Depressurization effects of vacuum vessel pressure supression systems in fusion reactors at multiple first wall pipe break events

核融合炉複数冷却管破断時における真空容器圧力上昇抑制系の減圧効果

高瀬 和之; 秋本 肇

Takase, Kazuyuki; Akimoto, Hajime

本研究は、真空容器内冷却材侵入(ICE)事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動をICE統合試験装置を使って実験的に調べ、またTRAC-PF1コードを使って実験結果を数値的に検証したものである。ICE事象統合装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー,ダイバータ,真空容器,サプレッションタンク等から構成される。実験ではプラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む二相流挙動を可視的に明らかにした。また、ダイバータ部分に存在する真空排気スリットの断面積と流動抵抗の関係を定量的に明らかにした。さらに、冷却材侵入時の最高到達圧力をTRAC-PF1コードを使って5%以内の誤差で予測可能であることを一連の実験結果との比較から明らかにした。

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