacuum and a large spatter wear rate.
(D) Since it also serves as a heat receiving / gradual heat / exhaust function, the space occupied by the device is limited.
[0006]
[Means for Solving the Problems]
In the rotating target type diverter of the present invention, the heat receiving surface (diverter target) is rotated at a constant speed using the toroidal magnetic uplift of the tokamak type nuclear fusion reactor, and the heat receiving surface receiving the heat flux from the plasma is rotated. Since it is a system, it has the following advantages over the conventional fixed target type diverter.
[0007]
(A) Radiation cooling is promoted by increasing the heat radiation area.
(A) The following heat flux can be reduced by expanding the effective heat receiving surface on the divertor target that is the heat receiving surface.
[0008]
・ Diverter leg length extension ・ Low incidence angle of plasma particles to diverter target surface ・ Separatrix magnetic sweep ・ The divertor target is driven by self or magnetic field induction drive.
[0009]
Since the plasma generation region of the fusion reactor is in a strong magnetic field and in a vacuum, a motor drive for moving the target and a drive system with an external mechanism cannot be used. Therefore, in the present invention, the divertor target that is the heat receiving surface is driven by the following method.
[0010]
1. Linear drive: A belt-shaped target is circulated.
2. Rotation drive: A cylindrical target is rotated. {(A) Cooling pipe coaxial rotating cylindrical type, (b) Toroidal shaft rotating cylindrical type, and (c) Toroidal inclined axis rotating cylindrical type are adopted. }
(C) The cylindrical target is rotated by magnetic uplift by the interaction between the lubrication performance of the metal fluid in the rotating target type diverter and the toroidal magnetic field.
[0011]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
As shown in Fig. 7, the fusion reactor diverter heats deuterium and tritium in a blanket provided in the vacuum vessel of the fusion reactor to cause a fusion reaction and generates the generated high-temperature plasma. When the plasma is confined in a blanket by a magnetic field, it is used to extract reaction product impurities from the plasma while withstanding the heat of the confined high temperature plasma. Therefore, by using the rotating cylindrical divertor target of the present invention and increasing the diverter thermal load, the fusion reactor core and the entire apparatus can be designed in a compact size.
[0012]
In the present invention, as shown in FIG. 8, the heat generated by the high temperature plasma generated in the vacuum vessel of the fusion reactor is removed by a rotating cylindrical diverter mechanism arranged in a divided manner. X point in FIG. 8 shows the intersection of the isomagnetic lines of the generated plasma.
[0013]
(A) Cooling tube coaxial rotating cylindrical diverter As shown in FIG. 1, the rotating cylindrical target 1 is coaxially combined with the outer periphery of a single cooling tube 3 via a liquid metal layer 2, It is provided coaxially with a cooling pipe that circulates in the diverter of the fusion furnace. The rotating cylindrical target 1 rotates on the outer periphery of the cooling pipe 3 via the liquid metal 2 and is cooled by the cooling water flowing in the cooling pipe by the field confining the high temperature plasma. In FIG. 1, the incident heat flux Jo from the high temperature plasma is incident on the rotating cylindrical target 1 at an angle α.
[0014]
(B) Toroidal shaft rotating cylindrical diverter As shown in FIG. 4, in the toroidal shaft rotating cylindrical diverter, a fixed water-cooling base is provided coaxially with a feeder as a main water supply pipe, and a rotating cylindrical target is provided on the outer periphery of the feeder. (Heat receiving plate) is arranged, and a gap between the feeder and the rotating cylindrical target is filled and filled with Ga of the liquid metal heat transfer medium. The feeder is provided with a number of branch cooling pipes, and cooling water flows from the feeder to each cooling pipe and is collected again in the feeder. A heat sink / armor layer is provided between the cooling tube and the liquid metal. The rotating cylindrical target is rotated at a constant speed by the toroidal magnetic field of the tokamak fusion reactor through the liquid metal. Even if the heat flux incident at the width W is incident on the rotating cylindrical tagat, the heat receiving plate as the heat receiving target is rotated to maintain the heat resistance. The toroidal magnetic field direction is a direction perpendicular to the paper surface of the layout diagram of the toroidal shaft rotating cylindrical diver shown in FIG.
[0015]
Bt in the figure indicates the direction of the magnetic field of the toroidal magnet (indicating upward from the bottom of the page). The toroidal shaft is a rotating cylindrical diverter having the same rotation axis as the Bt direction, and the following toroidal tilting axis is a rotating cylindrical diverter having some tilt rotation angle with respect to the Bt direction. .
[0016]
Tables 1 and 2 show equilibrium temperatures when the outer diameter of the rotating cylindrical target of the toroidal shaft rotating cylindrical diverter is 300 mm and the heat flux of the conventional diverter target (heat receiving surface) is 20 MW / m ² .
[0017]
[Table 1]

[0018]
[Table 2]

