Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
阿部 仁; 館盛 勝一; 鈴木 伸一; 内藤 俶孝
JAERI-M 91-203, 34 Pages, 1991/11
高レベル廃液中には、溶媒抽出工程から分離された超ウラン元素や核分裂生成物が溶解しており、それらの崩壊熱によって廃液は加熱されている。したがって実際の高レベル廃液貯槽では、冷却機能が絶えず作動しており、廃液の温度上昇・沸騰を防いでいる。しかし工程に対して、誤操作や機器の故障が加わり、その冷却機能の一部あるいは全部が失われた場合には、廃液の温度は上昇し、場合によっては沸騰さらに蒸発乾固を引き起こす可能性がある。HLST(Simulation Code for Transient Phenomena in High Level Liquid Waste Storge Tank)は、冷却コイル中を流れる冷却水の流量に異常が生じたと仮定することで廃液に対する冷却機能の喪失を模擬し、その機能喪失の度合いと廃液状態の経時変化をシミュレーションする計算コードである。本報告書はHLSTの使用手引書であるとともに、プログラム内容説明書でもある。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 橘高 大悟*; 石井 響子*; 松宮 壽人*
no journal, ,
冷却材が全量かつ瞬時に喪失した場合におけるトカマク原型炉の安全上の特徴について、最近の知見を報告する。冷却水が瞬時に全量喪失し、かつ外部電源の供給も無く、能動的な除熱は何も行えないという極端な状況を仮定し、核融合炉熱水力過渡解析コードMELCOR-fusを用いて、炉内機器の温度変化を解析した。冷却材全量瞬時喪失のように極端な事象でも、原型炉の炉内機器や真空容器(放射性物質に対する閉じ込め障壁)の温度は融点に達しないことが分かった。
