MARC

 008260126s2024        us                              c    eng  d
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■020    ▼a9798263345525
■035    ▼a(MiAaPQ)AAI32309372
■035    ▼a(MiAaPQ)GeorgiaTech75320
■040    ▼aMiAaPQ▼cMiAaPQ
■0820  ▼a500
■1001  ▼aMusa,  Shekaib  Ahmad.
■24510▼aInvestigation  of  a  Helium-Cooled  Modular  Divertor  with  Multiple  Jets  Using  a  Reversed  Heat  Flux  Approach
■260    ▼a[Sl]▼bGeorgia  Institute  of  Technology▼c2024
■260  1▼aAnn  Arbor▼bProQuest  Dissertations  &  Theses▼c2024
■300    ▼a419  p
■500    ▼aSource:  Dissertations  Abstracts  International,  Volume:  87-05,  Section:  B.
■500    ▼aAdvisor:  Yoda,  Minami;Abdel-Khalik,  Said  I.
■5021  ▼aThesis  (Ph.D.)--Georgia  Institute  of  Technology,  2024.
■520    ▼aControlled  nuclear  fusion  stands  out  as  a  potential  sustainable  and  large-scale  energy  source,  mirroring  the  Sun's  powering  principle.  Magnetic  confinement  fusion  reactors,  harnessing  magnetic  fields,  facilitate  fusion  reactions  within  a  "burning  plasma"  at  temperatures  exceeding  10°K.  The  divertor,  an  important  plasma-facing  component  in  future  long-pulse  magnetic  fusion  energy  (MFE)  reactors,  is  vital  in  sustaining  fusion  reactions  by  removing  fusion  products,  impurities,  and  debris  from  the  core  plasma.This  thesis  focuses  on  the  helium-cooled  modular  divertor  with  multiple  jets  (HEMJ)  design.  An  HEMJ  module  employs  an  array  of  impinging  jets  to  cool  the  inner  surface  of  an  endcap  brazed  to  the  plasma-facing  surface,  a  tungsten  tile.  Originally  proposed  for  the  European  demonstration  DEMO  fusion  reactor,  this  concept  has  been  experimentally  shown  to  remove  steady-state  incident  heat  fluxes  of  at  least  10  MW/m².  Individual  HEMJ  "fingers"  are  initially  assembled  into  bundles,  or  units,  of  nine  fingers  with  a  common  inlet  and  outlet  to  form  the  divertor  with  a  plasma-facing  area  of  O(100  m²).  To  date,  most  of  the  studies  and  models  of  the  HEMJ  are  based  on  a  single  finger,  and  there  are  few  studies  of  even  a  single  HEMJ  unit.The  main  objective  of  this  thesis  was  therefore  to  evaluate  the  thermofluids  characteristics  of  a  representative  HEMJ  bundle  to  verify  that  the  results  obtained  from  a  single  HEMJ  finger  can  be  used  for  a  multi-finger  bundle.  The  outer  shell  of  the  HEMJ  bundle  has  a  significantly  different  geometry  beyond  the  endcap  region  and  therefore  may  have  different  thermofluids  behavior.  The  experimental  studies  presented  here  use  areversed  heat  flux  (RHF)  approach,  whereby  heat  is  removed  (rather  than  added)  at  the  plasma-facing  surface,  thereby  reducing  the  operating  temperatures  for  the  test  section.This  approach  was  first  successfully  validated  in  experimental  studies  of  a  single  HEMJ  finger  by  comparing  RHF  and  normal  heat  flux  tests  for  dimensionless  heat  transfer  coefficient,  or  Nusselt  number  Nu,  and  dimensionless  pressure  drop,  or  pressure  loss  coefficient  KL.  Experimental  studies  were  then  conducted  on  a  seven-finger  HEMJ  bundle  where  a  central  finger  was  surrounded  by  six  outer  fingers  using  the  RHF  method  at  the  prototypical  He  pressure  of  10  MPa,  He  temperatures  as  great  as  300  °C  and  incident  heat  flux  magnitudes  as  great  as  5.9  MW/m².  For  this  purpose,  a  larger  helium  loop  with  a  mass  flow  rate  as  great  as  100  g/s  was  designed  and  built.The  results  indicate  that  the  Nu  correlation  developed  from  single-finger  HEMJ  studies  is  applicable  to  the  seven-finger  HEMJ  unit  at  the  prototypical  mass  flow  rate  of  6.8  g/s.  In  all  cases,  the  K₁  results  are  higher  than  those  for  the  single-finger  HEMJ  due  in  part  to  the  addition  of  common  inlet  and  outlet  chambers.  Computational  fluid  dynamics  (CFD)  studies  of  a  seven-finger  HEMJ  unit  were  carried  out  with  a  commercial  software  package  ANSYS  and  used  to  design  the  seven-finger  test  section  and  clarify  some  of  the  experimental  results,  including  the  impact  of  partial  blockage  of  the  jet  exit  holes  on  Nu  and  KL.
■590    ▼aSchool  code:  0078.
■650  4▼aPlasma
■650  4▼aFluid  dynamics
■650  4▼aEmissions
■650  4▼aEnergy  resources
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■650  4▼aNuclear  engineering
■690    ▼a0363
■690    ▼a0725
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■690    ▼a0552
■71020▼aGeorgia  Institute  of  Technology.
■7730  ▼tDissertations  Abstracts  International▼g87-05B.
■790    ▼a0078
■791    ▼aPh.D.
■792    ▼a2024
■793    ▼aEnglish
■85640▼uhttp://www.riss.kr/pdu/ddodLink.do?id=T17360390▼nKERIS▼z이  자료의  원문은  한국교육학술정보원에서  제공합니다.

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