[0019]
(C) Toroidal shaft inclined rotation cylindrical diverter As shown in FIG. 6, a split material made of Cu material is provided around a central material made of stainless steel SUS, and a cooling pipe made of Cu in the split material And cooling water is flowing in the cooling pipe. The outer periphery of the divided material is surrounded by a cylindrical material made of W. A rotating cylindrical target is disposed on the outer periphery of the cylindrical material via the liquid metal Ga layer, and is rotated at a constant speed by a toroidal magnetic field. Even if the plasma particles generated as a result of the fusion reaction enter the rotating cylindrical target, the rotating cylindrical target rotates to maintain its heat resistance. The toroidal magnetic field direction is the direction perpendicular to the paper surface of the layout diagram of the toroidal shaft rotating cylindrical diver shown in FIG.
[0020]
Tables 3 and 4 show the equilibrium temperatures when the material of the water-cooled tube of the toroidal axis inclined rotation cylindrical diverter is Cu and SUS, respectively. The value of the heat flux in each layer was assumed to increase inversely proportional to the cross-sectional area of the channel. In the case of a SUS cooling pipe, the equilibrium temperature of Ga becomes high and the vapor pressure is likely to exceed 1 × 10 −3 Pa.
[0021]
[Table 3]

[0022]
[Table 4]

[0023]
【Example】
(Embodiment 1) Cooling tube coaxial rotating cylindrical type diverter rotating cylindrical target (heat receiving surface) is coaxially combined with a single cooling tube via a liquid metal layer. A cross-sectional structure of the diverter is shown in FIG. FIG. 2 shows a sectional structure of a conventional fixed flat plate type diverter having the same cooling pipe diameter and arrangement interval. When the rotating cylindrical target is rotating at a sufficiently high speed compared to the heat diffusion rate in the radial direction of the target material, the maximum heat flux of the target surface and the surface wear rate due to sputtering are 1/3 of the conventional type. The rate can be estimated as 1/3.
[0024]
That is, this estimate is obtained as follows.
[0025]
[Expression 1]

Here, Jo: heat flux orthogonal to the magnetic field lines α: particle incident angle with respect to the arrangement surface of the cooling pipe (-6 °)
Do: Cooling pipe interval (Example 2) Toroidal shaft rotating cylindrical diverter The layout of the toroidal shaft rotating cylindrical diverter is shown in FIGS. As shown in FIG. 8, rotating cylindrical target units divided and arranged on the toroidal axis are connected in series to form a donut-shaped divertor target as a whole. The rotating cylindrical target of each unit is disposed on the outer periphery of a columnar fixed water-cooled substrate. A support / seal mechanism is provided between the rotating cylindrical target and the feeder outer peripheral surface to seal gallium. The vapor pressure of gallium is at most 1 × 10 ⁻⁶ torr at 680 ° C., and the gallium is in a pressurized state toward the heat receiving area due to the eccentric force during rotation. There is an advantage of having excellent lubrication performance during rotation of the target (heat receiving plate).
[0026]
The advantage of the toroidal shaft rotating cylindrical divertor target is
1) The maximum heat flow rate on the heat receiving surface is approximately proportional to W / πDc, and therefore can be significantly reduced by W / D compared to the coaxial cooling cylinder type of the cooling pipe.
[0027]
Where W: heat input width on the surface of the rotating cylindrical target,
Dc: Diameter of the rotating cylindrical target 2) The target material surface wear rate can also be reduced proportionally to W / πDc.
[0028]
3) The heat receiving plate can be easily replaced and repaired compared to the brazing type fixed target method.
FIG. 4 is a structural diagram of a toroidal shaft rotating cylindrical diverter unit. A fixed water-cooling base is provided coaxially with the feeder which is the main water supply pipe, and a rotating cylindrical target (heat receiving plate) is disposed on the outer periphery thereof. The gap between the two is filled and filled with liquid metal.
[0029]
(Embodiment 3) An arrangement configuration of a toroidal inclined axis rotating cylindrical diverter toroidal inclined axis rotating cylindrical type is shown in FIGS. The target rotation axis was tilted 70 ° in the toroidal direction and in the direction along the magnetic field lines. In this case, the surface heat flux at the position of the cylindrical target heat receiving surface is 15 MW / m 2 as an average value in the heat receiving width and 29 MW / m 2 as a maximum value. Further, when the crossing angle θ between the separatrix and the diverter target arrangement surface is set to 60 °, these values are 13 and 25 MW / m 2, respectively. Moreover, the irradiation area for every moment becomes an area of about 60 ° in the orthogonal cross section of the rotating cylindrical target.
[0030]
FIG. 6 shows an example of a cross-sectional structure of a toroidal inclined axis rotating cylindrical diverter. A water-cooled tube bundle having an outer diameter of 96 mm is formed by embedding a total of eight cooling pipes in a reciprocating four pairs in a copper block or W-Cu, and the outer periphery thereof is covered with a tungsten layer that does not react with Ga. The outer periphery is covered with a rotating cylindrical target made of a ceramic such as a C / C material or SiC material having an outer diameter of 120 mm and an inner diameter of 100 mm, and the gap is filled with Ga.
[0031]
【The invention's effect】
As a result of examining whether or not there is a merit in cooling efficiency in comparison with the conventional fixed target method, the driving target method of the present invention is the outer periphery of the stationary cooling pipe. (1) In the toroidal inclined axis type in which the axis of the rotating cylindrical target is inclined in the torus tangential direction due to the structure in which the rotating cylindrical target is arranged via the liquid metal gallium layer, the average heat flow rate of the target heat receiving surface is (2) The target surface equilibrium temperature is estimated to be 700 ° C. or higher.
[0032]
Regarding the above reduction, the heating unit is immediately moved from the heating surface to cool by adjusting the time constant of rotation, so the instantaneous heat flow rate (heat receiving amount) to the heating unit surface is the conventional flat plate type It is about 1/3 compared to the target plate (fixed type). Furthermore, since the surface temperature of the fixed mold rises to 1500 ° C., the rotational target plate is estimated to be about 700 ° C. Therefore, the damage amount of the graphite armor tile is proportional to the surface temperature of the armor tile, Therefore, the amount of wear can be reduced to about 約. Further, since the factors that determine the life of the rotating target plate are (1) heat flow rate and (2) armor tile wear, the life of the rotating target plate of the present invention is 1/3 × 1/3 of the multiplication of both. It can be estimated that 1/8.
[0033]
The peripheral speed of the rotating cylindrical target of the present invention is determined by the thermal time constant in the radial direction of the target, and from this, a speed of several revolutions / s or more is required. Therefore, the present invention can be used for a fusion reactor power generation system.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a view showing a cross-sectional structure of a rotating tube coaxial rotating cylindrical diverter in which a rotating cylindrical target is coaxially combined with a single cooling tube via a liquid metal layer and circulates.
FIG. 2 is a view showing a cross-sectional structure of a conventional fixed flat plate type diverter having a cooling pipe diameter and an arrangement interval.
FIG. 3 is a diagram showing an arrangement configuration of a toroidal shaft rotating cylindrical diverter.
FIG. 4 is a diagram showing a cross-sectional structure of a toroidal shaft rotating cylindrical diverter unit.
FIG. 5 is a view showing an arrangement configuration of a toroidal inclined axis rotating cylindrical diverter.
FIG. 6 is a view showing a cross-sectional structure of a toroidal inclined axis rotating cylindrical type.
FIG. 7 is a diagram showing a cross-sectional structure of a nuclear fusion reactor.
FIG. 8 is a view showing a rotating diverter disposed in a vacuum vessel.

Claims

A stationary cooling pipe, a liquid metal layer provided on the outer periphery of the cooling pipe, and a rotating cylindrical target provided on the outer periphery of the metal layer are coaxially combined. The tokamak fusion reactor toroidal magnetic lift is rotated on the outer periphery of the cooling pipe through a layer, cooled by cooling water flowing in the cooling pipe, and generated in the fusion reactor by the cooled rotating cylindrical target Magnetic induction rotating diverter for high heat load of cooling tube coaxial rotating cylinder type that can remove incident heat from high temperature plasma.

Water supply pipe feeder for cooling water having a plurality of branch cooling pipes, a cylindrical fixed water cooling base provided coaxially at the center of the feeder, and provided on the outer periphery, and provided on the outer circumference of the water supply pipe feeder A rotating cylindrical target, and a liquid metal layer filled and sealed in a gap between the water supply pipe feeder and the rotary cylindrical target, and the rotating cylindrical target is disposed on the outer periphery of the water supply pipe feeder via the liquid metal layer. Toroidal, which is rotated using the toroidal magnetic field of the fusion reactor, cooled by cooling water flowing in the branch cooling pipe, and the incident heat from the high-temperature plasma generated in the fusion reactor is removed by the cooled rotating cylindrical target Magnetic induction rotating cylindrical diverter for high heat loads arranged along the axis.

The central base material, the divided material provided around it, the cooling water cooling pipe provided in each divided material, the rotating cylindrical target provided on the outer periphery of the divided material, and the divided material and the rotating cylindrical target It is composed of a liquid metal layer filled and sealed in between, and a rotating cylindrical target is rotated on the outer periphery of the split material through the liquid metal layer using the toroidal magnetic field of the tokamak fusion reactor. Corresponding to high heat load, tilted at an angle with respect to the toroidal axis, cooled by flowing coolant and removed from the hot plasma generated in the fusion reactor by a cooled rotating cylindrical target Type magnetic induction rotating cylindrical diverter.

Diverter according to any one of claims 1 to 3 heat flux from the plasma are available in 20-30MW / ^{m 2.}

The diverter according to any one of claims 1 to 3, wherein a rotating cylindrical target is disposed on the outer periphery of the stationary cooling pipe via a gallium liquid metal layer.